CN107767025A - 一种风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法。该方法主要包括以下步骤：1)选定初始事件为核电厂大破口失水事故；2)根据风险系统评价方法，建立初始事件下的事件树，识别发生大破口失水事故后核电厂对应缓解措施的安全系统的所有可能的响应序列；3)针对事件树分析结果，结合故障树分析，综合考虑多种失效数据，量化所有事件序列的发生概率；4)计算各事件序列对应的包壳峰值温度；5)评估大破口失水事故的包壳峰值温度裕量。本发明方法在传统的确定论分析方法中引入了概率风险评价技术，以达到综合考虑核电厂认知不确性和偶然不确定性的目的，其分析结果更贴近核电厂的实际情况。

Description

一种风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法
技术领域
本申请涉及核电厂安全分析技术领域，具体涉及一种风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法。
背景技术
压水堆核电厂大破口失水事故(LB LOCA)是指反应堆冷却剂系统主管道发生大破裂而造成的反应堆冷却剂丧失事故。而大破口失水事故分析的目的是进行核电厂的安注系统、安全壳喷淋系统和辅助应急给水系统(简称专用安全设施)等的容量(能力)验证,即检验当发生大破口失水事故这种极端事故的情况下,反应堆冷却剂系统和专用安全设施等能否在各种苛刻环境条件下保证堆芯燃料元件的完整性。
现有的LOCA分析方法主要有以下几种：
1)保守的LOCA分析方法
保守的LOCA分析方法对应的是1974年版的10CFR50.46，其采用的评估模型必须严格遵守附录K的要求，首次形成了用于LOCA事故分析的保守方法。在当时的历史条件下，由于认知的局限和工具的欠缺，无法人为界定数据和模型的不确定性，而不得不在事故分析的各方面引入足够的保守性假设。这一法规得到了世界各国核监管当局的广泛接受，成为轻水堆保守性事故分析的国际通用规范。由于其过度的保守性制约了核电厂的经济性，现已逐渐被淘汰
2)“最佳估算+不确定性”的LOCA分析方法
最佳估算分析方法结合最佳估算程序与现实的初始条件和边界条件，对现行的安全裕量做了准确的描述，它要求考虑每一个对分析结果有影响的可用信息和数据，包括最佳估模型以及程序计算瞬态时的不确定性，输入与电厂参数的不确定性等。相较保守评价方法，BEPU的分析方法通过不确定性分析来界定计算结果与其真实值间的差距，对安全裕量进行了更合理的评价。
3)确定论现实分析方法
1992年，珐玛通和EDF开始建立基于最佳估算程序CATHARE的确定论现实方法(DRM，Deterministic Realistic Methodology)，用于LB LOCA的分析。法国的DRM方法是基于统计和确定计算的方法，其目标就是用统计分析方法量化所有的不确定性，以保守的模型覆盖量化得到的不确定性，从而在保守的前提下减少非量化不确定性引起的过多保守假设。
在现有的LOCA分析方法中，传统的安全分析方法以特定的单一序列为基础，对核电厂系统进行一定的系统假设(如单一故障)，采用可能导致最严重的事故后果的事件序列进行保守分析，这种方法采用保守的假设包络不确定性，但过于保守的假设可能使分析结果偏离现实情况。在最佳估算方法中，所有参数、模型的选择都旨在模拟核电厂事故过程中接近现实的情况，并考虑参数和模型等的不确定性。但这些方法仅仅考虑了计算模型和核电厂状态参数等认知不确定性，而针对缓解措施的安全系统等依然采用保守的假设，包括单一故障和不考虑非安全级系统等，从而使事故只按照一个较保守的事故序列发展。为了全面考虑不确定性，需要打破对既定的单一事件序列的分析，而结合概率风险评价技术(PSA)，分析初始事件下针对缓解措施的安全系统的所有可能的事件序列，可以达到考虑由核电厂系统、部件失效、人因失误等引起的偶然不确定性的目的。
风险指引的LOCA分析方法是指现有的确定论方法和PSA技术相结合的综合分析方法，即在现有的安全分析方法的基础上引入PSA技术，在设计基准事故中增加对系统成功概率、人员操作效果等不确定性因素的考虑，同时考虑认知不确定性和偶然不确定性。
根据10 CFR 50.46(U.S.Nuclear Regulatory Commission,10 CFR50.46.Acceptance criteria for emergency core cooling systems for light waternuclear power reactors.1974.)，包括2A LOCA(A为冷管段流通面积)工况在内的大破口失水事故作为设计基准事故，一般采用较为保守的确定论分析方法，其结果显示LB LOCA的裕量极低。在拟颁布的修订版10 CFR 50.46(【1】U.S.Nuclear Regulatory Commission,2010a.10 CFR 50.46a Draft Final Rule Language--Alternative AcceptanceCriteria for Emergency Core Cooling Systems for Light-Water Nuclear PowerReactors.ADAMS Accession no.ML 10120271.【2】U.S.Nuclear Regulatory Commission,2010b.Plant-Specific Applicability of Transition Break Size Specified in 10CFR 50.46a.Draft Regulatory Guide DG-1216.【3】U.S.Nuclear RegulatoryCommission,2010c.Risk-Informed Changes to Loss-of-Coolant Accident TechnicalRequirements(10 CFR 50.46a),SECY-10-0161.)中，缩小了设计基准事故中LB LOCA的尺寸范围，发生概率过小的大尺寸破口事故排除设计基准事故之外。
综上所述，现有的LOCA分析方法中，无论是传统的分析方法还是“最佳估算+不确定分析”方法，都只仅仅考虑了认知不确定性，包括计算模型的不确定性和核电厂状态参数的不确定性，而针对系统依然采用保守的系统假设，包括单一故障和不考虑非安全级系统等，从而使事故只按照一个较保守的事故序列发展，并未考虑系统的偶然不确定性，即事故发生后核电厂系统、部件失效、人因失误等引起的随机不确定性。
发明内容
本发明的目的在于针对现有技术LOCA分析方法的不足，提出一种风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法。
为了实现本发明目的，本发明采用如下技术方案：
一种风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法，该方法包括以下步骤：
1)选定初始事件：初始事件选为核电厂大破口失水事故；
2)识别事件序列：根据风险系统评价方法，建立初始事件下的事件树，识别发生大破口失水事故后核电厂对应缓解措施的安全系统的所有可能的响应序列；
3)量化事件序列概率：针对事件树分析结果，结合故障树分析，量化所有事件序列的发生概率；
4)计算各事件序列对应的包壳峰值温度；
5)包壳峰值温度裕量评估：评估大破口失水事故的包壳峰值温度裕量ΔPCTm。
作为本发明的优选技术方案，所述安全系统包括高压安注系统、低压安注系统、中压安注箱以及安全喷淋系统，所述识别所有可能的响应序列包括通过对所述安全系统是否成功投入、投入的列数以及破口位置进行组合分析，识别出所述所有可能的响应序列。作为本发明的优选技术方案，所述步骤3)还包括在分析过程中综合考虑多种失效数据，所述多种失效数据包括核电厂系统、部件失效和人因失误。
作为本发明的优选技术方案，所述计算各事件序列对应的包壳峰值温度具体采用最佳估算热工水力系统分析程序(CATHARE GB)和确定现实方法(DRM)对核电厂大破口失水事故进行包壳峰值温度计算分析。
作为本发明的优选技术方案，步骤4)还包括将所有事件序列按概率大小进行排出，选出发生概率较大的事件序列进行包壳峰值温度计算分析，对于其他事件序列发生概率极低的事件序列则不予考虑。
作为本发明的优选技术方案，所述包壳峰值温度裕量评估具体采用期望值估算法来评估包壳峰值温度裕量ΔPCTRI，其评估计算过程如下：
ΔPCTi＝PCTSL-PCTi (2)
其中，Pi为事件序列i的发生概率，PCTi为事件序列i所对应的PCT值，ΔPCTi为事件序列i的PCT裕量，PCTSL为PCT安全限制，∑iPt表示所有事件序列的概率，等于单位1；公式(1)的分子中包括“成功”事件序列，分母中包括“失败”事件序列。
作为本发明的优选技术方案，所述包壳峰值温度裕量评估具体采用特定序列包络法来评估包壳峰值温度(PCT)裕量ΔPCTRI，其评估计算过程如下：
ΔPCTRI＝PCTSL-ΔPCT99％ (3)
其中，PCTSL为PCT安全限制，PCT99％为风险指引的包壳峰值温度，ΔPCT99％为PCT99％对应的事件序列的PCT裕量。
本发明带来的有益效果在于，本发明提出了一种风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法，该方法基于美国核管会(NRC)修订中的10CFR.50.46，给出了一套在核电厂大破口事故分析中可应用的风险指引型分析方法。该方法的在传统的确定论分析方法中引入了概率风险评价技术(PSA)，以达到综合考虑核电厂认知不确性和偶然不确定性的目的；相较于传统的确定论分析方法而言，本发明的分析结果更贴近核电厂的实际情况，对工程实际更有意义。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1为实施例风险指引分析方法原理示意图。
图2为实施例安全裕量的概念示意图。
图3为实施例风险指引的大破口事故(LB LOCA)分析方法框架及流程图。
具体实施方式
以下描述中，为了说明而不是为了限定，提出了诸如特定系统结构、技术之类的具体细节，以便透切理解本发明实施例。然而，本领域的技术人员应当清楚，在没有这些具体细节的其它实施例中也可以实现本发明。在其它情况中，省略对众所周知的系统、装置、电路以及方法的详细说明，以免不必要的细节妨碍本发明的描述。
为了说明本发明所述的技术方案，下面通过具体实施例来进行说明。
本实施例以CPR1000核电厂的大破口失水事故为例，应用本发明风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法进行PCT裕量评估。
为了更好地结合说明书附图对本发明实施例作详细介绍，在此对风险指引的分析方法和安全裕量作如下说明：
如图1所示，风险指引的分析方法与传统分析方法(保守分析、现实分析、最佳估算分析)的不同之处在于针对系统假设部分引入了PSA技术，不再单单考虑单一故障、安全级设备等假设，而是从实际情况出发，识别并量化所有可能的系统响应情况，忽略概率极低的系统响应情况，并针对发生概率相对较大的系统响应情况，展开确定论计算分析。该方法考虑了两类不确定性，包括针对模型、参数等的认知不确定性和针对系统、部件运行成功与否的偶然不确定性，分析结果更接近工程实际。
风险指引分析方法的框架是基于“安全裕量”的概念，在所属技术领域一般认为当系统或部件的“负荷(load)”(例如温度、压力)超过其“承受能力(capacity)”时，系统或者部件会发生功能失效，安全裕量可以理解为“承受能力”和“负荷”之间的差值；一般核电厂系统的“承受能力”分布难以获得，通常采用“安全限值(safety limit)”来代替的。该方法框架的重点在于研究“负荷”的分布以及“负荷”和“承受能力”之间的关系，该关系如图2所示。
如图3所示，本实施例方法具体包括三个阶段，该三个阶段又可分为五个步骤：
阶段1：PSA分析阶段：
步骤1)选定初始事件，初始事件是指核电厂系统发生的故障或事故，本方法针对的事件为LB LOCA。破口尺寸根据不同的分析需要而定，而本实施例中选择0.6*2A的冷段破口事故的某一工况作为初始事件。
步骤2)识别事件分析，根据PSA技术，建立初始事件下的事件树，识别发生大破口失水事故后，核电厂对应缓解措施的安全系统的所有可能的响应序列通过事件树分析。本实施例中具体对LB LOCA发生后核电厂的专设安全系统，包括高压安注系统、低压安注系统、中压安注箱以及安全喷淋系统是否成功投入、投入的列数以及破口位置进行了组合分析，共识别出了162个可能的响应序列。
步骤3)量化事件序列概率，结合中广核故障树分析数据库，综合考虑核电厂系统、部件、人因等失效数据，量化所有事件序列的发生概率，具体地，对该162个事件序列进行了量化，得到每一个序列的发生概率，且所有序列发生的概率总和为1。
阶段2：确定论计算分析阶段
步骤4)事件序列对应的PCT计算，根据修订版的10CFR 50.46a，选择合适的评价模型和分析方法，对上述概率较大的事件序列进行PCT计算。具体地，本实施例中将162个事件序列按概率大小进行排出，选出发生概率较大的事件序列，共18个，累计发生概率为99.98％，其他事件序列发生概率极低，不予考虑。对18个事件序列进行计算，本实施例具体采用CATHARE GB程序和DRM方法对CPR1000核电厂的LB LOCA进行PCT计算分析，其中所述CATHARE GB程序和DRM方法是目前CPR1000核电厂执照申请中所采用的程序和方法。
上述PCT计算分析结果如下面表1所示：
表1 CPR1000核电厂大破口失水事故PCT计算结果
阶段3：结合分析阶段
步骤5)PCT裕量评估，根据前面所述的安全裕量的概念，评估LB LOCA的PCT裕量(ΔPCTRI)。
CPR1000核电厂大破口失水事故的PCT裕量评估，本实施例使用期望值估算法计算PCT裕量。
在期望值估算方法中，采用如下公式：
ΔPCTi＝PCTSL-PCTi (2)
其中，Pi为事件序列i的发生概率，PCTi为事件序列i所对应的PCT值，ΔPCTi为事件序列i的PCT裕量，PCTSL为PCT安全限制，∑iPt表示所有事件序列的概率，等于单位1；由于“失败”事件序列的PCT对ΔPCTRI没有贡献，该公式(1)的分子中，仅仅考虑“成功”事件序列，“失败”事件序列的贡献在分母中体现。
根据公式(1)和(2)，风险指引的PCT裕量ΔPCTRI计算为：
ΔPCTRI＝∑iΔPCTi×Pi
＝54.63℃
在本发明另一实施例中，步骤5)中采用特定序列包络法计算PCT裕量，具体如下：
在特定序列覆盖方法中，根据大破口失水事故(LB LOCA)的包壳峰值温度(PCT)概率分布，前11个序列的发生概率总和为99.2％，所以选用第11个序列(S005)作为替代序列。故，S005的PCT定义为风险指引的包壳峰值温度(PCT99％)，则风险指引的PCT裕量ΔPCTRI可根据下面的公式(3)进行计算：
ΔPCTRI＝PCTSL-ΔPCT99％ (3)
＝36.42℃
其中，PCTSL为PCT安全限制，PCT99％为风险指引的包壳峰值温度，ΔPCT99％为PCT99％对应的事件序列的PCT裕量。
本发明方法与传统分析方法(保守分析、现实分析、最佳估算分析)的不同之处在于针对系统假设部分引入了PSA技术，在传统的事件序列S004中，其PCT为1183.3℃，裕量为20℃左右。而采用本发明方法所计算得到的PCT裕量为55℃～36℃，即本发明方法的PCT裕量相比于传统分析方法，提升了接近16～35℃。传统的事件序列S004发生概率为6.69E-03，所占发生概率的比例较小，无法反映真实情况，因此本发明方法相对于传统分析方法而言具有合理性和优越性。
所属领域的技术人员可以清楚地了解到，为了描述的方便和简洁，仅以上述各功能单元、模块的划分进行举例说明，实际应用中，可以根据需要而将上述功能分配由不同的功能单元、模块完成，即将所述装置的内部结构划分成不同的功能单元或模块，以完成以上描述的全部或者部分功能。实施例中的各功能单元、模块可以集成在一个处理单元中，也可以是各个单元单独物理存在，也可以两个或两个以上单元集成在一个单元中。另外，各功能单元、模块的具体名称也只是为了便于相互区分，并不用于限制本申请的保护范围。上述系统中单元、模块的具体工作过程，可以参考前述方法实施例中的对应过程，在此不再赘述。
在本发明所提供的实施例中，应该理解到，所揭露的装置和方法，可以通过其它的方式实现。例如，以上所描述的系统实施例仅仅是示意性的，例如，所述模块或单元的划分，仅仅为一种逻辑功能划分，实际实现时可以有另外的划分方式，例如多个单元或组件可以结合或者可以集成到另一个系统，或一些特征可以忽略，或不执行。
所述作为分离部件说明的单元可以是或者也可以不是物理上分开的，作为单元显示的部件可以是或者也可以不是物理单元，即可以位于一个地方，或者也可以分布到多个网络单元上。可以根据实际的需要选择其中的部分或者全部单元来实现本实施例方案的目的。
以上所述实施例仅用以说明本发明的技术方案，而非对其限制；尽管参照前述实施例对本发明进行了详细的说明，本领域的普通技术人员应当理解：其依然可以对前述各实施例所记载的技术方案进行修改，或者对其中部分技术特征进行等同替换；而这些修改或者替换，并不使相应技术方案的本质脱离本发明实施例各实施例技术方案的精神和范围。

Claims (7)

1.一种风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法，其特征在于，该方法包括以下步骤：
1)选定初始事件：初始事件选为核电厂大破口失水事故；
2)识别事件序列：根据风险系统评价方法，建立初始事件下的事件树，识别发生大破口失水事故后核电厂对应缓解措施的安全系统的所有可能的响应序列；
3)量化事件序列概率：针对事件树分析结果，结合故障树分析，量化所有事件序列的发生概率；
4)计算各事件序列对应的包壳峰值温度PCT；
5)包壳峰值温度裕量评估：评估大破口失水事故的包壳峰值温度裕量ΔPCTRI。
2.根据权利要求1所述的风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法，其特征在于，所述安全系统包括高压安注系统、低压安注系统、中压安注箱以及安全喷淋系统，所述识别所有可能的响应序列包括通过对所述安全系统是否成功投入、投入的列数以及破口位置进行组合分析，识别出所述所有可能的响应序列。
3.根据权利要求1所述的风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法，其特征在于，所述步骤3)还包括在分析过程中综合考虑多种失效数据，所述多种失效数据包括核电厂系统、部件失效和人因失误。
4.根据权利要求1所述的风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法，其特征在于，所述计算各事件序列对应的包壳峰值温度PCT具体采用最佳估算热工水力系统分析程序和确定现实方法对核电厂大破口失水事故进行包壳峰值温度计算分析。
5.根据权利要求4所述的风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法，其特征在于，步骤4)还包括将所有事件序列按概率大小进行排出，选出发生概率较大的事件序列进行包壳峰值温度计算分析，对于其他事件序列发生概率极低的事件序列则不予考虑。
6.根据权利要求1所述的风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法，其特征在于，所述包壳峰值温度裕量评估具体采用期望值估算法来评估包壳峰值温度裕量ΔPCTRI，其评估计算过程如下：
<mrow> <msub> <mi>&amp;Delta;PCT</mi> <mrow> <mi>R</mi> <mi>I</mi> </mrow> </msub> <mo>=</mo> <mfrac> <mrow> <msub> <mi>&amp;Sigma;</mi> <mi>i</mi> </msub> <msub> <mi>&amp;Delta;PCT</mi> <mi>i</mi> </msub> <mo>&amp;times;</mo> <msub> <mi>P</mi> <mi>i</mi> </msub> </mrow> <mrow> <msub> <mi>&amp;Sigma;</mi> <mi>i</mi> </msub> <msub> <mi>P</mi> <mi>t</mi> </msub> </mrow> </mfrac> <mo>-</mo> <mo>-</mo> <mo>-</mo> <mrow> <mo>(</mo> <mn>1</mn> <mo>)</mo> </mrow> </mrow>
ΔPCTi＝PCTSL-PCTi (2)
其中，Pi为事件序列i的发生概率，PCTi为事件序列i所对应的PCT值，ΔPCTi为事件序列i的PCT裕量，PCTSL为PCT安全限制，∑iPt表示所有事件序列的概率，等于单位1；公式(1)的分子中包括“成功”事件序列，分母中包括“失败”事件序列。
7.根据权利要求1所述的一种风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法，其特征在于，所述包壳峰值温度裕量评估具体采用特定序列包络法来评估包壳峰值温度裕量ΔPCTRI，其评估计算过程如下：
ΔPCTRI＝PCTSL-ΔPCT99％ (3)
其中，PCTSL为PCT安全限制，PCT99％为风险指引的包壳峰值温度，ΔPCT99％为PCT99％对应的事件序列的PCT裕量。
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