CN109214615B - 一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法 - Google Patents

一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法 Download PDF

Info

Publication number
CN109214615B
CN109214615B CN201710515045.6A CN201710515045A CN109214615B CN 109214615 B CN109214615 B CN 109214615B CN 201710515045 A CN201710515045 A CN 201710515045A CN 109214615 B CN109214615 B CN 109214615B
Authority
CN
China
Prior art keywords
reactor
power plant
nuclear power
temperature gas
configuration
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN201710515045.6A
Other languages
English (en)
Other versions
CN109214615A (zh
Inventor
龚兵
吴静
陈永行
王庆武
陈选相
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Huaneng Group Technology Innovation Center Co Ltd
Huaneng Shandong Shidaobay Nuclear Power Co Ltd
Original Assignee
Huaneng Group Technology Innovation Center Co Ltd
Huaneng Shandong Shidaobay Nuclear Power Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Huaneng Group Technology Innovation Center Co Ltd, Huaneng Shandong Shidaobay Nuclear Power Co Ltd filed Critical Huaneng Group Technology Innovation Center Co Ltd
Priority to CN201710515045.6A priority Critical patent/CN109214615B/zh
Publication of CN109214615A publication Critical patent/CN109214615A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN109214615B publication Critical patent/CN109214615B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06Q—INFORMATION AND COMMUNICATION TECHNOLOGY [ICT] SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES; SYSTEMS OR METHODS SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
    • G06Q10/00—Administration; Management
    • G06Q10/06—Resources, workflows, human or project management; Enterprise or organisation planning; Enterprise or organisation modelling
    • G06Q10/063—Operations research, analysis or management
    • G06Q10/0635—Risk analysis of enterprise or organisation activities
    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06Q—INFORMATION AND COMMUNICATION TECHNOLOGY [ICT] SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES; SYSTEMS OR METHODS SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
    • G06Q50/00—Information and communication technology [ICT] specially adapted for implementation of business processes of specific business sectors, e.g. utilities or tourism
    • G06Q50/06—Energy or water supply

Landscapes

  • Business, Economics & Management (AREA)
  • Human Resources & Organizations (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Economics (AREA)
  • Strategic Management (AREA)
  • Theoretical Computer Science (AREA)
  • Entrepreneurship & Innovation (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Marketing (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • General Business, Economics & Management (AREA)
  • Tourism & Hospitality (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Public Health (AREA)
  • Primary Health Care (AREA)
  • Water Supply & Treatment (AREA)
  • Development Economics (AREA)
  • Educational Administration (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Game Theory and Decision Science (AREA)
  • Operations Research (AREA)
  • Quality & Reliability (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明属于核电站机组安全运行技术领域，具体涉及一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法。包括以下步骤：设高温气冷堆核电厂有N个反应堆，第i个反应堆需要做临时性变更，通过运行PSA模型和数据，计算第i个反应堆拟变更组态下的各种释放类的释放频率；记T为电厂在该组态下停留的时间，则高温气冷堆核电厂在该组态下的配置最大剂量风险为
Figure DDA0001336464370000011
计算拟变更组态前滚动12个月的厂区边界个人剂量累计值D0，单位mSv；使用国内公众个人实际受到的平均照射水平0.1mSv/a作为限值，本次变更所产生的最大剂量风险RMAX≤0.1‑D0，即变更带来的剂量不能使厂址边界处的个人年累计剂量大于国内平均值。本发明为高温气冷堆临时性变更的风险指引决策提供了方法依据。

Description

一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法
技术领域
本发明属于核电站机组安全运行技术领域，具体涉及一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法。
背景技术
核电风险的特殊性在于其放射性释放。放射性物质对人造成的影响可分为早期健康效应和缓发健康效应。在核电站发生严重事故后，通常只有那些直接受到放射性烟云和沉积在地面的放射性物质的外照射，即接受了较大剂量的居民才会呈现出早期效应。缓发健康效应为随机效应，受到急性照射后没有死亡，或接受的剂量较小不足以引起早期死亡，或未受到急性照射而接受了长期小剂量照射的居民，都有可能出现缓发健康效应。
《核电厂厂址选择中的剂量评价》(HAFJ0001)指出：在核安全法规中风险(Risk)一词是用来表示一个有害事件的发生概率和事件后果的乘积。剂量风险等于计算得到的裂变产物释放类别的发生频率乘以释放类别的平均剂量。
高温气冷堆采用包覆颗粒球形燃料元件，避免了由大范围堆芯损伤造成的放射性物质大量释放，同时高温气冷堆具有较低的堆芯功率密度，可通过热辐射、热传导等自然机制将事故后的堆芯余热传递到反应堆压力容器外的余热排出系统，并采用了低耐压通风型安全壳，安全壳内只设置了负压通风过滤系统以降低放射性物质向环境的排放浓度。区别于传统堆型三级PSA分析，即1级(以堆芯损伤为分析目标)、2级(分析安全壳行为，得到释放源项强度和分布)、3级(放射性释放对电站周边产生的影响)，高温气冷堆由于其固有安全性不存在堆芯损伤，且采用低耐压通风型安全壳，采取了不区分1、2级PSA的方式，将事故序列的终态延伸到释放特性，在事故序列结束状态时分析了可能的放射性释放情景，以事故释放类作为最终分析目标。事故释放类将事故序列中导致相似放射性特点和潜在厂外后果的事故序列归为一组，以统计各释放类的发生频率和带来的环境影响。高温气冷堆从事故类型、源项和缓解方式三个方面对可能的释放类进行分析和定义，将事故后果划分为31种释放类。各种释放类造成厂址边界处的个人剂量见表1。
表1高温气冷堆(单堆)各种释放类造成厂址边界处的个人剂量
Figure BDA0001336464360000021
Figure BDA0001336464360000031
与传统堆型相比，高温气冷堆各事故释放类造成厂址边界处的个人有效剂量都较小，即使剂量最大的LARGE释放类也仅为50mSv，但不应忽视的是，P1、P2、P3等释放类虽然最终导致的放射性剂量后果相对较小，但其发生频率却相对较高。同时由于高温气冷堆堆芯功率密度低，单堆功率比较小，通常将高温气冷堆群堆布置。如200MW高温气冷堆核电厂采用两堆带一机模式，600MW采用六堆带一机模式。这些堆群会对厂址边界的辐射剂量共同造成影响，因此从风险的角度考虑，导致这些小剂量释放类的事故序列也应作为电厂运行安全管理的重要对象。
GB18871-2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》中辐射防护剂量限值体系对公众照射有明确的剂量限值要求，厂址边界处个人有效剂量限值为1mSv/a。据统计目前国内公众个人实际受到的平均照射水平不超过年限值的1/10，约为0.1mSv/a。但是目前该指标仅作为事故后居民受辐射剂量的参考值。PSA技术帮助核电厂在运行活动中预测剂量风险，但是还没有如何进行剂量风险控制的方法。高温气冷堆由于其固有安全性，传统的PSA风险指标如堆芯损伤频率、早期大量释放频率无法用于对其的风险管理，用剂量风险作为其风险裕度，建立一定的剂量风险控制方法对其运行安全管理具有重要意义。
发明内容
本发明的目的在于提供一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法，以满足上述需求。
为达到上述目的，本发明所采取的技术方案为：
一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法，包括以下步骤：
步骤一：设高温气冷堆核电厂有N个反应堆，第i个反应堆需要做临时性变更，通过运行PSA模型和数据，计算第i个反应堆拟变更组态下的各种释放类的释放频率，记第i个反应堆释放类P1剂量值为Di P1，释放频率为Fi P1；释放类P2剂量值为Di P2，释放频率为Fi P2；依此类推，释放类LARGE剂量值为
Figure BDA0001336464360000041
释放频率为
Figure BDA0001336464360000042
步骤二：记T为电厂在该组态下停留的时间，则高温气冷堆核电厂在该组态下的配置最大剂量风险为
Figure BDA0001336464360000043
步骤三：计算拟变更组态前滚动12个月的厂区边界个人剂量累计值D0，单位mSv；
步骤四：使用国内公众个人实际受到的平均照射水平0.1mSv/a作为限值，本次变更所产生的最大剂量风险RMAX≤0.1-D0，即变更带来的剂量不能使厂址边界处的个人年累计剂量大于国内平均值；
步骤五：由上式即可得到在本次拟变更组态下可以停留的最长时间
Figure BDA0001336464360000044
所述的组态是指由核电厂各系统和设备的具体情况所构成的特定机组状态，其包含的要素有：机组运行模式、设备备用/运行状态、不可用设备、试验以及外部因素；当机组的系统配置或设备状态发生改变时，组态也随之改变。
所述的外部因素包括高温天气和台风。
本发明所取得的有益效果为：
本发明在国内公众个人实际受到的平均照射水平的基础上，确定了高温气冷堆日常配置剂量风险管理可以使用的裕度范围，为高温气冷堆临时性变更的风险指引决策提供了方法依据。
具体实施方式
下面结合具体实施例对本发明进行详细说明。
本发明所述适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法包括以下步骤：
步骤一：假设高温气冷堆核电厂有N个反应堆，第i个反应堆需要做临时性变更，通过运行PSA模型和数据，计算第i个反应堆拟变更组态下的各种释放类的释放频率，其中组态是指由核电厂各系统和设备的具体情况所构成的特定机组状态，其包含的要素有：机组运行模式、设备备用/运行状态、不可用设备、试验以及外部因素(如高温天气、台风)等。当机组的系统配置或设备状态发生改变时，组态也随之改变。记第i个反应堆释放类P1剂量值为Di P1，释放频率为Fi P1；P2剂量值为Di P2，释放频率为Fi P2；依此类推，释放类LARGE剂量值为
Figure BDA0001336464360000051
释放频率为
Figure BDA0001336464360000052
步骤二：记T为电厂在该组态下停留的时间，则高温气冷堆核电厂在该组态下的配置最大剂量风险为
Figure BDA0001336464360000053
步骤三：计算拟变更组态前滚动12个月的厂区边界个人剂量累计值D0，根据环境监测数据得到，单位mSv。
步骤四：使用国内公众个人实际受到的平均照射水平0.1mSv/a作为限值，本次变更所产生的最大剂量风险RMAX≤0.1-D0，即变更带来的剂量不能使厂址边界处的个人年累计剂量大于国内平均值。
步骤五：由上式即可得到在本次拟变更组态下可以停留的最长时间
Figure BDA0001336464360000054

Claims (3)

1.一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法，其特征在于：包括以下步骤：
步骤一：设高温气冷堆核电厂有N个反应堆，第i个反应堆需要做临时性变更，通过运行PSA模型和数据，计算第i个反应堆拟变更组态下的各种释放类的释放频率，记第i个反应堆释放类P1剂量值为Di P1，释放频率为Fi P1；释放类P2剂量值为Di P2，释放频率为Fi P2；依此类推，释放类LARGE剂量值为
Figure FDA0001336464350000011
释放频率为
Figure FDA0001336464350000012
步骤二：记T为电厂在该组态下停留的时间，则高温气冷堆核电厂在该组态下的配置最大剂量风险为
Figure FDA0001336464350000013
步骤三：计算拟变更组态前滚动12个月的厂区边界个人剂量累计值D0，单位mSv；
步骤四：使用国内公众个人实际受到的平均照射水平0.1mSv/a作为限值，本次变更所产生的最大剂量风险RMAX≤0.1-D0，即变更带来的剂量不能使厂址边界处的个人年累计剂量大于国内平均值；
步骤五：由上式即可得到在本次拟变更组态下可以停留的最长时间
Figure FDA0001336464350000014
2.根据权利要求1所述的适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法，其特征在于：所述的组态是指由核电厂各系统和设备的具体情况所构成的特定机组状态，其包含的要素有：机组运行模式、设备备用/运行状态、不可用设备、试验以及外部因素；当机组的系统配置或设备状态发生改变时，组态也随之改变。
3.根据权利要求2所述的适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法，其特征在于：所述的外部因素包括高温天气和台风。
CN201710515045.6A 2017-06-29 2017-06-29 一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法 Active CN109214615B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201710515045.6A CN109214615B (zh) 2017-06-29 2017-06-29 一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201710515045.6A CN109214615B (zh) 2017-06-29 2017-06-29 一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN109214615A CN109214615A (zh) 2019-01-15
CN109214615B true CN109214615B (zh) 2021-05-04

Family

ID=64960620

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201710515045.6A Active CN109214615B (zh) 2017-06-29 2017-06-29 一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN109214615B (zh)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109977544A (zh) * 2019-03-26 2019-07-05 华南理工大学 一种气载放射性核素131i在中尺度范围内弥散的模拟方法
CN110119878B (zh) * 2019-04-09 2022-12-16 华能山东石岛湾核电有限公司 一种适用于特定电厂临时性变更的风险指引决策方法
CN113311470B (zh) * 2021-05-27 2023-01-10 华能山东石岛湾核电有限公司 一种电离辐射测量装置及其测量方法

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20070031822A1 (en) * 2003-01-22 2007-02-08 Eric Devroe Ndr kinase modulators
CN102324257B (zh) * 2011-06-10 2014-07-09 中国广核集团有限公司 压水堆核电站燃料破损时机组运行及检修中的辐射防护控制方法
CN103366047B (zh) * 2013-06-24 2016-01-06 中国核电工程有限公司 核电厂严重事故对策计算分析方法
CN103425845B (zh) * 2013-08-26 2016-07-06 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于核动力装置的安全可靠性评价系统及方法
WO2016195729A2 (en) * 2015-06-03 2016-12-08 Collabrx, Inc. An actionability framework for genomic biomarker
CN106469245B (zh) * 2015-08-14 2021-05-18 中国辐射防护研究院 核电厂液态放射性物质的年辐射剂量计算方法及系统

Also Published As

Publication number Publication date
CN109214615A (zh) 2019-01-15

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN109214615B (zh) 一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法
Tong et al. Development of Probabilistic Safety Assessment with respect to the first demonstration nuclear power plant of high temperature gas cooled reactor in China
Udiyani et al. Atmospheric dispersion Analysis for Expected Radiation dose due to Normal Operation of RSG-GAS and RDE Reactors
CN110276473A (zh) 一种核燃料循环设施应急资源的优化方法及系统
Carlson et al. Perspectives on understanding and verifying the safety terrain of modular high temperature gas-cooled reactors
Uddin et al. Nuclear emergency management using accident consequence analysis code
CN110119878B (zh) 一种适用于特定电厂临时性变更的风险指引决策方法
CN114118722B (zh) 一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法
Yang et al. Tritium release during nuclear power operation in China
CN113487464B (zh) 核电厂事故管理方法、装置、计算机设备和存储介质
Rahmani et al. Calculation of the deterministic optimum loading pattern of the BUSHEHR VVER-1000 reactor using the weighting factor method
Reis et al. Analysis of an extreme loss of coolant in the IPR-R1 TRIGA reactor using a RELAP5 model
Jeong et al. Consequence Analysis of the MHTGR and PBMR
Sukarno Comparison of KENO-VI and MCNP6 calculation results for TRIGA 2000 research reactor
CN116682516A (zh) 一种聚变装置核材料杂质含量上限计算方法
Yan et al. Study of the resilience of nuclear power plants in response to climate change
Wang et al. World academy of science, engineering and technology
Vechgama et al. Application of release starting time classification for planning emergency preparedness and response to the hypothetical accident scenario of iPWR-SMR in Thailand
Zuo et al. The Analysis of Initiating Events in PSA for TMSR
TW200919487A (en) Quantified health index evaluation system for the population neighboring an advanced boiling-water type nuclear power plant
Fu et al. HTR-PM Safety requirement and Licensing experience
de Aguiar et al. Calculation of the dose for public individuals due to a severe accident at the Angra 2 nuclear plant, Brazil
Denning et al. A risk limit curve approach to extending the design basis
CN117790007A (zh) 一种压水堆中套管式ma/uo2嬗变棒
Park et al. A Reactivity Evaluation of Hypothetical Misloadings for WEC 3-Loop Type Plant

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant