CN110400042A - 基于马尔可夫过程的核燃料循环设施应急状态的确定方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种基于马尔可夫过程的核燃料循环设施应急状态的确定方法，所述方法包括：在核燃料循环设施发生事故后，确定会导致四个应急状态的事故的阈值；确定四个应急状态及正常工况状态之间的转移过程，根据概率安全评价结果或者工程经验确定状态转移矩阵中各个参数的数值，求得状态转移矩阵；基于五种状态的初始概率行向量，由状态转移矩阵进行迭代计算，确定t时刻五种状态的概率向量行，从而确定t时刻的应急状态。本发明所提供的方法可实时确定核燃料循环设施的应急状态，为核燃料循环设施的安全管理及应急规划提供重要的参考。
Description
技术领域
本发明涉及核燃料循环设施安全管理技术领域，具体涉及一种基于马尔可夫过程的核燃料循环设施应急状态的确定方法。
背景技术
2010年，国家核安全局为发布了《核燃料循环设施营运单位的应急准备和应急响应》(HAD002/07-2010)文件，为民用核燃料循环设施(以下简称核燃料循环设施)营运单位制定应急计划、进行应急准备及事故时开展应急响应行动提供指导。指出核燃料循环设施按其可能出现的事件、事故的辐射后果的严重程度和需要采取的应急响应行动，将应急状态划分为四级，依次为应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急。
由于核燃料循环设施既有放射性核素，又有危险化学物质，因此，需要确定辐射应急划分准则和危险化学物质的应急划分准则。
辐射应急划分准则依据HAD002/07-2010，采用GB18871-2002附录E中规定的隐蔽通用优化干预水平，考虑10mSv预期剂量作为辐射应急划分判据。对于危险化学物质的应急划分准则采用美国非美国NUREG6410中非放射性防护行动标准ERPG-2。
四个应急状态的基本特征和准则如下：
应急待命的基本特征和准则：
某些设备故障、内部或外部人为事件(如设施的实体保护应爆炸物或骚乱而受到威胁或破坏)或严重的自然灾害(洪水、地震、龙卷风等)均可导致应急待命状态。
对于核燃料循环设施，当厂房和环境安全监测异常，发出报警信号时，安保事件、有感地震等自然灾害均可导致应急待命等级。
厂房应急的基本特征和准则：
评价表明，辐射危害仅限于场区的局部区域(如某些厂房内)，未扩大到整个场区，更不会对场外构成威胁。
放射性准则：设施发生事故所造成的放射性后果满足下列条件之一时，即进入厂房应急：①设施边界内距事故释放点30m处人员所受剂量大于或等于放射性防护行动标准(PAC)，也可认为是紧急防护行动干预水平，即10mSv；②设施边界处人员所受剂量≥10％PAC且<1PAC，即≥1mSv且＜10mSv。
危险化学物质准则：设施发生事故所造成的危险化学后果满足下列条件之一时，即进入厂房应急：①距事故释放点30m处人员所受的化学危害≥ERPG-2；②设施边界处人员所受的化学危害＞10％ERPG-2且＜ERPG-2。
场区应急的基本特征和准则：
评价表明，辐射危害仅限于场区内及场区边界附近，不会对场外构成威胁。
放射性准则：事故造成设施边界处或超越设施边界处的人员所受剂量≥PAC，即10mSv，且场区边界处人员所受剂量≤10mSv。
危险化学物质准则：事故造成设施边界处或超越设施边界处的人员所受的化学危害大于ERPG-2，且场址边界处人员所受的化学危害低于ERPG-2。
场外应急基本特征和准则：
评价表明，辐射危害已经或预期会对场外地区构成威胁。
放射性准则：场址边界处或超越场址边界以外的地方，事故造成人员所受剂量≥10mSv。
危险化学物质准则：场址边界处或超越场址边界以外的地方，事故造成人员所受的化学危害大于或等于ERPG-2。
核燃料循环设施发生事故后，随着时间的推移，应急状态也会发生改变，确定实时的应急状态，对于判断事故进展、预测危害后果、调整控制措施等具有重要的意义。
发明内容
针对现有技术中存在的缺陷，本发明的目的在于提供一种基于马尔可夫过程的核燃料循环设施应急状态的确定方法。
为实现上述目的，本发明采用的技术方案如下：
一种基于马尔可夫过程的核燃料循环设施应急状态的确定方法，所述方法包括以下步骤：
(1)、核燃料循环设施发生事故后，根据应急状态的基本特征和准则确定会导致应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急四个应急状态的事故的阈值；
(2)、根据四个应急状态之间升级、降级及恢复至正常工况状态的特点，确定四个应急状态及正常工况状态之间的的转移过程，并结合马尔可夫过程特性，初步确定状态转移矩阵P(Δt)；
(3)、根据概率安全评价结果或者工程经验确定状态转移矩阵中各个参数的数值，求得状态转移矩阵P(Δt)；
(4)、确定0时刻正常工况、应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急五种状态的概率行向量A0，由状态转移矩阵进行迭代计算，确定t时刻五种状态的概率向量行At，从而确定t时刻的应急状态。
进一步地，所述步骤(2)中四个应急状态之间升级、降级及恢复至正常工况状态的特点具体为：
核燃料循环设施在进入厂房应急、场区应急或场外应急状态后，不作逐步降级处理，而是待应急计划所规定的应急终止条件具备后，直接予以终止，进入正常工况状态；当某个事件导致核燃料循环设施进入某一应急状态后，接着又出现或派生出其它一些导致应急的事件和条件，应逐渐升级，而不可以跨越升级。
进一步地，所述步骤(2)中的状态转移矩阵如下：
其中，数字0-4分别代表正常工况、应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急状态，Pij表示代表当前时刻为i状态，Δt时刻为j状态的概率；
λij为从i状态到j状态的失效率；μji为从j状态到i状态的修复率；
Δt是大于0且足够小的时间间隔。
进一步地，步骤(4)中，t时间后五种状态的概率向量行At的具体计算方法为：记t时刻五种状态的概率分别为：P0、P1、P2、P3、P4；五种状态的概率行向量记为At＝[P0，P1，P2，P3，P4]；记0时刻五种状态的概率行向量记为A0，经过Δt时间后，五种状态的概率行向量为A(Δt)＝A0*P(Δt)，经过2Δt时间后，五种状态的概率行向量为A(2Δt)＝A(Δt)*P(Δt)，经过多次迭代计算，求得t时刻五种状态的概率行向量，确定t时刻的应急状态。
本发明的有益效果在于：利用本发明可以在核燃料循环设施事故发生后，确定实时的应急状态，为事故发展预判、危害后果预测、控制措施调整等提供重要的参考。
附图说明
图1本发明实施例一中的五种状态转移过程示意图。
具体实施方式
下面结合说明书附图与具体实施方式对本发明做进一步的详细说明。
实施例一：
假设高放废液贮槽发生泄漏，导致全部高放废液以液体和放射性气溶胶形式释放到设备室内。事故使设备室内充满气溶胶，设备室底面上的液体被蒸发，并通过夹带带走液体。产生的蒸汽和气溶胶通过设备室红区排风排入红区排风过滤系统和烟囱。事故后随即用水冲洗，8h内将溢出的高放废液和冲洗液均收集至泄漏液收集系统。假定在事故发生后半小时内，初始释放的气溶胶全部从设备室排出；在随后的8h清洗期间，不断从清洗设备室底面产生高放废液夹带物，夹带速率与自然蒸发速率有关。100d后应急状态的确定方法如下：
1、)依据应急状态的准则确定会导致各个应急状态的泄露量的阈值。
依据背景技术中四个应急状态等级的基本特征和准则，结合InteRAS(InterRAS是一款由释放到环境的放射性源项、气象数据等输入数据计算放射性后果的软件)的分析结果，泄露量分别为1L、10L、100L、1000L时，分别将导致应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急四个应急等级，也就是分别达到状态1、2、3、4。
2)根据四个应急状态之间升级、降级及恢复至正常工况状态的特点，并结合马尔可夫过程特性，初步确定状态转移矩阵P(Δt)。
四个应急状态之间升级、降级及恢复至正常工况状态的特点为：核燃料循环设施在进入厂房应急、场区应急或场外应急状态后，不作逐步降级处理，而是待应急计划所规定的应急终止条件具备后，直接予以终止，进入正常工况状态；当某个事件导致核燃料循环设施进入某一应急状态后，接着又出现或派生出其它一些导致应急的事件和条件，应逐渐升级，而不可以跨越升级。根据上述原则，可以确定五种状态之间的转移过程，转移过程示意图见图1。进而，初步确定状态转移矩阵P(Δt)如下：
3)计算状态转移矩阵里的参数值。
根据后处理设施高放废液贮槽的相关资料和分析，确定λij和μji，本实施例中，根据后处理设施的安全分析、运行经验，可以假定λij和μji如下取值：
λ01＝1.0×10-5/d；λ02＝1.0×10-6/d；λ03＝1.0×10-7/d；λ04＝1.0×10-8/d；
λ12＝1.0×10-3/d；λ23＝1.0×10-3/d；λ34＝1.0×10-3/d；
μ10＝1.0×10-3/d；μ20＝1.0×10-4/d；μ30＝1.0×10-5/d；μ40＝1.0×10-6/d。
由此可得五种状态的马尔可夫状态转移矩阵如下：
4)进而根据马尔可夫过程理论，可确定五种状态在某时的概率值。
当计算100d后，五种状态的概率行向量，取Δt＝1d，0时刻五种状态概率行向量为[1，0，0，0，0]，不断进行迭代计算，陆续得到Δt、2Δt、3Δt……100d时的五种状态概率。最终计算得出，100d后，五种状态概率为：
[9.99E-01，9.07E-04，1.39E-04，1.56E-05，1.67E-06]。
显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。
Claims (4)
1.一种基于马尔可夫过程的核燃料循环设施应急状态的确定方法，其特征在于，所述方法包括以下步骤：
(1)核燃料循环设施发生事故后，根据应急状态的基本特征和准则确定会导致应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急四个应急状态的事故的阈值；
(2)根据四个应急状态之间升级、降级及恢复至正常工况状态的特点，确定四个应急状态及正常工况状态之间的转移过程，并结合马尔可夫过程特性，初步确定状态转移矩阵P(Δt)；
(3)根据概率安全评价结果或者工程经验确定状态转移矩阵中各个参数的数值，求得状态转移矩阵P(Δt)；
(4)确定0时刻正常工况、应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急五种状态的概率行向量A0，由状态转移矩阵进行迭代计算，确定t时刻五种状态的概率向量行At，从而确定t时刻的应急状态。
2.一种如权利要求1所述的基于马尔可夫过程的核燃料循环设施应急状态的确定方法，其特征在于，所述步骤(2)中四个应急状态之间升级、降级及恢复至正常工况状态的特点具体为：
核燃料循环设施在进入厂房应急、场区应急或场外应急状态后，不作逐步降级处理，而是待应急计划所规定的应急终止条件具备后，直接予以终止，进入正常工况状态；当某个事件导致核燃料循环设施进入某一应急状态后，接着又出现或派生出其它一些导致应急的事件和条件，应逐渐升级，而不可以跨越升级。
3.一种如权利要求2所述的基于马尔可夫过程的核燃料循环设施应急状态的确定方法，其特征在于，所述步骤(2)中的状态转移矩阵如下：
其中，数字0-4分别代表正常工况、应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急状态，Pij表示代表当前时刻为i状态，Δt时刻为j状态的概率；
λij为从i状态到j状态的失效率；μji为从j状态到i状态的修复率；
Δt是大于0且足够小的时间间隔。
4.一种如权利要求1所述的基于马尔可夫过程的核燃料循环设施应急状态的确定方法，其特征在于，步骤(4)中，t时间后五种状态的概率向量行At的具体计算方法为：记t时刻五种状态的概率分别为：P0、P1、P2、P3、P4；五种状态的概率行向量记为At＝[P0，P1，P2，P3，P4]；记0时刻五种状态的概率行向量记为A0，经过Δt时间后，五种状态的概率行向量为A(Δt)＝A0*P(Δt)，经过2Δt时间后，五种状态的概率行向量为A(2Δt)＝A(Δt)*P(Δt)，经过多次迭代计算，求得t时刻五种状态的概率行向量，确定t时刻的应急状态。
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Legal Events
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| PB01 | Publication | ||
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| GR01 | Patent grant | ||
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