CN107633889B - 一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法 - Google Patents

Abstract

本发明属于核电站安全评估技术领域，具体涉及一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法。该方法对核电机组堆腔注水冷却系统有效性评价结果进行独立评估，具体包括以下步骤：环节1：CIS系统有效性独立评估数据收集；环节2：确定代表性严重事故序列；环节3：建立CIS系统有效性独立评估计算分析模型；环节4：严重事故序列计算分析；环节5：判定是否满足压力容器热工失效准则；环节6：CIS系统有效性独立评估。通过计算分析得到的压力容器下封头外壁面热流密度与CHF实验结果比对分析，成功验证了该系统在严重事故下保证压力容器下封头完整性设计功能的有效性，解决了对华龙一号堆腔注水冷却系统有效性评价结果进行独立评估的问题。

Description

一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法

技术领域

本发明属于核电站安全评估技术领域，具体涉及一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法。

背景技术

“华龙一号”是我国自主研发的具有先进安全理念的三代百万千瓦级压水堆核电机组，充分借鉴了国家引进的三代核电技术和先进的设计理念，对设计基准事故之外的扩展工况进行了分析并制定了预防和缓解措施，以预防严重事故发生或减轻严重事故的后果。

与M310改进型核电机组相比，“华龙一号”设置了堆腔注水冷却系统(CavityInjection and Cooling System，简称CIS系统)，在发生堆芯熔化的设计扩展工况(严重事故工况)时，该系统通过对压力容器外壁面进行冷却带走堆芯熔融物热量，降低压力容器外壁面的温度，维持压力容器的完整性，实现压力容器内堆芯熔融物的滞留(In-VesselRetention，简称IVR)，以提高核电机组的安全性。

在设计过程中“华龙一号”CIS系统有效性评价采用的是基于风险导向的事故分析方法(Risk-Oriented Accident Analysis Methodology，简称ROAAM)，属于概率论分析方法。该方法以压力容器热失效准则为判据，首先明确严重事故序列及熔融池的最终包络状态；在分析包络状态下各关键参数概率分布的基础上，通过参数抽样确定压力容器外壁面热流密度；与实验研究得到的压力容器外壁面临界热流密度(Critical Heat Flux，简称CHF)进行对比分析，判断是否能够满足压力容器热失效准则，从而完成CIS系统有效性评价。

根据核动力厂设计安全规定(HAF102-2016)需对设计安全评价进行独立评估。目前尚没有系统得开展“华龙一号”CIS系统有效性独立评估的方法。福清核电5、6号机组是国内首次开展堆腔注水冷却系统有效性独立评估的“华龙一号”核电机组。为了验证CIS系统有效性评价结果的合理性，亟需研制一种对“华龙一号”CIS系统有效性评价进行独立评估的方法。

发明内容

本发明要解决的技术问题是提供一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，以解决对华龙一号机组堆腔注水冷却系统有效性评价结果进行独立评估的问题。

为了实现这一目的，本发明采取的技术方案是：

一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，应用该方法的华龙一号堆型核电机组设置堆腔注水冷却系统，在发生堆芯熔化的设计扩展工况时，该系统通过对压力容器外壁面进行冷却带走堆芯熔融物热量，降低压力容器外壁面的温度，维持压力容器的完整性，实现压力容器内堆芯熔融物的滞留，以提高核电机组的安全性；该方法对核电机组堆腔注水冷却系统有效性评价结果进行独立评估，具体包括以下步骤：

环节1：CIS系统有效性独立评估数据收集

收集核电机组堆腔注水冷却系统有效性分析所需系统参数、运行参数、设备参数、运行规程，为后续环节3建立计算分析模型和环节4严重事故序列计算分析进行数据输入准备；

环节2：确定代表性严重事故序列

环节2-1：以特定电厂设计阶段功率运行工况概率安全评价PSA确定导致堆芯损伤的支配性序列为基础，对支配性序列进行归并、筛选，形成CIS系统有效性独立评估的第1部分严重事故序列；

环节2-2：根据工程经验判断，筛选出典型的严重事故序列，作为CIS系统有效性独立评估的第2部分严重事故序列；

环节2-3：筛选出的第1部分和第2部分严重事故序列作为CIS系统有效性独立评估具有代表性的严重事故序列；

环节3：建立CIS系统有效性独立评估计算分析模型

MAAP4程序是压水堆核电站严重事故分析程序，属于系统性程序，通过该程序对代表性严重事故序列进行计算分析；

结合环节1收集的MAAP4程序建模所需的输入数据，对华龙一号反应堆冷却剂系统、安全壳、堆芯区域、压力容器下封头和筒体区域、压力容器下封头熔融池进行模拟，建立CIS系统有效性独立评估计算分析模型；

环节4：严重事故序列计算分析

基于MAAP4程序建立的CIS系统有效性独立评估的计算分析模型，对环节2确定的具有代表性的严重事故序列进行计算分析，得到每一种代表性严重事故序列下堆芯熔化后压力容器外壁面不同区域的热流密度；

针对环节2-1和环节2-2所确定的每一种代表性严重事故序列，对环节3构建的CIS系统有效性独立评估计算分析模型进行输入设置，然后运行MAAP4程序进行计算分析，得到每一种代表性严重事故序列下堆芯熔化后压力容器外壁面不同区域的瞬态热流密度；

环节5：判定是否满足压力容器热工失效准则

CIS系统有效性评价通过判定环节4的计算结果是否满足压力容器热工失效准则实现；具体包括如下环节：

环节5-1：确定与环节2严重事故序列适应的临界热流密度

根据环节2确定的代表性严重事故序列，选取压力容器外壁面临界热流密度实验中相应工况或包络工况下的临界热流密度；

环节5-2：压力容器外壁面热流密度与临界热流密度对比分析

将环节4计算得出的压力容器外壁面不同区域瞬态热流密度与相应的临界热流密度进行比对；

若环节4计算得到的压力容器外壁面热流密度小于临界热流密度，则满足压力容器热工失效准则，在严重事故下CIS系统有效带出压力容器内熔融物向压力容器壁面所传递的热量，保证压力容器下封头完整性；

环节6：CIS系统有效性独立评估

将环节5得出的判定结果与设计过程中的CIS系统有效性分析结果进行比对分析，验证核电机组CIS系统在严重事故下保证压力容器下封头完整性设计功能的有效性。

进一步的，如上所述的一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，环节1中，具体数据收集数量和类型以后续环节3中MAAP4程序建模和环节4中严重事故序列计算分析的输入需求为依据。

进一步的，如上所述的一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，环节2-1中，以特定电厂设计阶段功率运行工况概率安全评价PSA确定的对堆芯损坏概率贡献在前95％以内的支配性序列集合为基础，根据系统属性对支配性序列进行归并分组。

进一步的，如上所述的一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，环节2-1中，以特定电厂设计阶段功率运行工况概率安全评价PSA确定的对堆芯损坏概率贡献在前95％以内的支配性序列集合为基础，根据如下属性对支配性序列进行归并分组：

1)始发事件的类型：包括导致堆芯损伤的丧失冷却剂破口类事故、非破口类事故；

2)事故进程的特点：包括堆芯熔化的时间、堆芯熔化时一回路的压力；

3)安全系统有效性：包括反应堆是否停堆成功，安全注入系统是否可用；

对于各组严重事故序列，选取该组序列中保守的典型序列作为代表序列，得到一系列具有代表性的PSA支配性序列。

进一步的，如上所述的一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，环节2-1中，根据华龙一号CIS系统的特性，并考虑严重事故分析保守性确定以下筛选原则：

1)考虑低压熔堆序列；

2)排除堆芯损坏但无法形成熔融池的序列；

3)进程相似的序列以对熔融物堆内滞留更不利的序列为包络序列；

基于以上筛选原则，对归并分组后具有代表性的特定电厂设计阶段功率运行工况概率安全评价PSA支配性序列进行筛选，确定CIS系统有效性独立评估第1部分具有代表性的严重事故序列。

进一步的，如上所述的一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，环节2-2中，根据工程经验，确定典型的严重事故序列包括：大破口失水事故、小破口失水事故、丧失全部热阱、全厂断电；

环节2-1中以特定电厂设计阶段功率运行工况概率安全评价PSA确定导致堆芯损伤的支配性序列为基础筛选的用于CIS系统有效性独立评估分析的代表性严重事故序列若未包括上述典型的严重事故序列，则将上述典型的严重事故序列定义为CIS系统有效性独立评估分析补充的代表性严重事故序列，作为CIS系统有效性独立评估的第2部分严重事故序列。

进一步的，如上所述的一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，环节3中，建立用于CIS系统有效性独立评估的计算分析模型时，具体包括如下步骤：

环节3-1:建立冷却剂系统模型

华龙一号反应堆冷却剂系统包括1台反应堆压力容器、3个冷却剂环路、1台稳压器和3台蒸汽发生器，每条冷却剂环路包含1个热管段、1个冷管段和1个过渡段；

MAAP4程序只模拟1个完好环路和1个破口环路，模拟分析具有丧失冷却剂的破口类事故序列时，在破口环路上设置丧失冷却剂的破口，破口形式根据破口类事故的类别进行设置；

同时模拟稳压器安全阀、快速卸压阀和卸压箱，稳压器安全阀按照整定值自动开启或关闭，或者根据需要手动开启；

在模拟分析环节2-1和环节2-2所确定的代表性严重事故序列时，根据事故处理规程手动开启快速卸压阀执行排放卸压功能，完成反应堆冷却剂系统的快速卸压；

从安全阀或快速卸压阀排出的汽/水释放到稳压器卸压箱中，当卸压箱压力超过定值，爆破膜破裂，流体将直接释放到安全壳卸压箱隔间；

环节3-2：建立安全壳模型

安全壳模型包括堆坑、内置换料水箱、卸压箱空间、稳压器空间、蒸汽发生器空间、主泵空间、穹顶、环路公共区、中层空间、换料水池、大厅和环廊；

环节3-3：建立堆芯模型

堆芯模型按照径向和轴向划分堆芯上部非活性区、堆芯活性区和堆芯下部非活性区节点；

环节3-4：建立压力容器下封头和筒体模型

压力容器下封头按轴向和径向进行区域划分，筒体按轴向进行区域划分；

环节3-5：建立压力容器下封头熔融池模型

堆芯熔化后熔融物通过侧面迁移，掉落至下封头，下封头熔融池分为金属层和氧化熔融池，熔融池周围有硬壳包围。

进一步的，如上所述的一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，环节6中，

如环节5得出的判定结果与设计过程中的CIS系统有效性分析结果基本吻合，验证CIS系统在严重事故下保证压力容器下封头完整性设计功能是有效的，设计过程中的CIS系统有效性分析是合理的；

如环节5得出的判定结果与设计过程中的CIS系统有效性分析结果存在颠覆性差异，进一步分析论证CIS系统的设计。

本发明技术方案的有益效果在于：福清核电5、6号机组是“华龙一号”原型堆，“华龙一号”堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法已应用于福清核电5、6号机组堆腔注水冷却系统有效性分析的独立验证项目，通过计算分析得到的压力容器下封头外壁面热流密度与CHF实验结果比对分析，成功验证了该系统在严重事故下保证压力容器下封头完整性设计功能的有效性，解决了对“华龙一号”堆腔注水冷却系统有效性评价结果进行独立评估的问题。

附图说明

图1为本发明方法流程示意图。

具体实施方式

下面结合附图和具体实施例对本发明技术方案进行详细说明。

如图1所示，本发明一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，应用该方法的华龙一号堆型核电机组设置堆腔注水冷却系统，在发生堆芯熔化的设计扩展工况时，该系统通过对压力容器外壁面进行冷却带走堆芯熔融物热量，降低压力容器外壁面的温度，维持压力容器的完整性，实现压力容器内堆芯熔融物的滞留，以提高核电机组的安全性；

该方法对核电机组堆腔注水冷却系统有效性评价结果进行独立评估，具体包括以下步骤：

环节1：CIS系统有效性独立评估数据收集

收集核电机组堆腔注水冷却系统有效性分析所需系统参数、运行参数、设备参数、运行规程，为后续环节3建立计算分析模型和环节4严重事故序列计算分析进行数据输入准备；

环节1中，具体数据收集数量和类型以后续环节3中MAAP4程序建模和环节4中严重事故序列计算分析的输入需求为依据。

环节2：确定代表性严重事故序列

环节2-1：以特定电厂设计阶段功率运行工况概率安全评价PSA确定导致堆芯损伤的支配性序列为基础，对支配性序列进行归并、筛选，形成CIS系统有效性独立评估的第1部分严重事故序列；

环节2-1中，以特定电厂设计阶段功率运行工况概率安全评价PSA确定的对堆芯损坏概率贡献在前95％以内的支配性序列集合为基础，根据如下属性对支配性序列进行归并分组：

1)始发事件的类型：包括导致堆芯损伤的丧失冷却剂破口类事故、非破口类事故；

2)事故进程的特点：包括堆芯熔化的时间、堆芯熔化时一回路的压力；

3)安全系统有效性：包括反应堆是否停堆成功，安全注入系统是否可用；

对于各组严重事故序列，选取该组序列中保守的典型序列作为代表序列，得到一系列具有代表性的PSA支配性序列。

环节2-1中，根据华龙一号CIS系统的特性，并考虑严重事故分析保守性确定以下筛选原则：

1)考虑低压熔堆序列；

2)排除堆芯损坏但无法形成熔融池的序列；

3)进程相似的序列以对熔融物堆内滞留更不利的序列为包络序列；

基于以上筛选原则，对归并分组后具有代表性的特定电厂设计阶段功率运行工况概率安全评价PSA支配性序列进行筛选，确定CIS系统有效性独立评估第1部分具有代表性的严重事故序列。

环节2-2：根据工程经验判断，筛选出典型的严重事故序列，作为CIS系统有效性独立评估的第2部分严重事故序列；

环节2-2中，根据工程经验，确定典型的严重事故序列包括：大破口失水事故、小破口失水事故、丧失全部热阱、全厂断电；

环节2-1中以特定电厂设计阶段功率运行工况概率安全评价PSA确定导致堆芯损伤的支配性序列为基础筛选的用于CIS系统有效性独立评估分析的代表性严重事故序列若未包括上述典型的严重事故序列，则将上述典型的严重事故序列定义为CIS系统有效性独立评估分析补充的代表性严重事故序列，作为CIS系统有效性独立评估的第2部分严重事故序列。

环节2-3：筛选出的第1部分和第2部分严重事故序列作为CIS系统有效性独立评估具有代表性的严重事故序列；

环节3：建立CIS系统有效性独立评估计算分析模型

MAAP4程序是压水堆核电站严重事故分析程序，属于系统性程序，通过该程序对代表性严重事故序列进行计算分析；

结合环节1收集的MAAP4程序建模所需的输入数据，对华龙一号反应堆冷却剂系统、安全壳、堆芯区域、压力容器下封头和筒体区域、压力容器下封头熔融池进行模拟，建立CIS系统有效性独立评估计算分析模型；

环节3中，建立用于CIS系统有效性独立评估的计算分析模型时，具体包括如下步骤：

环节3-1:建立冷却剂系统模型

华龙一号反应堆冷却剂系统包括1台反应堆压力容器、3个冷却剂环路、1台稳压器和3台蒸汽发生器，每条冷却剂环路包含1个热管段、1个冷管段和1个过渡段；

MAAP4程序只模拟1个完好环路和1个破口环路，模拟分析具有丧失冷却剂的破口类事故序列时，在破口环路上设置丧失冷却剂的破口，破口形式根据破口类事故的类别进行设置；

同时模拟稳压器安全阀、快速卸压阀和卸压箱，稳压器安全阀按照整定值自动开启或关闭，或者根据需要手动开启；

在模拟分析环节2-1和环节2-2所确定的代表性严重事故序列时，根据事故处理规程手动开启快速卸压阀执行排放卸压功能，完成反应堆冷却剂系统的快速卸压；

从安全阀或快速卸压阀排出的汽/水释放到稳压器卸压箱中，当卸压箱压力超过定值，爆破膜破裂，流体将直接释放到安全壳卸压箱隔间；

环节3-2：建立安全壳模型

安全壳模型包括堆坑、内置换料水箱、卸压箱空间、稳压器空间、蒸汽发生器空间、主泵空间、穹顶、环路公共区、中层空间、换料水池、大厅和环廊；

环节3-3：建立堆芯模型

堆芯模型按照径向和轴向划分堆芯上部非活性区、堆芯活性区和堆芯下部非活性区节点；

环节3-4：建立压力容器下封头和筒体模型

压力容器下封头按轴向和径向进行区域划分，筒体按轴向进行区域划分；

环节3-5：建立压力容器下封头熔融池模型

堆芯熔化后熔融物通过侧面迁移，掉落至下封头，下封头熔融池分为金属层和氧化熔融池，熔融池周围有硬壳包围。

环节4：严重事故序列计算分析

基于MAAP4程序建立的CIS系统有效性独立评估的计算分析模型，对环节2确定的具有代表性的严重事故序列进行计算分析，得到每一种代表性严重事故序列下堆芯熔化后压力容器外壁面不同区域的热流密度；

针对环节2-1和环节2-2所确定的每一种代表性严重事故序列，对环节3构建的CIS系统有效性独立评估计算分析模型进行输入设置，然后运行MAAP4程序进行计算分析，得到每一种代表性严重事故序列下堆芯熔化后压力容器外壁面不同区域的瞬态热流密度；

环节5：判定是否满足压力容器热工失效准则

CIS系统有效性评价通过判定环节4的计算结果是否满足压力容器热工失效准则实现；具体包括如下环节：

环节5-1：确定与环节2严重事故序列适应的临界热流密度

根据环节2确定的代表性严重事故序列，选取压力容器外壁面临界热流密度实验中相应工况或包络工况下的临界热流密度；

环节5-2：压力容器外壁面热流密度与临界热流密度对比分析

将环节4计算得出的压力容器外壁面不同区域瞬态热流密度与相应的临界热流密度进行比对；

若环节4计算得到的压力容器外壁面热流密度小于临界热流密度，则满足压力容器热工失效准则，在严重事故下CIS系统有效带出压力容器内熔融物向压力容器壁面所传递的热量，保证压力容器下封头完整性；

环节6：CIS系统有效性独立评估

将环节5得出的判定结果与设计过程中的CIS系统有效性分析结果进行比对分析，验证核电机组CIS系统在严重事故下保证压力容器下封头完整性设计功能的有效性。

环节6中，如环节5得出的判定结果与设计过程中的CIS系统有效性分析结果基本吻合，验证CIS系统在严重事故下保证压力容器下封头完整性设计功能是有效的，设计过程中的CIS系统有效性分析是合理的；

如环节5得出的判定结果与设计过程中的CIS系统有效性分析结果存在颠覆性差异，进一步分析论证CIS系统的设计。

Claims (9)

1.一种堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，应用该方法的堆型核电机组设置堆腔注水冷却系统，在发生堆芯熔化的设计扩展工况时，该系统通过对压力容器外壁面进行冷却带走堆芯熔融物热量，降低压力容器外壁面的温度，维持压力容器的完整性，实现压力容器内堆芯熔融物的滞留，以提高核电机组的安全性；

其特征在于，该方法对核电机组堆腔注水冷却系统有效性评价结果进行独立评估，具体包括以下步骤：

环节1：CIS系统有效性独立评估数据收集

收集核电机组堆腔注水冷却系统有效性分析所需系统参数、运行参数、设备参数、运行规程，为后续环节3建立计算分析模型和环节4严重事故序列计算分析进行数据输入准备；

环节2：确定代表性严重事故序列

环节2-1：以特定电厂设计阶段功率运行工况概率安全评价PSA确定导致堆芯损伤的支配性序列为基础，对支配性序列进行归并、筛选，形成CIS系统有效性独立评估的第1部分严重事故序列；

环节2-2：根据工程经验判断，筛选出典型的严重事故序列，作为CIS系统有效性独立评估的第2部分严重事故序列；

环节2-3：筛选出的第1部分和第2部分严重事故序列作为CIS系统有效性独立评估具有代表性的严重事故序列；

环节3：建立CIS系统有效性独立评估计算分析模型

MAAP4程序是压水堆核电站严重事故分析程序，属于系统性程序，通过该程序对代表性严重事故序列进行计算分析；

结合环节1收集的MAAP4程序建模所需的输入数据，对反应堆冷却剂系统、安全壳、堆芯区域、压力容器下封头和筒体区域、压力容器下封头熔融池进行模拟，建立CIS系统有效性独立评估计算分析模型；

环节4：严重事故序列计算分析

基于MAAP4程序建立的CIS系统有效性独立评估的计算分析模型，对环节2确定的具有代表性的严重事故序列进行计算分析，得到每一种代表性严重事故序列下堆芯熔化后压力容器外壁面不同区域的热流密度；

针对环节2-1和环节2-2所确定的每一种代表性严重事故序列，对环节3构建的CIS系统有效性独立评估计算分析模型进行输入设置，然后运行MAAP4程序进行计算分析，得到每一种代表性严重事故序列下堆芯熔化后压力容器外壁面不同区域的瞬态热流密度；

环节5：判定是否满足压力容器热工失效准则

CIS系统有效性评价通过判定环节4的计算结果是否满足压力容器热工失效准则实现；具体包括如下环节：

环节5-1：确定与环节2严重事故序列适应的临界热流密度

根据环节2确定的代表性严重事故序列，选取压力容器外壁面临界热流密度实验中相应工况或包络工况下的临界热流密度；

环节5-2：压力容器外壁面热流密度与临界热流密度对比分析

将环节4计算得出的压力容器外壁面不同区域瞬态热流密度与相应的临界热流密度进行比对；

若环节4计算得到的压力容器外壁面热流密度小于临界热流密度，则满足压力容器热工失效准则，在严重事故下CIS系统有效带出压力容器内熔融物向压力容器壁面所传递的热量，保证压力容器下封头完整性；

环节6：CIS系统有效性独立评估

将环节5得出的判定结果与设计过程中的CIS系统有效性分析结果进行比对分析，验证核电机组CIS系统在严重事故下保证压力容器下封头完整性设计功能的有效性。

2.如权利要求1所述的一种堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，其特征在于：环节1中，具体数据收集数量和类型以后续环节3中MAAP4程序建模和环节4中严重事故序列计算分析的输入需求为依据。

3.如权利要求1所述的一种堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，其特征在于：

环节2-1中，以特定电厂设计阶段功率运行工况概率安全评价PSA确定的对堆芯损坏概率贡献在前95％以内的支配性序列集合为基础，根据系统属性对支配性序列进行归并分组。

4.如权利要求3所述的一种堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，其特征在于：

环节2-1中，以特定电厂设计阶段功率运行工况概率安全评价PSA确定的对堆芯损坏概率贡献在前95％以内的支配性序列集合为基础，根据如下属性对支配性序列进行归并分组：

1)始发事件的类型：包括导致堆芯损伤的丧失冷却剂破口类事故、非破口类事故；

2)事故进程的特点：包括堆芯熔化的时间、堆芯熔化时一回路的压力；

3)安全系统有效性：包括反应堆是否停堆成功，安全注入系统是否可用；

对于各组严重事故序列，选取该组序列中保守的典型序列作为代表序列，得到一系列具有代表性的PSA支配性序列。

5.如权利要求4所述的一种堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，其特征在于：

环节2-1中，根据CIS系统的特性，并考虑严重事故分析保守性确定以下筛选原则：

1)考虑低压熔堆序列；

2)排除堆芯损坏但无法形成熔融池的序列；

3)进程相似的序列以对熔融物堆内滞留更不利的序列为包络序列；

基于以上筛选原则，对归并分组后具有代表性的特定电厂设计阶段功率运行工况概率安全评价PSA支配性序列进行筛选，确定CIS系统有效性独立评估第1部分具有代表性的严重事故序列。

6.如权利要求1所述的一种堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，其特征在于：

环节2-2中，根据工程经验，确定典型的严重事故序列包括：大破口失水事故、小破口失水事故、丧失全部热阱、全厂断电；

环节2-1中以特定电厂设计阶段功率运行工况概率安全评价PSA确定导致堆芯损伤的支配性序列为基础筛选的用于CIS系统有效性独立评估分析的代表性严重事故序列若未包括上述典型的严重事故序列，则将上述典型的严重事故序列定义为CIS系统有效性独立评估分析补充的代表性严重事故序列，作为CIS系统有效性独立评估的第2部分严重事故序列。

7.如权利要求1所述的一种堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，其特征在于：环节3中，建立用于CIS系统有效性独立评估的计算分析模型时，具体包括如下步骤：

环节3-1:建立冷却剂系统模型

反应堆冷却剂系统包括1台反应堆压力容器、3个冷却剂环路、1台稳压器和3台蒸汽发生器，每条冷却剂环路包含1个热管段、1个冷管段和1个过渡段；

MAAP4程序只模拟1个完好环路和1个破口环路，模拟分析具有丧失冷却剂的破口类事故序列时，在破口环路上设置丧失冷却剂的破口，破口形式根据破口类事故的类别进行设置；

同时模拟稳压器安全阀、快速卸压阀和卸压箱，稳压器安全阀按照整定值自动开启或关闭，或者根据需要手动开启；

在模拟分析环节2-1和环节2-2所确定的代表性严重事故序列时，根据事故处理规程手动开启快速卸压阀执行排放卸压功能，完成反应堆冷却剂系统的快速卸压；

从安全阀或快速卸压阀排出的汽/水释放到稳压器卸压箱中，当卸压箱压力超过定值，爆破膜破裂，流体将直接释放到安全壳卸压箱隔间；

环节3-2：建立安全壳模型

安全壳模型包括堆坑、内置换料水箱、卸压箱空间、稳压器空间、蒸汽发生器空间、主泵空间、穹顶、环路公共区、中层空间、换料水池、大厅和环廊；

环节3-3：建立堆芯模型

堆芯模型按照径向和轴向划分堆芯上部非活性区、堆芯活性区和堆芯下部非活性区节点；

环节3-4：建立压力容器下封头和筒体模型

压力容器下封头按轴向和径向进行区域划分，筒体按轴向进行区域划分；

环节3-5：建立压力容器下封头熔融池模型

堆芯熔化后熔融物通过侧面迁移，掉落至下封头，下封头熔融池分为金属层和氧化熔融池，熔融池周围有硬壳包围。

8.如权利要求1所述的一种堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，其特征在于：环节6中，

如环节5得出的判定结果与设计过程中的CIS系统有效性分析结果基本吻合，验证CIS系统在严重事故下保证压力容器下封头完整性设计功能是有效的，设计过程中的CIS系统有效性分析是合理的；

如环节5得出的判定结果与设计过程中的CIS系统有效性分析结果存在颠覆性差异，进一步分析论证CIS系统的设计。

9.如权利要求1所述的一种堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，其特征在于：环节1中，具体数据收集数量和类型以后续环节3中MAAP4程序建模和环节4中严重事故序列计算分析的输入需求为依据；

环节2-1中，以特定电厂设计阶段功率运行工况概率安全评价PSA确定的对堆芯损坏概率贡献在前95％以内的支配性序列集合为基础，根据如下属性对支配性序列进行归并分组：

1)始发事件的类型：包括导致堆芯损伤的丧失冷却剂破口类事故、非破口类事故；

2)事故进程的特点：包括堆芯熔化的时间、堆芯熔化时一回路的压力；

3)安全系统有效性：包括反应堆是否停堆成功，安全注入系统是否可用；

对于各组严重事故序列，选取该组序列中保守的典型序列作为代表序列，得到一系列具有代表性的PSA支配性序列；

环节2-1中，根据CIS系统的特性，并考虑严重事故分析保守性确定以下筛选原则：

1)考虑低压熔堆序列；

2)排除堆芯损坏但无法形成熔融池的序列；

3)进程相似的序列以对熔融物堆内滞留更不利的序列为包络序列；

基于以上筛选原则，对归并分组后具有代表性的特定电厂设计阶段功率运行工况概率安全评价PSA支配性序列进行筛选，确定CIS系统有效性独立评估第1部分具有代表性的严重事故序列；

环节2-2中，根据工程经验，确定典型的严重事故序列包括：大破口失水事故、小破口失水事故、丧失全部热阱、全厂断电；

环节2-1中以特定电厂设计阶段功率运行工况概率安全评价PSA确定导致堆芯损伤的支配性序列为基础筛选的用于CIS系统有效性独立评估分析的代表性严重事故序列若未包括上述典型的严重事故序列，则将上述典型的严重事故序列定义为CIS系统有效性独立评估分析补充的代表性严重事故序列，作为CIS系统有效性独立评估的第2部分严重事故序列；

环节3中，建立用于CIS系统有效性独立评估的计算分析模型时，具体包括如下步骤：

环节3-1:建立冷却剂系统模型

反应堆冷却剂系统包括1台反应堆压力容器、3个冷却剂环路、1台稳压器和3台蒸汽发生器，每条冷却剂环路包含1个热管段、1个冷管段和1个过渡段；

MAAP4程序只模拟1个完好环路和1个破口环路，模拟分析具有丧失冷却剂的破口类事故序列时，在破口环路上设置丧失冷却剂的破口，破口形式根据破口类事故的类别进行设置；

同时模拟稳压器安全阀、快速卸压阀和卸压箱，稳压器安全阀按照整定值自动开启或关闭，或者根据需要手动开启；

在模拟分析环节2-1和环节2-2所确定的代表性严重事故序列时，根据事故处理规程手动开启快速卸压阀执行排放卸压功能，完成反应堆冷却剂系统的快速卸压；

从安全阀或快速卸压阀排出的汽/水释放到稳压器卸压箱中，当卸压箱压力超过定值，爆破膜破裂，流体将直接释放到安全壳卸压箱隔间；

环节3-2：建立安全壳模型

安全壳模型包括堆坑、内置换料水箱、卸压箱空间、稳压器空间、蒸汽发生器空间、主泵空间、穹顶、环路公共区、中层空间、换料水池、大厅和环廊；

环节3-3：建立堆芯模型

堆芯模型按照径向和轴向划分堆芯上部非活性区、堆芯活性区和堆芯下部非活性区节点；

环节3-4：建立压力容器下封头和筒体模型

压力容器下封头按轴向和径向进行区域划分，筒体按轴向进行区域划分；

环节3-5：建立压力容器下封头熔融池模型

堆芯熔化后熔融物通过侧面迁移，掉落至下封头，下封头熔融池分为金属层和氧化熔融池，熔融池周围有硬壳包围；

环节6中，

如环节5得出的判定结果与设计过程中的CIS系统有效性分析结果基本吻合，验证CIS系统在严重事故下保证压力容器下封头完整性设计功能是有效的，设计过程中的CIS系统有效性分析是合理的；

如环节5得出的判定结果与设计过程中的CIS系统有效性分析结果存在颠覆性差异，进一步分析论证CIS系统的设计。