CN111627584A - 一种核电厂征兆导向功能恢复事故导则确认工况选取方法 - Google Patents
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Abstract
本发明属于核电厂事故运行导则设计领域，具体涉及一种核电厂征兆导向功能恢复事故导则确认工况选取方法。包括步骤1，基于最佳估算热工水力计算程序的模拟计算；步骤2，确定基于事故后果和发生概率的第一工况清单；步骤3，根据关键安全功能的恶化情况对所有工况进行分组；步骤4，筛除通过机组安全系统的自动动作能够成功恢复到安全状态的确认工况；步骤5，在每一组内，筛除关键安全功能受到挑战的严苛程度被其他确认工况包络的确认工况；步骤6，对所有征兆组进行合并，得到第二工况清单；步骤7，基于工程经验补充确认工况，得到第三工况清单。该方法解决了征兆导向EOP功能恢复导则确认工况筛选工作中难以建立定量筛选原则的技术难题。
Description
技术领域
本发明属于核电厂事故运行导则设计领域，具体涉及一种核电厂征兆导向功能恢复事故导则确认工况选取方法。
背景技术
核电厂事故运行导则(EOP导则)是事故处理规程(EOP)的上游指导性文件，描述了核电厂事故处理的策略以及编制事故处理规程所需的输入信息，是核电厂运行领域安全重要的设计文件。
目前，核电厂运行过程中采用的事故处理策略依据诊断策略的不同，主要分为事件导向、状态导向和征兆导向三类。征兆导向事故处理策略主要通过关键安全相关参量作为征兆来确定需采取的运行策略。该种策略因能有效地处理复杂工况和叠加事故，且具有较好的可阅读和可理解性，是目前国际上先进的事故处理策略之一。
EOP导则的开发过程包括导则开发和验证确认等步骤。
我国以往核电项目多采用事件导向的事故处理策略，采用该方法得到的EOP导则对于所应对的事故工况具有很明确针对性，在导则确认工况的选取过程中，直接选取该导则所应对的事故工况即可。而对于同样采取征兆导向事故处理策略的秦山一期和三门1&2号机组，秦山一期导则确认工况的选取是根据以往工程经验得到的，而三门1&2号机组的导则确认工况选取这方面内容更是不包含在技术转让的内容中，因此，国内不具备一套完整且系统性的功能恢复类事故处理导则的确认工况选取方法。
发明内容
我国自主研发的三代核电机组，采用了征兆导向策略来开发事故运行导则和事故处理规程。征兆导向事故处理规程认为核电厂的运行安全程度由一些与安全相关的关键参数表征，这些值的变化被称为“征兆”。只要所有安全相关参数在限值内，就能够确保电厂安全屏障的完整性。如果一个或多个参数超过安全限值，核电厂就处于异常工况或紧急状态，此时，操纵员需利用针对征兆所制定的事故规程使核电厂恢复到安全状态，而无需先做事故原因和性质的诊断。从设计角度，征兆导向事故处理导则不仅考虑了对设计基准事故的处置，也考虑了多重故障。其中，功能恢复导则主要针对设计扩展事故工况(DEC-A工况)。
征兆导向EOP导则的开发过程包括导则开发和验证确认等步骤。为确保事故处理策略诊断功能的完整性，并有效减少工程实施过程中难以承受的确认工作量，在导则确认阶段的一项重要工作就是开展“确认工况筛选”。
在完成核电厂征兆导向EOP导则的初步设计后，需要从更加接近电厂实际综合运行响应的角度，进一步确认通过执行相关的征兆导向EOP导则能够实现电厂设计和导则设计之初确定的目标，即：
-确认征兆导向EOP导则体系能够完整、正确地诊断设计之初所确定的工况范围中的所有事故；
-确认征兆导向EOP导则能够成功的对相应的事故进行处理和缓解，并将电厂带入安全状态。
根据上述确认工作的目标，为保证导则覆盖范围的完整性，需要保证征兆导向EOP始发事件清单中的所有事故的可诊断性。然而，由于从法规及设计角度本身要求征兆导向EOP导则既能够处理设计基准事故(DBA)，又能够处理大量的设计扩展工况(DEC-A)，因此，其在设计之初确定的始发事件清单往往包含有数百甚至上千个始发事件。对于功能恢复导则来说，由于其入口条件为关键安全功能(CSF)的不同程度降级，与DEC-A工况及部分DBA工况对应性较好，若逐个使用基于最佳估算程序的计算平台进行分析确认，则会导致几乎不可承受的工作量。如何通过系统、全面、完善的分析对功能恢复导则的确认工况进行选取，成为本发明要解决的问题。(关键安全功能是指用于表征反应堆安全屏障完整性的关键参数。对于我国的商用压水堆核电厂来说，CSF主要包括：次临界度、堆芯冷却、热阱、压力边界完整性、安全壳完整性以及反应堆冷却剂装量等6类参数。)
本发明的目的在于提出基于最佳估算热工水力计算程序的一种核电厂征兆导向功能恢复事故导则确认工况选取方法。本方法具有较好的规范性和通用性，借助本方法可有效开展基于各类核电厂设计的征兆导向EOP功能恢复导则的确认工况选取工作。
为达到以上目的，本发明采用的技术方案是一种核电厂征兆导向功能恢复事故导则确认工况选取方法，用于对核电厂的机组的征兆导向EOP功能恢复导则所对应的工况进行筛选，包括如下步骤：
步骤S1，确定发生概率F1，对所述征兆导向EOP功能恢复导则工况清单中发生概率大于F1的工况进行模拟计算；
步骤S2，确定事故后果，然后确定第一工况清单，所述第一工况清单中的工况是指发生概率大于F1且触发所述事故后果的工况；
步骤S3，根据关键安全功能的恶化情况对所述第一工况清单中的工况进行分组，将导致所述关键安全功能恶化的某一征兆的所有工况分为同一个征兆组；
步骤S4，对分组后的工况进行筛选，筛除能够通过所述机组的自身安全系统的自动动作使所述机组恢复到安全状态的工况；
步骤S5，对分组后的工况进行筛选，筛除所述关键安全功能的受挑战的严苛程度被所述征兆组中的其它工况包络的工况；
步骤S6，筛选完毕，对所有所述征兆组进行合并，得到第二工况清单；
步骤S7，对所述第二工况清单中的工况进行补充，得到第三工况清单。
进一步，在所述步骤S1中，所述模拟计算是指使用最佳估算热工水力计算程序对发生概率大于所述F1的工况进行不叠加任何人为干预的模拟计算。
进一步，在所述步骤S2中，所述确定事故后果，是指确定工况导致的事故后果的范围，所述事故后果的范围的上限为导致堆芯发生严重损坏；所述事故后果的范围的下限为触发反应堆停堆或安全注射。
进一步，在所述步骤S5中，将所述步骤S1中的所述模拟计算的结果，通过关键安全功能受到挑战的严苛程度定量计算公式进行处理，筛除所述关键安全功能的受挑战的严苛程度被所述征兆组中的其它工况包络的工况；所述关键安全功能受到挑战的严苛程度定量计算公式如下：
其中：
Y代表所述关键安全功能的参数受到挑战的严苛程度；
t代表事故发生后的某一时间段；
C代表某个所述关键安全功能的参数；
Cmax代表某个所述关键安全功能的参数在T0时间内的最大值；
T0代表模拟计算分析工况的事故进程时间；
a代表某个所述关键安全功能的参数在T0时间段内的波动程度对Y值的贡献因子。
进一步，在所述步骤S7中，根据工程经验，对所述第二工况清单中的工况进行补充，得到第三工况清单。
本发明的有益效果在于：
1.本发明所提供的方法，通过工况分组的方法为实现后续对于CSF参数Y值的计算奠定了技术基础。
2.本发明所提供的方法，解决了征兆导向EOP功能恢复导则确认工况筛选工作中难以建立定量筛选原则的技术难题，使得开展完整且系统性功能恢复类事故处理导则的确认工作成为可能。
3.通过本发明所提供的方法，能够在确保功能恢复导则确认工作的覆盖范围和有效控制工作量之间取得平衡，即保证了功能恢复导则确认工况清单的完整性，又提高了确认工作的效率。
4.本发明所提供的方法，在工况筛选原则的计算公式中，综合考虑了CSF在一定时间内的数值敏感性和恶化峰值。
附图说明
图1是本发明具体实施方式中所述的一种核电厂征兆导向功能恢复事故导则确认工况选取方法的流程图；
图2是本发明具体实施方式中所述的第一工况清单所覆盖事故工况的范围的示意图；
图3是本发明具体实施方式中所述的第一工况清单的工况分组情况示意图；虚线椭圆边界代表“第一工况清单”中的所有工况的集合；实线椭圆边界代表多个不同的征兆组，当在同一工况下出现多个CSF有关征兆时，此工况将属于多个征兆组。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明作进一步描述。
本发明提供的一种核电厂征兆导向功能恢复事故导则确认工况选取方法(如图1所示)，用于对核电厂的机组的征兆导向EOP功能恢复导则所对应的工况进行筛选，包括如下步骤：
步骤S1，基于最佳估算热工水力计算程序的模拟计算。
确定发生概率F1，对征兆导向EOP功能恢复导则工况清单中发生概率大于F1的工况进行模拟计算；模拟计算是指使用最佳估算热工水力计算程序对发生概率大于F1的工况进行不叠加任何人为干预的模拟计算。在进行模拟计算前，需确定征兆导向EOP功能恢复导则确认工况清单所应覆盖的事故发生概率。即：下限(F1)为一个设计上认为其发生可能性过低的概率，对于发生概率低于F1的事故，可不予考虑。然后，使用最佳估算热工水力计算程序对发生所有概率大于F1的工况进行不叠加任何人为干预的模拟计算，得到每个工况的计算结果，用于后续工况清单的筛选。
步骤S2，确定基于事故后果和发生概率的第一工况清单(也就是确定基于事故后果和发生概率的功能恢复导则确认工况清单)。
先确定事故后果，然后确定第一工况清单，第一工况清单中的工况是指发生概率大于F1且触发事故后果的工况；确定事故后果，是指确定工况导致的事故后果的范围，事故后果的范围的上限(C1)为导致堆芯发生严重损坏；事故后果的范围的下限(C2)为触发反应堆停堆或安全注射。
确定征兆导向EOP功能恢复导则确认工况清单所应覆盖的事故后果。即：上限(C1)为导致堆芯发生严重损坏；下限(C2)为触发反应堆停堆或安全注射。仅考虑触发反应堆停堆或安全注射但却未导致堆芯发生严重损坏的事故工况。
根据以上筛选原则及步骤1的计算结果，得到基于事故后果和发生概率的功能恢复导则确认工况清单(第一工况清单)，即：触发反应堆停堆或安全注射但却未导致堆芯发生严重损坏且发生概率高于F1的事故工况清单，如图2所示。
步骤S3，根据关键安全功能(CSF)的恶化情况对所有工况进行分组。在本步骤中，根据关键安全功能的恶化情况对第一工况清单中的工况进行分组，将导致关键安全功能恶化的某一征兆的所有工况分为同一个征兆组；在同一工况下出现多个征兆时，此工况属于多个征兆组，如图3所示。
步骤S4，筛除通过机组安全系统的自动动作能够成功恢复到安全状态的确认工况。
在本步骤中，对分组后的工况进行筛选，筛除能够通过机组的自身安全系统的自动动作使机组恢复到安全状态的工况(安全状态指CSF未达到功能恢复导则的入口条件要求或未达到功能恢复导则中要求操纵员立即干预的限值)。
步骤S5，在每一组内，筛除CSF受到挑战的严苛程度被其他确认工况包络的确认工况。
在本步骤中，对分组后的工况进行筛选，筛除关键安全功能(CSF)的受挑战的严苛程度被征兆组中的其它工况包络的工况；具体做法是在每一征兆组内，将步骤S1中的模拟计算的结果，通过关键安全功能受到挑战的严苛程度定量计算公式进行处理，筛除关键安全功能的受挑战的严苛程度被征兆组中的其它工况包络的工况；关键安全功能受到挑战的严苛程度定量计算公式如下：
其中：
Y代表关键安全功能的参数(CSF参数)受到挑战的严苛程度；
t代表事故发生后的某一时间段；
C代表某个关键安全功能的参数；
Cmax代表某个关键安全功能的参数在T0时间内的最大值；
T0代表模拟计算分析工况的事故进程时间；
a代表某个关键安全功能的参数在T0时间段内的波动程度对Y值的贡献因子。
步骤S6，筛选完毕，对所有征兆组进行合并，得到第二工况清单。
步骤S7，基于工程经验补充确认工况。
对第二工况清单中的工况进行补充，得到第三工况清单，即根据工程经验，对第二工况清单中的工况进行补充，得到第三工况清单。在完成基于上述定量分析与筛选工作的第二工况清单后，还需根据工程经验对第二工况清单进行补充。补充后的完整清单即为征兆导向EOP功能恢复导则确认工况清单(即第三工况清单)
最后举例说明本发明所提供的一种核电厂征兆导向功能恢复事故导则确认工况选取方法的具体应用：
1)使用最佳估算的热工水力计算程序对所有概率大于F1的工况进行不叠加任何人为干预的模拟计算。结合计算结果，并根据图2所示方法得到基于事故后果和发生概率的功能恢复导则确认工况清单(即第一工况清单)，即：触发反应堆停堆或安全注射，但却未导致堆芯发生严重损坏且发生概率高于F1的事故工况清单。
2)根据关键安全功能(CSF)的恶化情况对该清单中的所有工况进行分组：
失去二次热阱响应组(征兆1组)：
| 序号 | 事件 | 分组结果 |
| 1 | 工况1 | 失去二次热阱响应组 |
| 2 | 工况2 | 失去二次热阱响应组 |
| 3 | 工况3 | 失去二次热阱响应组 |
| … | … | … |
堆芯冷却恶化响应组(征兆2组)…
裂变功率产生/ATWS响应组(征兆3组)…
3)在工况分组完成后，结合之前的模拟计算结果，并根据如下公式计算Y值，得到下表。
| 序号 | 事件 | 征兆组别 | Y值 |
| 1 | 工况1 | 失去二次热阱响应组 | 0.019 |
| 2 | 工况2 | 失去二次热阱响应组 | 0.011 |
| 3 | 工况3 | 失去二次热阱响应组 | 0.025 |
| 4 | 工况4 | 堆芯冷却恶化响应组 | 0.458 |
| 5 | 工况5 | 堆芯冷却恶化响应组 | 0.103 |
| 6 | 工况6 | 裂变功率产生/ATWS响应组 | 0.665 |
| 7 | 工况7 | 裂变功率产生/ATWS响应组 | 0.557 |
| … | … | … | … |
4)采用包络分析的方法，筛除掉所有CSF的恶化程度均可被组内其它工况包络的工况以及仅通过安全系统的自动动作便可恢复到安全状态的工况，得到筛选后的基于事故后果和发生概率的功能恢复导则确认工况清单(即第二工况清单)，如下表：
| 序号 | 事故及叠加事故 | 征兆组别 |
| 1 | 工况3 | 失去二次热阱响应组 |
| 2 | 工况4 | 堆芯冷却恶化响应组 |
| 3 | 工况6 | 裂变功率产生/ATWS响应组 |
| … | … | … |
5)在此基础上补充基于运行经验反馈和国内外相关法规标准及监管部门的要求的补充工况，如下表：
| 序号 | 事故及叠加事故 |
| 1 | 工况n |
| 2 | 工况n+1 |
| 3 | 工况n+2 |
| … | … |
6)综合步骤4)和5)所得到的确认工况清单，即为功能恢复导则的确认工况清单(即第三工况清单)，如下所示：
| 序号 | 事故及叠加事故 |
| 1 | 工况3 |
| 2 | 工况4 |
| 3 | 工况6 |
| 4 | 工况n |
| 5 | 工况n+1 |
| 6 | 工况n+2 |
| … | … |
后续将根据此清单展开基于最佳估算热工水力计算程序的征兆导向EOP功能恢复导则的确认工况计算工作，执行操纵员的操作适用性确认。并根据其确认结果对征兆导向EOP功能恢复导则进行修改，用于指导后续核电厂主控室中使用的征兆导向EOP功能恢复规程的开发。
本发明所述的装置并不限于具体实施方式中所述的实施例，本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式，同样属于本发明的技术创新范围。
Claims (5)
1.一种核电厂征兆导向功能恢复事故导则确认工况选取方法，用于对核电厂的机组的征兆导向EOP功能恢复导则所对应的工况进行筛选，包括如下步骤：
步骤S1，确定发生概率F1，对所述征兆导向EOP功能恢复导则工况清单中发生概率大于F1的工况进行模拟计算；
步骤S2，确定事故后果，然后确定第一工况清单，所述第一工况清单中的工况是指发生概率大于F1且触发所述事故后果的工况；
步骤S3，根据关键安全功能的恶化情况对所述第一工况清单中的工况进行分组，将导致所述关键安全功能恶化的某一征兆的所有工况分为同一个征兆组；
步骤S4，对分组后的工况进行筛选，筛除能够通过所述机组的自身安全系统的自动动作使所述机组恢复到安全状态的工况；
步骤S5，对分组后的工况进行筛选，筛除所述关键安全功能的受挑战的严苛程度被所述征兆组中的其它工况包络的工况；
步骤S6，筛选完毕，对所有所述征兆组进行合并，得到第二工况清单；
步骤S7，对所述第二工况清单中的工况进行补充，得到第三工况清单。
2.如权利要求1所述的核电厂征兆导向功能恢复事故导则确认工况选取方法，其特征是：在所述步骤S1中，所述模拟计算是指使用最佳估算热工水力计算程序对发生概率大于所述F1的工况进行不叠加任何人为干预的模拟计算。
3.如权利要求1所述的核电厂征兆导向功能恢复事故导则确认工况选取方法，其特征是：在所述步骤S2中，所述确定事故后果，是指确定工况导致的事故后果的范围，所述事故后果的范围的上限为导致堆芯发生严重损坏；所述事故后果的范围的下限为触发反应堆停堆或安全注射。
4.如权利要求1所述的核电厂征兆导向功能恢复事故导则确认工况选取方法，其特征是：在所述步骤S5中，将所述步骤S1中的所述模拟计算的结果，通过关键安全功能受到挑战的严苛程度定量计算公式进行处理，筛除所述关键安全功能的受挑战的严苛程度被所述征兆组中的其它工况包络的工况；所述关键安全功能受到挑战的严苛程度定量计算公式如下：
其中：
Y代表所述关键安全功能的参数受到挑战的严苛程度；
t代表事故发生后的某一时间段；
C代表某个所述关键安全功能的参数；
Cmax代表某个所述关键安全功能的参数在T0时间内的最大值；
T0代表模拟计算分析工况的事故进程时间；
a代表某个所述关键安全功能的参数在T0时间段内的波动程度对Y值的贡献因子。
5.如权利要求1所述的核电厂征兆导向功能恢复事故导则确认工况选取方法，其特征是：在所述步骤S7中，根据工程经验，对所述第二工况清单中的工况进行补充，得到第三工况清单。
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|---|---|
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Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN112598223A (zh) * | 2020-12-03 | 2021-04-02 | 中广核工程有限公司 | 核电状态导向法事故规程完备性检验方法、系统、电子设备及存储介质 |
Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US20140376678A1 (en) * | 2013-06-25 | 2014-12-25 | Robert H. Leyse | Method of and Apparatus for Monitoring a Nuclear Reactor Core Under Normal and Accident Conditions |
| CN109597393A (zh) * | 2018-11-15 | 2019-04-09 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂事故处理策略中关键安全功能的设计实施方法 |
| KR20190094855A (ko) * | 2018-02-06 | 2019-08-14 | 한국수력원자력 주식회사 | 고장방지 효과를 고려한 예방정비 직무 선정 시스템, 방법 및 예방정비 직무를 선정하는 프로그램을 기록한 기록매체 |
| CN110428919A (zh) * | 2019-07-08 | 2019-11-08 | 中国核电工程有限公司 | 基于征兆的压水堆核电厂反应性控制策略的设计方法 |
| CN110444300A (zh) * | 2019-07-04 | 2019-11-12 | 中国核电工程有限公司 | 基于征兆的核电厂堆芯冷却功能控制策略的设计方法 |
| CN110993135A (zh) * | 2019-10-09 | 2020-04-10 | 中国核电工程有限公司 | 基于征兆的压水堆核电厂二次侧热阱控制策略的设计方法 |
-
2020
- 2020-04-30 CN CN202010361482.9A patent/CN111627584B/zh active Active
Patent Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US20140376678A1 (en) * | 2013-06-25 | 2014-12-25 | Robert H. Leyse | Method of and Apparatus for Monitoring a Nuclear Reactor Core Under Normal and Accident Conditions |
| KR20190094855A (ko) * | 2018-02-06 | 2019-08-14 | 한국수력원자력 주식회사 | 고장방지 효과를 고려한 예방정비 직무 선정 시스템, 방법 및 예방정비 직무를 선정하는 프로그램을 기록한 기록매체 |
| CN109597393A (zh) * | 2018-11-15 | 2019-04-09 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂事故处理策略中关键安全功能的设计实施方法 |
| CN110444300A (zh) * | 2019-07-04 | 2019-11-12 | 中国核电工程有限公司 | 基于征兆的核电厂堆芯冷却功能控制策略的设计方法 |
| CN110428919A (zh) * | 2019-07-08 | 2019-11-08 | 中国核电工程有限公司 | 基于征兆的压水堆核电厂反应性控制策略的设计方法 |
| CN110993135A (zh) * | 2019-10-09 | 2020-04-10 | 中国核电工程有限公司 | 基于征兆的压水堆核电厂二次侧热阱控制策略的设计方法 |
Non-Patent Citations (6)
| Title |
|---|
| JINKYUN PARK等: "Development of the step complexity measure for emergency operating procedures using entropy concepts", RELIABILITY ENGINEERING AND SYSTEM SAFETY, pages 115 - 130 * |
| JUSSI K VAURIO: "Human Factors and Risks in a Periodic Safety Review of a Nuclear Power Plant", JOINT 8TH IEEE HFPP / 13TH HPRCT, pages 110 - 117 * |
| JUSSI K.VAURIO: "Human factors, humanreliabilityandriskassessmentinlicenserenewalofa nuclear powerplant", RELIABILITY ENGINEERING AND SYSTEM SAFETY, pages 1818 - 1826 * |
| 孙婧等: "核电厂规程开发质量保证方法研究", 仪器仪表用户, vol. 27, no. 2, pages 273 - 276 * |
| 林诚格: "核电厂紧急运行规程的开发与使用", 核科学与工程, vol. 10, no. 4, pages 304 - 313 * |
| 胡岩等: "西屋公司事故处理规程特点及与SOP主要差异分析", 中国核科学技术进展报告, pages 440 - 447 * |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN112598223A (zh) * | 2020-12-03 | 2021-04-02 | 中广核工程有限公司 | 核电状态导向法事故规程完备性检验方法、系统、电子设备及存储介质 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
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