CN111768070A - 基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法 - Google Patents
基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN111768070A CN111768070A CN202010418095.4A CN202010418095A CN111768070A CN 111768070 A CN111768070 A CN 111768070A CN 202010418095 A CN202010418095 A CN 202010418095A CN 111768070 A CN111768070 A CN 111768070A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- main system
- pressure
- accident
- integrity
- thermal shock
- 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.)
- Pending
Links
- 238000011217 control strategy Methods 0.000 title claims abstract description 59
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 33
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 31
- 238000013461 design Methods 0.000 title claims abstract description 30
- 230000035939 shock Effects 0.000 claims abstract description 77
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 48
- 208000024891 symptom Diseases 0.000 claims description 27
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 17
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 claims description 15
- 238000002347 injection Methods 0.000 claims description 10
- 239000007924 injection Substances 0.000 claims description 10
- 238000012545 processing Methods 0.000 claims description 10
- 230000009467 reduction Effects 0.000 claims description 8
- 230000000694 effects Effects 0.000 claims description 7
- 238000011084 recovery Methods 0.000 claims description 7
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims description 4
- 238000003745 diagnosis Methods 0.000 claims description 4
- 230000002411 adverse Effects 0.000 claims description 3
- 238000004088 simulation Methods 0.000 claims description 3
- 230000006835 compression Effects 0.000 claims description 2
- 238000007906 compression Methods 0.000 claims description 2
- 238000012216 screening Methods 0.000 claims description 2
- 230000003466 anti-cipated effect Effects 0.000 description 6
- 238000012795 verification Methods 0.000 description 6
- 238000010200 validation analysis Methods 0.000 description 5
- 230000000977 initiatory effect Effects 0.000 description 4
- 238000012790 confirmation Methods 0.000 description 3
- 230000007123 defense Effects 0.000 description 3
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 3
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 3
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 2
- 238000011161 development Methods 0.000 description 2
- 230000000116 mitigating effect Effects 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 230000004044 response Effects 0.000 description 2
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 description 1
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 238000012552 review Methods 0.000 description 1
- 230000000087 stabilizing effect Effects 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
Images
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
- 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
- G06Q10/0637—Strategic management or analysis, e.g. setting a goal or target of an organisation; Planning actions based on goals; Analysis or evaluation of effectiveness of goals
-
- 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
- G21D3/06—Safety arrangements responsive to faults within the plant
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
Landscapes
- Business, Economics & Management (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Human Resources & Organizations (AREA)
- Economics (AREA)
- Strategic Management (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Entrepreneurship & Innovation (AREA)
- Tourism & Hospitality (AREA)
- Theoretical Computer Science (AREA)
- Marketing (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- General Business, Economics & Management (AREA)
- Educational Administration (AREA)
- Development Economics (AREA)
- Quality & Reliability (AREA)
- Operations Research (AREA)
- Game Theory and Decision Science (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Water Supply & Treatment (AREA)
- Public Health (AREA)
- General Health & Medical Sciences (AREA)
- Primary Health Care (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明涉及一种基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法，该方法对主系统受压热冲击的程度进行分类，分为主系统意外受压热冲击、主系统预期受压热冲击；分别针对主系统意外受压热冲击状态和主系统预期受压热冲击状态，确定主系统完整性控制需要应对的事故清单；分别针对主系统意外受压热冲击和主系统预期受压热冲击所对应的主系统完整性事故工况，对主系统完整性控制策略进行分析；并对分析完成的主系统完整性控制策略进行验证和确认。本发明广泛适用于不同堆型的压水堆核电厂的主系统完整性控制策略的设计，保证了压水堆核电厂的主系统完整性控制策略的安全性和有效性。
Description
技术领域
本发明属于核电厂设计技术领域，具体涉及一种基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法。
背景技术
纵深防御是核动力厂设计安全规定(HAF102)贯彻始终的安全设计要求。事故处理规程作为纵深防御原则的第三道防线，对限制事故发展，保证反应堆安全起着至关重要的作用。征兆导向事故处理策略综合了事件导向事故处理策略和状态导向事故处理策略两者的优点，以征兆导向事故处理为主干，提供多层次诊断多手段对策，重点抓关键安全功能，既可以在事故征兆明确时通过事件导向的最佳恢复策略快速进行事故缓解和处理，又可以在发生始料未及的事故或者叠加事故时通过关键安全功能状态树导向到功能恢复策略缓解功能恶化，保证电厂各屏障安全，以达到释放到环境中的放射性最小的目的。确保包容放射性核素不向外释放是保证核电厂安全的三大安全功能之一，反应堆冷却剂系统(主系统)是事故处理中核电厂阻止放射性物质向外扩散的一道极为重要的屏障，确保主系统完整性是事故处理中的一项重要目标。
核电厂复杂程度较高，对于压水堆核电厂而言，除了核蒸汽供应系统和热力系统外，为了确保安全，还设置了若干专设安全设施。如考虑各种辅助系统和支持系统，核电厂的系统数量达到数百。征兆导向事故策略中主系统控制涉及核电厂大量系统和设备，策略各个步骤相互影响和关联，需要基于科学合理的设计方法分析确定。
发明内容
本发明的目的是提供一种基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法，保证压水堆核电厂的主系统完整性控制策略的安全性和有效性。
本发明的技术方案如下：一种基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法，包括如下步骤：
(1)对主系统受压热冲击的程度进行分类，分为主系统意外受压热冲击、主系统预期受压热冲击；所述主系统意外受压热冲击是指主系统状态超过了主系统的材料和结构限值，完整性受到严重威胁；所述主系统预期受压热冲击是指主系统状态接近了主系统的材料和结构限值，完整性存在潜在威胁；
(2)分别针对主系统意外受压热冲击状态和主系统预期受压热冲击状态，确定主系统完整性控制需要应对的事故清单；
(3)分别针对主系统意外受压热冲击和主系统预期受压热冲击所对应的主系统完整性事故工况，对主系统完整性控制策略进行分析；
(4)对分析完成的主系统完整性控制策略进行验证和确认，形成基于征兆的主系统完整性控制策略。
进一步，如上所述的基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法，步骤(1)中根据主系统降温速率、主系统温度和主系统压力反映主系统完整性状态，对主系统受压热冲击的程度进行分类。
更进一步，步骤(1)中所述的主系统意外受压热冲击包括如下事故征兆：
事故征兆A1：主系统降温速率超过限值G(主系统降温允许限值)，主系统冷段压力温度在P-T限值曲线左侧(即低温超压状态)；
事故征兆A2：主系统降温速率超过限值G，主系统满足P-T限值曲线但有冷段环路温度低于限值T1；
事故征兆A3：主系统满足降温速率限值G，但在主系统压力限值P以上时，有冷段环路温度低于限值T1；
当主系统状态出现以上任一事故征兆时，认为以上状态超过了主系统的材料和结构限值，完整性受到严重威胁，主系统处于意外受压热冲击状态；
所述的主系统预期受压热冲击包括如下事故征兆：
事故征兆B1：主系统降温速率超过限值G，主系统满足P-T限值曲线且所有冷段温度满足限值T1但有冷段环路温度低于限值T2；
事故征兆B2：主系统满足降温速率限值G，冷段环路温度满足限值T1但主系统压力超过限值P以上；
当主系统状态出现以上任一事故征兆时，认为以上状态接近了主系统的材料和结构限值，完整性存在潜在威胁，主系统处于预期受压热冲击状态。
进一步，如上所述的基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法，步骤(2)中结合事故安全分析、概率分析和相关模拟计算，从始发事件清单中筛选出对主系统完整性有威胁的事故工况清单，其中，意外受压热冲击状态包括：由单一事故或多重事故(如LOCA、二次侧破口或SGTR等)引起的主系统局部或整体的过度冷却，以及过量的上充或安注导致的冷态超压；预期受压热冲击状态包括：预期的主系统冷却过快(例如受压热冲击)，以及可控冷却过程中的冷态超压状况(例如超压冷却)。
进一步，如上所述的基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法，步骤(3)中，针对每一类主系统完整性事故工况，从事故处理目标、诊断策略、可用系统和设备(专设系统、辅助系统、支持系统等)、可用的恢复手段和适用条件、可靠性和冗余性角度进行主系统完整性控制策略分析。
更进一步，对于意外受压热冲击事故工况，其主系统完整性控制策略至少包含以下部分：
尽可能确定导致过度冷却的原因，终止或限制冷却；
压水堆安注系统会导致主系统冷段温度显著下降，并可能造成超压，因此尽早检查并终止安注可以消除其对于受压热冲击的不利影响；
降低一回路压力以减少对于压力容器的应力；
重新实现对电厂的控制以进入后续的恢复；
对于预期受压热冲击事故工况，其主系统完整性控制策略至少包含以下部分：
尽可能区分过度冷却并终止或限制冷却；
在主系统降温速率限值内对主系统降压使主系统建立正常的压力—温度工况。
进一步，如上所述的基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法，步骤(4)中控制策略的验证为书面审查策略的正确性；控制策略的确认通过使用反应堆仿真模拟软件进行，模拟典型事故初始工况，按照事故处理策略进行处理，确认主系统完整性和其他参数的控制效果，以确认主系统完整性控制策略是否满足设计要求，如不满足重新设计主系统完整性控制策略。
本发明的有益效果如下：
1)本方法适用于不同堆型的压水堆核电厂，是一种广泛适用于压水堆核电厂的主系统完整性控制策略的设计方法。
2)提出了一种基于主系统受压热冲击的严重程度对征兆进行分类，并且分别进行处理的方法，可以对不同严重程度采用更有针对性的处理策略，提高处理效率。
3)本发明提出的针对主系统完整性异常的征兆，基于主系统受压热冲击的严重程度分类，并分析该策略对其他典型工况的包容性和匹配性。该方法对于主系统完整性控制策略的设计具有广泛的可实施意义。
4)本方法保证了基于征兆的压水堆核电厂的主系统完整性控制策略的安全性和有效性。
附图说明
图1为本发明基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略的设计方法流程图；
图2为本发明具体实施例中基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略示意图。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明进行详细的描述。
本发明从事故征兆出发，根据主系统受压热冲击的程度对主系统控制的方式进行分类，分别确定主系统控制策略，并通过策略验证确定控制策略的正确性。具体分析方法如图1所示，包括如下步骤：
(1)主系统完整性事故分类
由于事故引起的压力容器下降段的快速而严重的冷却将对压力容器壁面产生热冲击进而导致壁面上可能存在的裂纹生长演变成更大的破裂。裂纹的生长将可能导致压力容器完整性的丧失。基于核电厂主系统的材料和结构特性，根据主系统降温速率、主系统温度和主系统压力反映主系统完整性状态，对主系统受压热冲击的程度进行分类：
a)主系统意外受压热冲击
事故征兆A：核电厂主系统状态违反主系统降温速率限值G、主系统冷段温度限值T1以及主系统压力限值P的组合工况时，认为主系统状态超过了主系统的材料和结构限值，完整性受到严重威胁，主系统处于意外受压热冲击状态。
b)主系统预期受压热冲击
事故征兆B：核电厂主系统状态未出现事故征兆A，但违反主系统降温速率限值G、主系统冷段温度限值T1和T2的组合工况时，认为主系统状态接近了主系统的材料和结构限值，完整性受到存在潜在威胁，主系统处于预期受压热冲击状态。
上述G限值是主系统降温允许限值，与材料和系统设计有关。T1、T2限值都是来自P-T限值曲线，是根据压力容器的材料特性计算得到的；P-T限值曲线的定义是阶跃冷却裂纹萌生限值(step cooldown crack initiation limit)和等温壁面裂纹萌生限值(isothermal wall crack initiation limit)较低边界组合为左边界曲线，以反应堆主系统安全阀压力加上一定不确定度的压力为上边界曲线，T1是左边界曲线与上边界曲线的交点，在部分资料里被称为“完全再增压限值”，T2是T1加上一个裕度(通常为17摄氏度)。P限值是特定工况下主系统压力的定值，与系统设计有关。此都为本领域的公知常识。
(2)确定堆芯主系统完整性控制需要应对的事故清单
基于确定论和概率论确定的核电厂始发事件清单，结合事故安全分析、概率分析和相关模拟计算，从始发事件清单中筛选出对主系统完整性有威胁的事故工况清单。包括：
a)主系统意外受压热冲击
意外的主系统过度冷却或可控冷却过程中的冷态超压等事故工况都有可能造成意外受压热冲击事故，如事故清单中的失水事故、二次侧破口事故或蒸汽发生器传热管破裂事故等事故工况，还可能由涉及这些单一事故的的多重事故叠加工况所引起，这些事故都可能导致主系统局部或整体的过度冷却。此外，事故处理过程中，过量的上充或安注则可能导致冷态超压。
b)主系统预期受压热冲击
预期的主系统冷却过快(例如受压热冲击)或者可控冷却过程中的冷态超压状况(例如超压冷却)都有可能造成预期受压热冲击事故。造成主系统意外受压热冲击的事故序列从事故发展上都有可能造成预期受压热冲击工况。根据事故征兆进入不同的事故处理范围。
(3)主系统完整性控制策略分析
为了对主系统完整性异常的事故工况进行分析，首先依据主系统完整性受威胁的严重性和相关征兆，对需要应对的主系统完整性相关事故工况进行分类，即主系统意外受压热冲击和主系统预期受压热冲击。针对每一类主系统完整性事故工况，从事故处理目标、诊断策略、可用系统和设备(专设系统、辅助系统、支持系统等)、可用的恢复手段和适用条件、可靠性和冗余性角度进行分析评价，保证控制策略能够满足事故工况的处理需求。
对于意外受压热冲击事故工况，主系统完整性已经受到严重威胁，根据事故分析，其控制策略应至少包含以下部分：
·尽可能确定导致过度冷却的原因，终止或限制冷却；
·压水堆安注系统会导致主系统冷段温度显著下降，并可能造成超压，因此尽早检查并终止安注可以消除其对于受压热冲击的不利影响；
·降低一回路压力以减少对于压力容器的应力；
·重新实现对核电厂的控制以进入后续的恢复。
对于预期受压热冲击事故工况，主系统完整性受到潜在威胁，根据事故分析，其控制策略应至少包含以下部分：
-尽可能区分过度冷却并终止或限制该冷却；
-在主系统降温速率限值内对主系统降压使主系统建立正常的压力—温度工况。
主系统完整性控制策略以事故严重性分类，分为主系统意外受压热冲和主系统预期受压热冲击的事故工况，能够涵盖全范围的受压热冲击事故。
(4)主系统完整性控制策略验证与确认
完成主系统完整性控制策略后，需要开展验证与确认的工作。验证为书面审查策略的正确性。确认通过使用反应堆仿真模拟软件进行，模拟典型事故初始工况，按照事故处理策略进行处理，确认主系统完整性和其他参数的控制效果，以确认主系统完整性控制策略是否满足设计要求，如不满足则重新设计主系统完整性控制策略。
(5)形成最终的主系统完整性控制策略
基于上述的分析及验证和确认结果，形成基于征兆的主系统完整性控制策略。
实施例
以某压水堆核电厂为例对基于征兆的主系统完整性控制策略的设计方法进行具体描述。
(1)主系统完整性事故分类
基于反映主系统完整性的仪表，对主系统受压热冲击的程度进行分类，以某压水堆核电厂为例进行分类说明：
基于压水堆核电厂主系统的材料和结构特性，根据主系统降温速率、主系统温度和主系统压力反映主系统完整性状态：
a)主系统意外受压热冲击
事故征兆A1：当主系统降温速率超过限值G(主系统降温允许限值)，主系统冷段压力温度在P-T限值曲线(压力温度限值曲线，为阶跃冷却裂纹初始限值曲线和等温壁面裂纹初始限值曲线较低边界的组合，取决于压力容器材料特性)左侧时；
事故征兆A2：主系统降温速率超过限值G，主系统满足P-T限值曲线但有冷段环路温度低于限值T1时；
事故征兆A3：主系统满足降温速率限值G，但在主系统压力限值P以上时，有冷段环路温度低于限值T1时；
当主系统状态出现以上任一工况时，认为以上状态超过了主系统的材料和结构限值，完整性受到严重威胁，主系统处于意外受压热冲击状态。
b)主系统预期受压热冲击
事故征兆B1：当主系统降温速率超过限值G，主系统满足P-T限值曲线且所有冷段温度满足限值T1但有冷段环路温度低于限值T2时；
事故征兆B2：主系统满足降温速率限值G，冷段环路温度满足限值T1但主系统压力超过限值P以上时；
当主系统状态出现以上任一工况时，认为以上状态接近了主系统的材料和结构限值，完整性受到存在潜在威胁，主系统处于预期受压热冲击状态。
(2)确定主系统完整性控制需要应对的事故清单
意外受压热冲击：由单一事故或多重事故(如LOCA、二次侧破口或SGTR等)引起的主系统局部或整体的过度冷却；过量的上充或安注则可能导致冷态超压。
预期受压热冲击：预期的主系统冷却过快(例如受压热冲击)；可控冷却过程中的冷态超压状况(例如超压冷却)。
(3)主系统完整性控制策略分析
对于意外受压热冲击事故，经过分析确定其通用的事故响应策略：
·终止一回路冷却；
·条件满足时终止安注；
·一回路降压；
·建立正常运行状态，稳定一回路状态。
并通过计算得到相关措施执行对应的整定值。
同理，分析预期受压热冲击事故的通用响应策略：
·停止冷却主系统；
·在技术规范限制下降低主系统压力。
进一步分析主系统受压热冲击缓解策略对其他工况的包容性：
主系统完整性控制策略以事故严重性分类，分为主系统意外受压热冲和主系统预期受压热冲击的事故工况，能够涵盖全范围的受压热冲击事故。
(4)进行策略验证和确认。
-书面检查验证策略的正确性。
-通过使用确认工具，模拟典型事故初始工况，按照事故处理策略进行处理，确认主系统完整性和其他参数的控制效果，进而确认典型事故工况下事故处理策略的正确性。
经验证和确认，表明上述策略能够满足事故处理的要求。
(5)形成最终的主系统完整性控制策略。
基于上述的分析及验证和确认结果，完成基于征兆的主系统完整性控制策略如图2所示。
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，倘若对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 (7)
1.一种基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法，包括如下步骤：
(1)对主系统受压热冲击的程度进行分类，分为主系统意外受压热冲击、主系统预期受压热冲击；所述主系统意外受压热冲击是指主系统状态超过了主系统的材料和结构限值，完整性受到严重威胁；所述主系统预期受压热冲击是指主系统状态接近了主系统的材料和结构限值，完整性存在潜在威胁；
(2)分别针对主系统意外受压热冲击状态和主系统预期受压热冲击状态，确定主系统完整性控制需要应对的事故清单；
(3)分别针对主系统意外受压热冲击和主系统预期受压热冲击所对应的主系统完整性事故工况，对主系统完整性控制策略进行分析；
(4)对分析完成的主系统完整性控制策略进行验证和确认，形成基于征兆的主系统完整性控制策略。
2.如权利要求1所述的基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法，其特征在于：步骤(1)中根据主系统降温速率、主系统温度和主系统压力反映主系统完整性状态，对主系统受压热冲击的程度进行分类。
3.如权利要求2所述的基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法，其特征在于：步骤(1)中所述的主系统意外受压热冲击包括如下事故征兆：
事故征兆A1：主系统降温速率超过限值G，主系统冷段压力温度在P-T限值曲线左侧；
事故征兆A2：主系统降温速率超过限值G，主系统满足P-T限值曲线但有冷段环路温度低于限值T1；
事故征兆A3：主系统满足降温速率限值G，但在主系统压力限值P以上时，有冷段环路温度低于限值T1；
当主系统状态出现以上任一事故征兆时，认为以上状态超过了主系统的材料和结构限值，完整性受到严重威胁，主系统处于意外受压热冲击状态；
所述的主系统预期受压热冲击包括如下事故征兆：
事故征兆B1：主系统降温速率超过限值G，主系统满足P-T限值曲线且所有冷段温度满足限值T1但有冷段环路温度低于限值T2；
事故征兆B2：主系统满足降温速率限值G，冷段环路温度满足限值T1但主系统压力超过限值P以上；
当主系统状态出现以上任一事故征兆时，认为以上状态接近了主系统的材料和结构限值，完整性存在潜在威胁，主系统处于预期受压热冲击状态。
4.如权利要求1所述的基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法，其特征在于：步骤(2)中结合事故安全分析、概率分析和相关模拟计算，从始发事件清单中筛选出对主系统完整性有威胁的事故工况清单，其中，意外受压热冲击状态包括：由单一事故或多重事故引起的主系统局部或整体的过度冷却，以及过量的上充或安注导致的冷态超压；预期受压热冲击状态包括：预期的主系统冷却过快，以及可控冷却过程中的冷态超压状况。
5.如权利要求1所述的基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法，其特征在于：步骤(3)中，针对每一类主系统完整性事故工况，从事故处理目标、诊断策略、可用系统和设备、可用的恢复手段和适用条件、可靠性和冗余性角度进行主系统完整性控制策略分析。
6.如权利要求5所述的基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法，其特征在于：对于意外受压热冲击事故工况，其主系统完整性控制策略至少包含以下部分：
尽可能确定导致过度冷却的原因，终止或限制冷却；
压水堆安注系统会导致主系统冷段温度显著下降，并可能造成超压，因此尽早检查并终止安注可以消除其对于受压热冲击的不利影响；
降低一回路压力以减少对于压力容器的应力；
重新实现对电厂的控制以进入后续的恢复；
对于预期受压热冲击事故工况，其主系统完整性控制策略至少包含以下部分：
尽可能区分过度冷却并终止或限制冷却；
在主系统降温速率限值内对主系统降压使主系统建立正常的压力—温度工况。
7.如权利要求1所述的基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法，其特征在于：步骤(4)中控制策略的验证为书面审查策略的正确性；控制策略的确认通过使用反应堆仿真模拟软件进行，模拟典型事故初始工况，按照事故处理策略进行处理，确认主系统完整性和其他参数的控制效果，以确认主系统完整性控制策略是否满足设计要求，如不满足重新设计主系统完整性控制策略。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202010418095.4A CN111768070A (zh) | 2020-05-18 | 2020-05-18 | 基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202010418095.4A CN111768070A (zh) | 2020-05-18 | 2020-05-18 | 基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN111768070A true CN111768070A (zh) | 2020-10-13 |
Family
ID=72719229
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN202010418095.4A Pending CN111768070A (zh) | 2020-05-18 | 2020-05-18 | 基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN111768070A (zh) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113421662A (zh) * | 2021-06-18 | 2021-09-21 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法 |
| CN113421670A (zh) * | 2021-06-18 | 2021-09-21 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂事故规程定量化分析方法及系统 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN107767977A (zh) * | 2017-10-31 | 2018-03-06 | 北京广利核系统工程有限公司 | 一种核电站用安全控制方法和系统 |
| 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 |
| CN111028969A (zh) * | 2019-11-12 | 2020-04-17 | 中国核电工程有限公司 | 核电厂安全壳控制策略的设计方法 |
-
2020
- 2020-05-18 CN CN202010418095.4A patent/CN111768070A/zh active Pending
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN107767977A (zh) * | 2017-10-31 | 2018-03-06 | 北京广利核系统工程有限公司 | 一种核电站用安全控制方法和系统 |
| 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 |
| CN111028969A (zh) * | 2019-11-12 | 2020-04-17 | 中国核电工程有限公司 | 核电厂安全壳控制策略的设计方法 |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113421662A (zh) * | 2021-06-18 | 2021-09-21 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法 |
| CN113421670A (zh) * | 2021-06-18 | 2021-09-21 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂事故规程定量化分析方法及系统 |
| CN113421670B (zh) * | 2021-06-18 | 2022-05-13 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂事故规程定量化分析方法及系统 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR101788387B1 (ko) | 원자력발전소에서 확률론적 안전성 평가 고장수목을 이용한 핵심구역 평가 시스템 및 방법 | |
| CN110428919B (zh) | 基于征兆的压水堆核电厂反应性控制策略的设计方法 | |
| CN111768070A (zh) | 基于征兆的压水堆核电厂主系统完整性控制策略设计方法 | |
| CN110993135A (zh) | 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 | |
| CN111028969B (zh) | 核电厂安全壳控制策略的设计方法 | |
| Tecdoc | Considerations on the application of the iaea safety requirements for design of nuclear power plants | |
| Moe et al. | Modernization of Technical Requirements for Licensing of Advanced Non-Light Water Reactors: Probabilistic Risk Assessment Approach | |
| Burgazzi | Failure mode and effect analysis application for the safety and reliability analysis of a thermal-hydraulic passive system | |
| Choi et al. | Development of risk assessment framework and the case study for a spent fuel pool of a nuclear power plant | |
| Izquierdo et al. | Why sequence dynamics matters in PSA: checking consistency of probabilistic and deterministic analyses | |
| CN113537743A (zh) | 应急状态分级方法、装置、计算机设备和存储介质 | |
| Denman et al. | Preliminary Cyber-Informed Dynamic Branch Conditions for Analysis with the Dynamic Simplified Cyber MELCOR Model. | |
| EP0981100A1 (en) | A method for interrelating safety related documents of a production plant | |
| Dimitrov | Engineering solutions to ensure protection of nuclear power plants against sabotage. | |
| Zhenying et al. | Development of Fuel Product Barrier Monitoring System Based on State Functions in State‐Oriented Emergency Operating Procedure | |
| Petkov et al. | Correlation between human and material shocks in symptom-based emergency procedures | |
| Burgazzi | Probabilistic safety analysis of an accelerator—Lithium target based experimental facility | |
| KR102512530B1 (ko) | 원자력 발전소 원자로용기파손사고의 파단 위치 선정 방법 | |
| Wortman et al. | A Note on Probability Quantification for Protective System Efficacy Analysis: Stochastic Dynamics, Information Flow, and Initiating Event Arrival Times | |
| Canadian Nuclear Safety Commission | REGDOC-2.4. 1, Deterministic Safety Analysis | |
| Seyun et al. | Perspectives on the Design of Pressure Boundary Systems and Components in Small Modular Reactors | |
| Eom et al. | Proposed Review Framework for Design of Pressure Retaining Systems and Components (PRSC) in Small Modular Reactor (SMR) | |
| LIU et al. | STUDY ON A FULL-SCOPE LEVEL 2 PROBABILITY SAFETY ASSESSMENT OF ACP100 IN CHINA | |
| Prescott et al. | Plant-specific Model and Data Analysis using Dynamic Security Modeling and Simulation | |
| Dellmans | Why Sequence Dynamics Matters in PSA: Checking Consistency of Probabilistic and Deterministic Analyses |
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 |