CN112418642B - 核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法及系统 - Google Patents

核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法及系统 Download PDF

Info

Publication number
CN112418642B
CN112418642B CN202011294867.4A CN202011294867A CN112418642B CN 112418642 B CN112418642 B CN 112418642B CN 202011294867 A CN202011294867 A CN 202011294867A CN 112418642 B CN112418642 B CN 112418642B
Authority
CN
China
Prior art keywords
initial
reactor
reactor coolant
coolant system
equal
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
CN202011294867.4A
Other languages
English (en)
Other versions
CN112418642A (zh
Inventor
陈宏霞
邱志方
吴清
冷贵君
刘昌文
李峰
鲜麟
喻娜
方红宇
初晓
习蒙蒙
蔡容
吴鹏
张舒
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.)
Nuclear Power Institute of China
Original Assignee
Nuclear Power Institute of China
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 Nuclear Power Institute of China filed Critical Nuclear Power Institute of China
Priority to CN202011294867.4A priority Critical patent/CN112418642B/zh
Publication of CN112418642A publication Critical patent/CN112418642A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN112418642B publication Critical patent/CN112418642B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

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
    • G06Q10/0639—Performance analysis of employees; Performance analysis of enterprise or organisation operations
    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F18/00—Pattern recognition
    • G06F18/20—Analysing
    • G06F18/24—Classification techniques
    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F30/00—Computer-aided design [CAD]
    • G06F30/20—Design optimisation, verification or simulation
    • 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—Systems or methods specially adapted for specific business sectors, e.g. utilities or tourism
    • G06Q50/06—Electricity, gas or water supply
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F2119/00—Details relating to the type or aim of the analysis or the optimisation
    • G06F2119/08—Thermal analysis or thermal optimisation
    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F2119/00—Details relating to the type or aim of the analysis or the optimisation
    • G06F2119/14—Force analysis or force optimisation, e.g. static or dynamic forces
    • 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
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Abstract

本发明公开了核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法及系统，S1：获取压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件，所述运行模式包括模式4和模式5；S2：计算并确定初始事件的发生频率；S3：结合压水堆核电厂工况分类的原则，对正常余热排出系统完全丧失的事件进行工况分类；及根据工况分类的情况，选择验收准则；S4：采用能量平衡的方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后操作员动作之前反应堆的状态。采用本发明提供的方法，可以量化核电厂在正常余热排出系统丧失后操作员动作之前反应堆的状态，为此类事故的安全评价提供依据。

Description

核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法及系统
技术领域
本发明涉及压水堆核电厂(压水堆核电站)事故分析方法技术领域，具体涉及核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法及系统。
背景技术
在正常运行工况下，核裂变和裂变产物衰变产生的热量是由一回路通过蒸汽发生器向二回路导出热量。当反应堆停堆后，虽然以裂变为机制的核功率很快消失，但由裂变产生的裂变碎片及其衰变物在放射性衰变过程中仍然释放热量，最初这部分热量仍由蒸汽发生器导出。当二回路不再运行时，即由正常余热排出系统导出这部分热量，保证反应堆的冷却。
法规HAF102-2016版要求：“假设始发事件必须包括在各种功率及停堆状态下，所有可预见的核动力厂构筑物、系统和部件失效、人员差错，以及内部和外部危险可能引起的失效。”对于在低功率和停堆工况下，正常余热排出系统作为重要的排热手段，一旦发生丧失正常余热排出系统的事故，势必造成反应堆冷却剂系统压力和温度的持续上升，这种情况下，需要通过合理可行的方法评价在操纵员干预之前反应堆能否进入安全的状态。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是压水堆核电厂中对于在低功率和停堆工况下，正常余热排出系统作为重要的排热手段，一旦发生丧失正常余热排出系统的事故，势必造成反应堆冷却剂系统压力和温度的持续上升；而在这种情况，现有技术中并无合理可行的分析方法来评价操纵员干预之前反应堆能否进入安全的状态。本发明目的在于提供核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法及系统，以评价核电厂正常余热排出系统丧失后反应堆的状态。
本发明通过下述技术方案实现：
第一方面，本发明提供了一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法，该方法包括以下步骤：
S1：获取压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件，所述运行模式包括模式4和模式5；
S2：计算并确定步骤S1中压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件的发生频率；
S3：根据步骤S2得到压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件的发生频率，结合压水堆核电厂工况分类的原则，对正常余热排出系统完全丧失的事件进行工况分类；及根据工况分类的情况，选择验收准则；
S4：采用能量平衡方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后在操作员动作之前反应堆的状态，为核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的安全评价提供依据。
工作原理是：基于压水堆核电厂中对于在低功率和停堆工况下，正常余热排出系统作为重要的排热手段，一旦发生丧失正常余热排出系统的事故，势必造成反应堆冷却剂系统压力和温度的持续上升；而在这种情况，现有技术中并无合理可行的分析方法来评价操纵员干预之前反应堆能否进入安全的状态。
因此，本发明设计了一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法，包括：首先确定压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件：模式4和模式5下正常余热排出系统丧失；其次，确定初始事件的发生频率；然后，对正常余热排出系统完全丧失的事件进行工况分类，并根据工况分类的情况，选择验收准则；最后，采用能量平衡的方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后操作员动作之前反应堆的状态。采用本发明提供的方法，可以量化核电厂在正常余热排出系统丧失后操作员动作之前反应堆的状态，为此类事故的安全评价提供依据。
进一步地，步骤S1中的所述模式4对应的标准运行工况包括双相中间停堆工况、单相中间停堆工况，所述双相中间停堆工况的一回路平均温度为120℃≤T≤180℃，压力为2.4MPa≤P≤3.0MPa；所述单相中间停堆工况的一回路平均温度为90℃≤T≤180℃，压力为2.4MPa≤P≤3.0MPa。
进一步地，步骤S1中的所述模式5对应的标准运行工况包括正常冷停堆工况、一回路卸压但封闭维修冷停堆工况、一回路微开维修冷停堆工况和一回路充分打开维修冷停堆工况，所述正常冷停堆工况的一回路平均温度为10℃≤T≤90℃，压力为0.5MPa＜P≤3.0MPa；所述一回路卸压但封闭维修冷停堆工况的一回路平均温度为10℃≤T≤60℃，压力为P≤0.5MPa；所述一回路微开维修冷停堆工况的一回路平均温度为10℃≤T≤60℃，压力为大气压力；所述一回路充分打开维修冷停堆工况的一回路平均温度为10℃≤T≤60℃，压力为大气压力。
进一步地，步骤S2中计算并确定压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件的发生频率是采用概率安全分析方法。
进一步地，步骤S4中采用能量平衡方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后在操作员动作之前反应堆的状态，其中影响分析结果的因素包括：反应堆的热源、反应堆冷却剂系统的初始温度、反应堆冷却剂系统压力及反应堆冷却剂系统水装量。
进一步地，步骤S4中根据初始时刻反应堆冷却剂系统温度Tinitial、初始时刻反应堆冷却剂系统压力Pinitial、反应堆冷却剂系统水装量Minitial、反应堆冷却剂泵产生的能量Qpump、进入该初始状态的时间以确定瞬态过程中裂变产物的衰变热Qreactor，采用能量平衡方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后在操作员动作之前反应堆的状态；包括：
S41：根据瞬态过程中裂变产物的衰变热Qreactor和反应堆冷却剂泵产生的能量Qpump，计算向反应堆冷却剂系统提供的热量Q1，且Q1＝Qreactor+Qpump；
S42：根据向反应堆冷却剂系统提供的热量Q1与反应堆冷却剂系统吸收的热量Q2之间的平衡得到Q1＝Q2，求解反应堆冷却剂系统吸收的热量Q2；
S43：根据初始时刻的反应堆冷却剂系统焓值Hinitial(Pinitial,Tinitial)和初始时刻反应堆冷却剂系统水装量Minitial确定初始时刻反应堆冷却剂系统能量Qinitial，Qinitial＝Hinitial(Pinitial,Tinitial)×Minitial；及向反应堆冷却剂系统提供的热量Q1与反应堆冷却剂系统吸收的热量Q2之间的平衡、初始时刻反应堆冷却剂系统能量Qinitial和反应堆冷却剂系统吸收的热量Q2，计算并确定操作员动作之前反应堆冷却剂系统能量Qfinal，Qfinal＝Q2+Qinitial＝Hfinal(Pfinal,Tfinal)×Mfinal；
S44：根据Qfinal的公式反推Tfinal，分析确定反应堆堆芯是否发生沸腾及反应堆堆芯的可冷却性：假设瞬态过程中反应堆冷却剂系统压力不变，假设瞬态过程中反应堆冷却剂系统水装量保持不变；通过操作员动作之前反应堆冷却剂系统能量Qfinal、操作员动作之前反应堆冷却剂系统水装量Mfinal、操作员动作之前反应堆冷却剂系统压力Pfinal，反推操作员动作之前反应堆冷却剂系统温度Tfinal，以确定反应堆堆芯是否发生沸腾及反应堆堆芯的可冷却性。
第二方面，本发明还提供了一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析系统，该系统支持上述所述的一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法；该系统包括：
初始事件获取单元，用于获取压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件，所述运行模式包括模式4和模式5；
初始事件的发生频率计算单元，用于对从初始事件获取单元获取的压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件，进行其发生频率的计算；
工况分类单元，用于根据初始事件的发生频率计算单元得到压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件的发生频率，结合压水堆核电厂工况分类的原则，对正常余热排出系统完全丧失的事件进行工况分类；及根据工况分类的情况，选择验收准则；
分析单元，用于采用能量平衡方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后在操作员动作之前反应堆的状态，为核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的安全评价提供依据。
第三方面，本发明还提供了一种设备，所述设备包括：
一个或多个处理器；
存储器，用于存储一个或多个程序，
当所述一个或多个程序被所述一个或多个处理器执行时，使得所述一个或多个处理器执行所述的一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法。
第四方面，本发明还提供了一种存储有计算机程序的计算机可读存储介质，该程序被处理器执行时实现所述的一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法。
本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
本发明提供了一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法及系统，用于评价在正常余热排出系统丧失后反应堆冷却剂系统的状态；本发明方法适用于中国第三代压水堆核电厂的设计。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
图1为本发明一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法的流程图。
图2为本发明能量平衡方法分析事故后反应堆状态流程图。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
在以下描述中，为了提供对本发明的透彻理解阐述了大量特定细节。然而，对于本领域普通技术人员显而易见的是：不必采用这些特定细节来实行本发明。在其他实例中，为了避免混淆本发明，未具体描述公知的结构、电路、材料或方法。
在整个说明书中，对“一个实施例”、“实施例”、“一个示例”或“示例”的提及意味着：结合该实施例或示例描述的特定特征、结构或特性被包含在本发明至少一个实施例中。因此，在整个说明书的各个地方出现的短语“一个实施例”、“实施例”、“一个示例”或“示例”不一定都指同一实施例或示例。此外，可以以任何适当的组合和、或子组合将特定的特征、结构或特性组合在一个或多个实施例或示例中。此外，本领域普通技术人员应当理解，在此提供的示图都是为了说明的目的，并且示图不一定是按比例绘制的。这里使用的术语“和/或”包括一个或多个相关列出的项目的任何和所有组合。
在本发明的描述中，需要理解的是，术语“前”、“后”、“左”、“右”、“上”、“下”、“竖直”、“水平”、“高”、“低”“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明保护范围的限制。
实施例1
如图1、图2所示，本发明一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法，如图1所示，图1为本发明一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法的流程图，该方法包括以下步骤：
S1：获取压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件；基于正常余热排出系统主要功能是在核电厂停堆期间，在经过蒸汽发生器初步冷却和降压后，通过该系统从反应堆堆芯和反应堆冷却剂系统排出热量。因此，正常余热排出系统丧失的定义是指处于正常余热排出系统投入运行的模式下，由于阀门误关、余排泵不能运行等原因导致正常余热排出系统完全丧失，使得通过正常余热排出系统导出热量的方式失效。这些运行模式对应于特定的反应堆冷却剂系统压力和温度范围，以华龙一号为例，正常余热排出系统投入运行的模式及相应的一回路平均温度和压力范围如表1所示。
表1华龙一号核电厂正常余热排出系统(RHR)运行的工况
Figure BDA0002784946720000051
S2：计算并确定步骤S1中压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件的发生频率；具体地根据概率安全分析的方法，确定表1对应各个模式(模式4与模式5)下初始事件的发生频率。
S3：根据步骤S2得到压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件的发生频率，结合压水堆核电厂工况分类的原则，对正常余热排出系统完全丧失的事件进行工况分类；及根据工况分类的情况，选择验收准则；
例如，对于华龙一号核电厂，正常余热排出系统完全丧失的发生频率处于III类工况(稀有事故)的范围内，因而可将其确定为III类工况。根据初始事件的工况分类情况，结合正常余热排出系统接入时反应堆的状态，确定其验收准则为保证反应堆堆芯的可冷却性，维持反应堆堆芯完整性。
S4：采用能量平衡方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后在操作员动作之前反应堆的状态，为核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的安全评价提供依据。
正常余热排出系统丧失后，反应堆余热无法及时排出，引起反应堆压力和温度慢慢上升，可能会威胁反应堆安全。本实施例采用能量平衡的方法分析各个运行工况下余热排出系统完全丧失后在操作员动作之前反应堆状态，其分析流程如图2所示，其中，Q1为向反应堆冷却剂系统提供的热量；Q2为反应堆冷却剂系统吸收的热量；Qreactor为瞬态过程中裂变产物的衰变热；Qpump为瞬态过程中反应堆冷却剂泵产生的能量；tinitial为初始时刻；tfinal为操作员动作之前；Qinitial为初始时刻反应堆冷却剂系统能量；Pinitial为初始时刻反应堆冷却剂系统压力；Tinitial为初始时刻的反应堆冷却剂系统温度；Hinitial(Pinitial,Tinitial)为初始时刻的反应堆冷却剂系统焓值；Minitial为初始时刻反应堆冷却剂系统水装量；Qfinal为操作员动作之前反应堆冷却剂系统能量；Pfinal为操作员动作之前反应堆冷却剂系统压力；Tfinal为操作员动作之前反应堆冷却剂系统温度；Hfinal(Pfinal,Tfinal)为操作员动作之前反应堆冷却剂系统焓值；Mfinal为操作员动作之前反应堆冷却剂系统水装量。
具体流程如下：
S41：根据瞬态过程中裂变产物的衰变热Qreactor和反应堆冷却剂泵产生的能量Qpump，计算向反应堆冷却剂系统提供的热量Q1，且Q1＝Qreactor+Qpump；
S42：根据向反应堆冷却剂系统提供的热量Q1与反应堆冷却剂系统吸收的热量Q2之间的平衡得到Q1＝Q2，求解反应堆冷却剂系统吸收的热量Q2；
S43：根据初始时刻的反应堆冷却剂系统焓值Hinitial(Pinitial,Tinitial)和初始时刻反应堆冷却剂系统水装量Minitial确定初始时刻反应堆冷却剂系统能量Qinitial，Qinitial＝Hinitial(Pinitial,Tinitial)×Minitial；及向反应堆冷却剂系统提供的热量Q1与反应堆冷却剂系统吸收的热量Q2之间的平衡、初始时刻反应堆冷却剂系统能量Qinitial和反应堆冷却剂系统吸收的热量Q2，计算并确定操作员动作之前反应堆冷却剂系统能量Qfinal，Qfinal＝Q2+Qinitial＝Hfinal(Pfinal,Tfinal)×Mfinal；
S44：根据Qfinal的公式反推Tfinal，分析确定反应堆堆芯是否发生沸腾及反应堆堆芯的可冷却性：假设瞬态过程中反应堆冷却剂系统压力不变，假设瞬态过程中反应堆冷却剂系统水装量保持不变；通过操作员动作之前反应堆冷却剂系统能量Qfinal、操作员动作之前反应堆冷却剂系统水装量Mfinal、操作员动作之前反应堆冷却剂系统压力Pfinal，反推操作员动作之前反应堆冷却剂系统温度Tfinal，以确定反应堆堆芯是否发生沸腾及反应堆堆芯的可冷却性。
由以上可知，向反应堆冷却剂系统提供的热量Q1由两部分组成，瞬态过程中裂变产物的衰变热Qreactor和反应堆冷却剂泵产生的能量Qpump。初始时刻反应堆冷却剂系统能量Qinitial，由初始时刻的反应堆冷却剂系统焓值Hinitial(Pinitial,Tinitial)和初始时刻反应堆冷却剂水装量Minitial确定。根据向反应堆冷却剂系统提供的热量Q1与反应堆冷却剂系统吸收的热量Q2之间的平衡，确定操作员动作之前反应堆冷却剂系统能量Qfinal。保守假设瞬态过程中反应堆冷却剂系统压力不变。假设瞬态过程中反应堆冷却剂水装量保持不变。通过操作员动作之前反应堆冷却剂系统能量Qfinal、操作员动作之前反应堆冷却剂系统水装量Mfinal、操作员动作之前反应堆冷却剂系统压力Pfinal，反推操作员动作之前反应堆冷却剂系统温度Tfinal，以确定反应堆堆芯是否发生沸腾及反应堆堆芯的可冷却性。
具体地，步骤S4中采用能量平衡方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后在操作员动作之前反应堆的状态，其中影响分析结果的因素包括：反应堆的热源、反应堆冷却剂系统的初始温度、反应堆冷却剂系统初始压力及反应堆冷却剂系统水装量。
a)反应堆的热源
在低功率和停堆工况下，反应堆冷却剂系统主要热源来自于裂变产物的衰变热Qreactor和反应堆冷却剂泵的功率Qpump。衰变热大小与进入该运行工况的时间有关，进入该运行工况越早，衰变热越大，反之，进入该运行工况越晚，衰变热越小。因此，在进行衰变热假设时，进入对应运行工况的时间对分析结果有很大影响。其次，在低功率和停堆工况下，反应堆冷却剂泵的功率对分析结果也起着关键的作用，此时，反应堆冷却剂泵的功率与衰变热相差不大。反应堆冷却剂泵的功率与运行工况有关。如正常冷停堆时1台主泵运行，仅需考虑1台主泵的产热。
b)反应堆冷却剂系统的初始温度、反应堆冷却剂系统初始压力
如表1所示，在各个运行工况下，反应堆冷却剂系统的初始温度和压力是控制在一个范围内。采用能量平衡方法进行分析时，假设较低的压力、较高的温度这种初始状态，反应堆冷却剂系统更容易达到饱和温度，对反应堆沸腾后果来说这是比较保守的假设。
c)反应堆冷却剂系统的初始装量
反应堆冷却剂吸收相同的能量，若冷却剂装量越小，则反应堆越容易饱和。因此，在分析时反应堆冷却剂初始装量应结合不同的核电厂运行模式进行确定。例如正常冷停堆工况时，反应堆冷却剂初始水装量为满水状态。
实施时：本发明通过上述步骤S1至步骤S4提供的方法，可以最终确定不同运行模式下，正常余热排出系统丧失后反应堆堆芯状态，包括是否沸腾、如果沸腾是否仍有足够的水淹没堆芯。例如，对于华龙一号核电厂正常冷停堆工况下的正常余热排出系统丧失的分析结果：正常余热排出系统完全丧失30分钟后，堆芯依然为过冷状态(过冷度大于25.0℃)，堆芯不会发生沸腾，反应堆堆芯的可冷却性有保障，事故后30分钟操纵员介入，可维持反应堆的安全。
因此，本发明设计了一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法，包括：首先确定压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件：模式4和模式5下正常余热排出系统丧失；其次，确定初始事件的发生频率；然后，对正常余热排出系统完全丧失的事件进行工况分类，并根据工况分类的情况，选择验收准则；最后，采用能量平衡的方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后操作员动作之前反应堆的状态。采用本发明提供的方法，可以量化核电厂在正常余热排出系统丧失后操作员动作之前反应堆的状态，为此类事故的安全评价提供依据。本发明方法适用于中国第三代压水堆核电厂的设计。
实施例2
如图1、图2所示，本实施例与实施例1的区别在于，本实施例提供了一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析系统，该系统支持上述实施例1所述的一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法；该系统包括：
初始事件获取单元，用于获取压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件，所述运行模式包括模式4和模式5；
初始事件的发生频率计算单元，用于对从初始事件获取单元获取的压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件，进行其发生频率的计算；
工况分类单元，用于根据初始事件的发生频率计算单元得到压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件的发生频率，结合压水堆核电厂工况分类的原则，对正常余热排出系统完全丧失的事件进行工况分类；及根据工况分类的情况，选择验收准则；
分析单元，用于采用能量平衡方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后在操作员动作之前反应堆的状态，为核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的安全评价提供依据。
其中，所述的一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法的执行流程已在实施例1中详述，即按照实施例1中的方法流程实施即可。
本发明系统用于评价在正常余热排出系统丧失后反应堆冷却剂系统的状态，适用于中国第三代压水堆核电厂的设计。
实施例3
如图1、图2所示，本实施例与实施例1的区别在于，本实施例提供了一种设备，所述设备包括：
一个或多个处理器；
存储器，用于存储一个或多个程序，
当所述一个或多个程序被所述一个或多个处理器执行时，使得所述一个或多个处理器执行实施例1所述的一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法。
其中，所述的一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法的执行流程已在实施例1中详述，即按照实施例1中的方法流程实施即可。
实施例4
如图1、图2所示，本实施例与实施例1的区别在于，本实施例提供了一种存储有计算机程序的计算机可读存储介质，该程序被处理器执行时实现实施例1所述的一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法。
其中，所述的一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法的执行流程已在实施例1中详述，即按照实施例1中的方法流程实施即可。
以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (5)

1.一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法，其特征在于，该方法包括以下步骤：
S1：获取压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件，所述运行模式包括模式4和模式5；
S2：计算并确定步骤S1中压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件的发生频率；
S3：根据步骤S2得到压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件的发生频率，结合压水堆核电厂工况分类的原则，对正常余热排出系统完全丧失的事件进行工况分类；及根据工况分类的情况，选择验收准则；
S4：采用能量平衡方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后在操作员动作之前反应堆的状态，为核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的安全评价提供依据；
步骤S1中的所述模式4对应的标准运行工况包括双相中间停堆工况、单相中间停堆工况，所述双相中间停堆工况的一回路平均温度为120℃≤T≤180℃，压力为2.4MPa≤P≤3.0MPa；所述单相中间停堆工况的一回路平均温度为90℃≤T≤180℃，压力为2.4MPa≤P≤3.0MPa；
步骤S1中的所述模式5对应的标准运行工况包括正常冷停堆工况、一回路卸压但封闭维修冷停堆工况、一回路微开维修冷停堆工况和一回路充分打开维修冷停堆工况，所述正常冷停堆工况的一回路平均温度为10℃≤T≤90℃，压力为0.5MPa＜P≤3.0MPa；所述一回路卸压但封闭维修冷停堆工况的一回路平均温度为10℃≤T≤60℃，压力为P≤0.5MPa；所述一回路微开维修冷停堆工况的一回路平均温度为10℃≤T≤60℃，压力为大气压力；所述一回路充分打开维修冷停堆工况的一回路平均温度为10℃≤T≤60℃，压力为大气压力；
步骤S4中采用能量平衡方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后在操作员动作之前反应堆的状态，其中影响分析结果的因素包括：反应堆的热源、反应堆冷却剂系统的初始温度、反应堆冷却剂系统压力及反应堆冷却剂系统水装量；
步骤S4中根据初始时刻反应堆冷却剂系统温度Tinitial、初始时刻反应堆冷却剂系统压力Pinitial、反应堆冷却剂系统水装量Minitial、反应堆冷却剂泵产生的能量Qpump、进入初始状态的时间以确定瞬态过程中裂变产物的衰变热Qreactor，采用能量平衡方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后在操作员动作之前反应堆的状态；包括：
S41：根据瞬态过程中裂变产物的衰变热Qreactor和反应堆冷却剂泵产生的能量Qpump，计算向反应堆冷却剂系统提供的热量Q1，且Q1＝Qreactor+Qpump；
S42：根据向反应堆冷却剂系统提供的热量Q1与反应堆冷却剂系统吸收的热量Q2之间的平衡得到Q1＝Q2，求解反应堆冷却剂系统吸收的热量Q2；
S43：根据初始时刻的反应堆冷却剂系统焓值Hinitial(Pinitial,Tinitial)和初始时刻反应堆冷却剂系统水装量Minitial确定初始时刻反应堆冷却剂系统能量Qinitial，Qinitial＝Hinitial(Pinitial,Tinitial)×Minitial；及向反应堆冷却剂系统提供的热量Q1与反应堆冷却剂系统吸收的热量Q2之间的平衡、初始时刻反应堆冷却剂系统能量Qinitial和反应堆冷却剂系统吸收的热量Q2，计算并确定操作员动作之前反应堆冷却剂系统能量Qfinal，Qfinal＝Q2+Qinitial＝Hfinal(Pfinal,Tfinal)×Mfinal；
S44：根据Qfinal的公式反推Tfinal，分析确定反应堆堆芯是否发生沸腾及反应堆堆芯的可冷却性：假设瞬态过程中反应堆冷却剂系统压力不变，假设瞬态过程中反应堆冷却剂系统水装量保持不变；通过操作员动作之前反应堆冷却剂系统能量Qfinal、操作员动作之前反应堆冷却剂系统水装量Mfinal、操作员动作之前反应堆冷却剂系统压力Pfinal，反推操作员动作之前反应堆冷却剂系统温度Tfinal，以确定反应堆堆芯是否发生沸腾及反应堆堆芯的可冷却性。
2.根据权利要求1所述的一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法，其特征在于，步骤S2中计算并确定压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件的发生频率是采用概率安全分析方法。
3.一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析系统，其特征在于，该系统支持上述如权利要求1至2中任一所述的一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法；该系统包括：
初始事件获取单元，用于获取压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件，所述运行模式包括模式4和模式5；
初始事件的发生频率计算单元，用于对从初始事件获取单元获取的压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件，进行其发生频率的计算；
工况分类单元，用于根据初始事件的发生频率计算单元得到压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件的发生频率，结合压水堆核电厂工况分类的原则，对正常余热排出系统完全丧失的事件进行工况分类；及根据工况分类的情况，选择验收准则；
分析单元，用于采用能量平衡方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后在操作员动作之前反应堆的状态，为核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的安全评价提供依据；
所述模式4对应的标准运行工况包括双相中间停堆工况、单相中间停堆工况，所述双相中间停堆工况的一回路平均温度为120℃≤T≤180℃，压力为2.4MPa≤P≤3.0MPa；所述单相中间停堆工况的一回路平均温度为90℃≤T≤180℃，压力为2.4MPa≤P≤3.0MPa；
所述模式5对应的标准运行工况包括正常冷停堆工况、一回路卸压但封闭维修冷停堆工况、一回路微开维修冷停堆工况和一回路充分打开维修冷停堆工况，所述正常冷停堆工况的一回路平均温度为10℃≤T≤90℃，压力为0.5MPa＜P≤3.0MPa；所述一回路卸压但封闭维修冷停堆工况的一回路平均温度为10℃≤T≤60℃，压力为P≤0.5MPa；所述一回路微开维修冷停堆工况的一回路平均温度为10℃≤T≤60℃，压力为大气压力；所述一回路充分打开维修冷停堆工况的一回路平均温度为10℃≤T≤60℃，压力为大气压力；
所述分析单元中采用能量平衡方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后在操作员动作之前反应堆的状态，其中影响分析结果的因素包括：反应堆的热源、反应堆冷却剂系统的初始温度、反应堆冷却剂系统压力及反应堆冷却剂系统水装量；
所述分析单元中根据初始时刻反应堆冷却剂系统温度Tinitial、初始时刻反应堆冷却剂系统压力Pinitial、反应堆冷却剂系统水装量Minitial、反应堆冷却剂泵产生的能量Qpump、进入该初始状态的时间以确定瞬态过程中裂变产物的衰变热Qreactor，采用能量平衡方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后在操作员动作之前反应堆的状态；包括：
根据瞬态过程中裂变产物的衰变热Qreactor和反应堆冷却剂泵产生的能量Qpump，计算向反应堆冷却剂系统提供的热量Q1，且Q1＝Qreactor+Qpump；
根据向反应堆冷却剂系统提供的热量Q1与反应堆冷却剂系统吸收的热量Q2之间的平衡得到Q1＝Q2，求解反应堆冷却剂系统吸收的热量Q2；
根据初始时刻的反应堆冷却剂系统焓值Hinitial(Pinitial,Tinitial)和初始时刻反应堆冷却剂系统水装量Minitial确定初始时刻反应堆冷却剂系统能量Qinitial，Qinitial＝Hinitial(Pinitial,Tinitial)×Minitial；及向反应堆冷却剂系统提供的热量Q1与反应堆冷却剂系统吸收的热量Q2之间的平衡、初始时刻反应堆冷却剂系统能量Qinitial和反应堆冷却剂系统吸收的热量Q2，计算并确定操作员动作之前反应堆冷却剂系统能量Qfinal，Qfinal＝Q2+Qinitial＝Hfinal(Pfinal,Tfinal)×Mfinal；
根据Qfinal的公式反推Tfinal，分析确定反应堆堆芯是否发生沸腾及反应堆堆芯的可冷却性：假设瞬态过程中反应堆冷却剂系统压力不变，假设瞬态过程中反应堆冷却剂系统水装量保持不变；通过操作员动作之前反应堆冷却剂系统能量Qfinal、操作员动作之前反应堆冷却剂系统水装量Mfinal、操作员动作之前反应堆冷却剂系统压力Pfinal，反推操作员动作之前反应堆冷却剂系统温度Tfinal，以确定反应堆堆芯是否发生沸腾及反应堆堆芯的可冷却性。
4.一种计算机设备，其特征在于，所述设备包括：
一个或多个处理器；
存储器，用于存储一个或多个程序，
当所述一个或多个程序被所述一个或多个处理器执行时，使得所述一个或多个处理器执行如权利要求1-2任一所述的一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法。
5.一种存储有计算机程序的计算机可读存储介质，其特征在于，该程序被处理器执行时实现如权利要求1-2任一所述的一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法。
CN202011294867.4A 2020-11-18 2020-11-18 核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法及系统 Active CN112418642B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202011294867.4A CN112418642B (zh) 2020-11-18 2020-11-18 核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法及系统

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202011294867.4A CN112418642B (zh) 2020-11-18 2020-11-18 核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法及系统

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN112418642A CN112418642A (zh) 2021-02-26
CN112418642B true CN112418642B (zh) 2022-03-11

Family

ID=74773351

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202011294867.4A Active CN112418642B (zh) 2020-11-18 2020-11-18 核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法及系统

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN112418642B (zh)

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103366047A (zh) * 2013-06-24 2013-10-23 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
CN103617815A (zh) * 2013-12-05 2014-03-05 哈尔滨工程大学 压水堆核电站非能动余热排出系统
WO2014193988A1 (en) * 2013-05-28 2014-12-04 Smr Inventec, Llc Passive reactor cooling system
CN106295956A (zh) * 2016-07-27 2017-01-04 武汉大学 一种考虑核电厂供电系统可修复多状态复杂特性的可靠性评估方法
CN110970142A (zh) * 2019-11-21 2020-04-07 中国辐射防护研究院 一种压水堆大破口失水事故始发应急工况预测方法

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104791030A (zh) * 2015-04-21 2015-07-22 北京大学包头创新研究院 一种天然工质的朗肯循环余热发电系统及发电方法
US10589249B2 (en) * 2018-04-27 2020-03-17 Evonik Operations Gmbh Apparatus for controlling the temperature of a reactor

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2014193988A1 (en) * 2013-05-28 2014-12-04 Smr Inventec, Llc Passive reactor cooling system
CN103366047A (zh) * 2013-06-24 2013-10-23 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
CN103617815A (zh) * 2013-12-05 2014-03-05 哈尔滨工程大学 压水堆核电站非能动余热排出系统
CN106295956A (zh) * 2016-07-27 2017-01-04 武汉大学 一种考虑核电厂供电系统可修复多状态复杂特性的可靠性评估方法
CN110970142A (zh) * 2019-11-21 2020-04-07 中国辐射防护研究院 一种压水堆大破口失水事故始发应急工况预测方法

Non-Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Instrumentation and control strategies for an integral pressurized water reactor;Belle R.Upadhyaya等;《Nuclear Engineering and Technology》;20150122(第02期);148-156 *
Safety analysis of an advanced passively-cooled small modular reactor during station blackout scenarios and normal operation with RELAP5/SCDAP;A.Fakhraei等;《Annals of Nuclear Energy》;20200831;1-19 *
先进压水堆大破口失水事故耦合特性研究;杨灵均等;《核科学与工程》;20200615(第03期);426-430 *
核动力装置非能动余热排出系统的数学建模与仿真;于雷等;《系统仿真学报》;20090405(第07期);51-56+61 *
田湾核电厂3、4号机组JNA、FAK衰变余热导出功能分析;罗峰等;《核动力工程》;20160630;29-32 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN112418642A (zh) 2021-02-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN105304148B (zh) 一种用于核电厂调试试验项目完整性评估的方法
CN112418642B (zh) 核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法及系统
Kang et al. Performance analysis of the passive safety features of iPOWER under Fukushima-like accident conditions
CN113299417A (zh) 核电厂停堆工况主泵运行时的安注触发方法和装置及系统
CN114694858A (zh) 一种核电厂机组自动低压全速冷却方法和系统
Kinoshita Uncertainty analysis of scaling calculations from LSTF small break LOCA tests with steam generator intentional depressurization applying to a four-loop PWR
Zhang Research on DTS Analysis Method for 1000MWe PWR NPP
Deng et al. A multi-agent diagnostic and prognostic framework for optimized operation and maintenance management in NPPs
Hassan et al. Transient Analysis of LBLOCA with Subsequent Loss of Offsite Power and Loss of All AC Power in VVER-1200 Reactor
Li et al. THE RESEARCH OF OPERATION STRATEGY TO LOSS HEAT SINK OF SMALL MODULAR REACTORS
Ji Suk et al. Simulation analysis on steam generator tube rupture with total failure of high pressure safety injection
Jung et al. Insight from the comparison of recent internal event PSA results for Westinghouse PWRs in Korea
Park et al. An Evaluation of Severe Accident Management Strategies Using Level 2 PRA
Youn et al. Safety Analysis for Hanul# 5 Reactor Trip due to RCP Trip
Zhang et al. Research on Operating Strategy of Total Loss of Essential Service Water System With RHR Not Connected in PWR Unit
Kang et al. Preliminary Analysis of Interfacing Systems LOCA from a Fire Event PSA Perspective
Wei et al. Study and Application of Classification Method in SSG-30
Kang et al. The evaluation of the RCS Injection Strategy by an Active Safety Injection Pump during SBLOCA
Gonzalez-Cadelo et al. Effects of Break Location and Time Uncertainties in Small-Break and Medium-Break LOCA Sequences With Unavailability of HPSI
Pellissetti et al. PSA-based seismic margin assessment of a NPP with advanced passive safety features
Lee et al. A sensitivity study on the initial RCS conditions in the major Non-LOCA accidents
Xu et al. Seismic Margin Assessment and Improvements of Qinshan Nuclear Power Plant
Kuritzky et al. observations from Review of several IPE Back-End submittals
Wenhui et al. PSA Application in the Diverse Actuation System Design
Chao et al. A Study on Maintenance Rule Application in VVER NPP

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