CN113948231B - 核电厂小破口事故的关键现象的识别方法及装置 - Google Patents

核电厂小破口事故的关键现象的识别方法及装置 Download PDF

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Abstract

本申请提出一种核电厂小破口事故的关键现象的识别方法和装置，其中，方法包括：基于CSNI验证矩阵添加热工现象以及添加结构及核物理相关现象，进行二次检查根据具体反应堆设计及事故响应确认相关现象是否发生以及是否完备，确定应对小破口事故的所有部件列表的每个部件与已检查完的现象列表的现象相关，给出重要程度基础排序，根据相关实验数据对排序进行提升改进，进行不确定性抽样计算，得到不确定性抽样计算分析的结果，进行现象识别排序的比对，如果不一致对现象识别排序进行二次提升改进后再进行不确定性分析及比对直到一致。本发明基于CSNI验证矩阵及不确定性分析与关键现象识别排序之间的反复迭代，减少对于专家判断的依赖形成可靠完备的流程。

Description

核电厂小破口事故的关键现象的识别方法及装置
技术领域
本发明涉及核电厂安全分析技术领域，特别涉及一种核电厂小破口事故的关键现象的识别方法及装置。
背景技术
1988年NRC修订了10CFR50.46，允许使用最佳估算方法进行认证级LOCA分析，但必须考虑不确定性，并加以量化计算，以高概率保证在验收准则之内。为了支持此项改变，1989年，NRC组织专家发展并论证了程序的比例模拟、适用性和不确定性分析方法(CodeScaling，Applicability and Uncertainty,CSAU)，Boyack.B等专家利用这种方法首次对西屋四环路压水堆在大破口失水事故下包壳峰值温度在95％置信区间的不确定度进行计算。在该方法中给出了PIRT方法的相关原理及定义。PIRT(Phenomenon IdentificationRanking Table，现象识别排序表)是指以满足决策需要为目标，就某一研究对象开展专家咨询、信息汇集、重要性分级的系统分析方法。PIRT表列出了某一个具体电厂在特定的事故序列下发生的现象，并对每个现象相对于所选的事故重要性大小进行了排序。根据其重要性来判断试验设计或程序模拟(例如不确定性参数的选取)是否要考虑此现象。因此PIRT的制作，也就是关键现象的识别对于支撑核电站安全审评及许可十分重要，可以评价计算工具的适用性及准确度，同时也是实验台架是否适用及足够的判断依据。此外，现在新型反应堆设计策略等也越来越多应用关键现象识别。
然而以往PIRT的制作，也就是关键现象的识别具体如何进行，却描述甚少，主要给出了具体的定义及大致的流程。整个流程十分依赖专家的主观判断也就是专家本身的认知水平和能力。
发明内容
本发明旨在至少在一定程度上解决相关技术中的技术问题之一。
为此，本发明的第一个目的在于提出一种核电厂小破口事故的关键现象的识别方法，基于CSNI验证矩阵及不确定性分析与关键现象识别排序之间的反复迭代，能够减少对于专家判断的依赖，形成可靠完备的流程。
本发明的第二个目的在于提出一种核电厂小破口事故的关键现象的识别装置。
为达上述目的，本发明第一方面实施例提出了一种核电厂小破口事故的关键现象的识别方法，包括：
基于CSNI验证矩阵，添加小破口事故现象识别中的热工现象以及添加结构及核物理相关现象；
对所述相关现象进行二次检查，根据具体反应堆设计及事故响应确认所述核物理相关现象是否发生以及是否完备；
确定应对所述小破口事故的所有部件列表的每个部件与已检查完的现象列表的现象相关，进行一一对应；
根据工程判断给出所述每个部件的每个相关现象的重要程度进行现象识别排序，根据相关试验数据对所述现象识别排序进行提升改进；
对改进后的现象识别排序进行不确定性抽样计算，得到所述不确定性抽样计算分析的结果，并根据所述分析的结果进行所述现象识别排序的比对，如果不一致，对所述现象识别排序进行二次提升改进后再进行不确定性分析及比对，直到一致。
另外，根据本发明上述实施例的核电厂小破口事故的关键现象的识别方法还可以具有以下附加的技术特征：
进一步地，在本发明的一个实施例中，所述热工现象是基于所述CSNI验证矩阵，包括一回路单相流自然循环和一回路两相流自然循环现象、再淹没冷凝及CCFL、回路对称性、破口、SG一次侧传热、SG二次侧传热中的多种。
进一步地，在本发明的一个实施例中，所述核物理相关现象包括：决定DNBR的燃料棒相关现象、保持堆芯次临界的物理参数、注射冷水与冷却剂混合造成压力容器的PTS现象和相变传热中的多种。
进一步地，在本发明的一个实施例中，所述方法，还包括：定义应对所述小破口事故的所有部件，特别是与安全系统控制相关的。
本发明实施例的核电厂小破口事故的关键现象的识别方法，通过基于CSNI验证矩阵，添加小破口事故现象识别中的热工现象以及添加结构及核物理相关现象；对相关现象进行二次检查，根据具体反应堆设计及事故响应确认核物理相关现象是否发生以及是否完备；确定应对小破口事故的所有部件列表的每个部件与上一步已检查完的现象列表的现象相关，进行一一对应；根据工程判断给出每个部件的每个相关现象的重要程度进行现象识别排序，根据相关试验数据对现象识别排序进行提升改进；对改进后的现象识别排序进行不确定性抽样计算，得到不确定性抽样计算分析的结果，并根据分析的结果进行现象识别排序的比对，如果不一致，对现象识别排序进行二次提升改进后再进行不确定性分析及比对，直到一致。本发明基于CSNI验证矩阵及不确定性分析与关键现象识别排序之间的反复迭代，能够减少对于专家判断的依赖形成可靠完备的流程。
为达上述目的，本发明第二方面实施例提出了一种核电厂小破口事故的关键现象的识别装置，包括：
添加模块，用于基于CSNI验证矩阵，添加小破口事故现象识别中的热工现象以及添加结构及核物理相关现象；
检查模块，用于对所述相关现象进行二次检查，根据具体反应堆设计及事故响应确认所述核物理相关现象是否发生以及是否完备；
确定模块，用于确定应对所述小破口事故的所有部件列表的每个部件与已检查完的现象列表的现象相关，进行一一对应；
排序模块，用于根据工程判断给出所述每个部件的每个相关现象的重要程度进行现象识别排序，根据相关试验数据对所述现象识别排序进行提升改进；
改进模块，用于对改进后的现象识别排序进行不确定性抽样计算，得到所述不确定性抽样计算分析的结果，并根据所述分析的结果进行所述现象识别排序的比对，如果不一致，对现象识别排序进行二次提升改进后再进行不确定性分析及比对，直到一致。
本发明实施例的核电厂小破口事故的关键现象的识别装置，通过添加模块，用于基于CSNI验证矩阵，添加小破口事故现象识别中的热工现象以及添加结构及核物理相关现象；检查模块，用于对相关现象进行二次检查，根据具体反应堆设计及事故响应确认核物理相关现象是否发生以及是否完备；确定模块，用于确定应对小破口事故的所有部件列表的每个部件与上一步已检查完的现象列表的现象相关，进行一一对应；排序模块，用于根据工程判断给出每个部件的每个相关现象的重要程度进行现象识别排序，根据相关试验数据对现象识别排序进行提升改进；改进模块，用于对改进后的现象识别排序进行不确定性抽样计算，得到所述不确定性抽样计算分析的结果，并根据所述分析的结果进行所述现象识别排序的比对，如果不一致，对现象识别排序进行二次提升改进后再进行不确定性分析及比对，直到一致。本发明基于CSNI验证矩阵及不确定性分析与关键现象识别排序之间的反复迭代，能够减少对于专家判断的依赖形成可靠完备的流程。
本发明的有益效果为：
给出一种核电厂小破口事故的关键现象的识别方法，该方法基于CSNI验证矩阵及不确定性分析与关键现象识别排序之间的反复迭代，能够减少对于专家判断的依赖，形成可靠完备的流程。可用于核电站安全审评及新型反应堆研发设计，此外，还可用于指导软件验证及相关的单项和整体实验设计，计算分析验证时不确定性参数的选取等，应用广泛。
本发明附加的方面和优点将在下面的描述中部分给出，部分将从下面的描述中变得明显，或通过本发明的实践了解到。
附图说明
本发明上述的和/或附加的方面和优点从下面结合附图对实施例的描述中将变得明显和容易理解，其中：
图1为根据本发明一个实施例的核电厂小破口事故的关键现象的识别方法流程图；
图2为根据本发明一个实施例的核电厂小破口事故的关键现象的识别示意图；
图3为根据本发明一个实施例的核电厂小破口事故的关键现象的识别装置结构示意图。
具体实施方式
下面详细描述本发明的实施例，所述实施例的示例在附图中示出，其中自始至终相同或类似的标号表示相同或类似的元件或具有相同或类似功能的元件。下面通过参考附图描述的实施例是示例性的，旨在用于解释本发明，而不能理解为对本发明的限制。
下面参考附图描述本发明实施例的核电厂小破口事故的关键现象的识别方法和装置。
图1为本发明实施例所提供的一种核电厂小破口事故的关键现象的识别方法的流程图。
如图1所示，该核电厂小破口事故的关键现象的识别方法包括：
步骤S1，基于CSNI验证矩阵，添加小破口事故现象识别中的热工现象以及添加结构及核物理相关现象。
步骤S2，对相关现象进行二次检查，根据具体反应堆设计及事故响应确认核物理相关现象是否发生以及是否完备。
步骤S3，确定应对小破口事故的所有部件列表的每个部件与上一步已检查完的现象列表的现象相关，进行一一对应。
步骤S4，根据工程判断给出每个部件的每个相关现象的重要程度进行现象识别排序，根据相关试验数据对现象识别排序进行提升改进。
步骤S5，对改进后的现象识别排序进行不确定性抽样计算，得到不确定性抽样计算分析的结果，并根据分析的结果进行现象识别排序的比对，如果不一致，对现象识别排序进行二次提升改进后再进行不确定性分析及比对，直到一致。
进一步地，如图2所示，具体的步骤如下：
1)本发明对小破口事故具体条件进行定义，包括破口尺寸，破口位置以及单一失效假设；
2)基于CSNI验证矩阵，添加小破口事故现象识别中的热工现象，具体包括一回路单相流自然循环，一回路两相流自然循环、再淹没冷凝及CCFL、回路对称性、破口、SG一次侧传热、SG二次侧传热等；
3)添加结构及核物理相关现象，例如决定DNBR的燃料棒相关现象(如气隙导热、轴向及径向功率分布)、保持堆芯次临界的物理参数、注射冷水与冷却剂混合造成压力容器的PTS现象、相变传热等；
4)对所列现象进行二次检查，根据具体反应堆设计及事故响应确认所列现象是否发生以及是否完备；
5)定义应对小破口事故的所有部件，尤其与安全系统控制相关的，如有需要，部件列表可能需要扩展；
6)确定部件列表的每个部件与现象列表的现象相关，进行一一对应；
7)根据工程判断给出每个部件每个相关现象的重要程度排序；
8)根据相关试验数据对现象识别排序进行提升改进；
9)对形成的现象识别排序，进行不确定性抽样计算，并根据不确定性计算分析的结果进行现象识别排序的比对，如果不一致，对现象识别排序进行二次提升改进后再进行不确定性分析及比对，直到一致。
根据本发明实施例的核电厂小破口事故的关键现象的识别方法，通过基于CSNI验证矩阵，添加小破口事故现象识别中的热工现象以及添加结构及核物理相关现象；对核物理相关现象进行二次检查，根据具体反应堆设计及事故响应确认相关现象是否发生以及是否完备；确定应对小破口事故的所有部件列表的每个部件与上一步已检查完的现象列表的现象相关，进行一一对应；根据工程判断给出每个部件的每个相关现象的重要程度进行现象识别排序，根据相关试验数据对现象识别排序进行提升改进；对改进后的现象识别排序进行不确定性抽样计算，得到不确定性抽样计算分析的结果，并根据分析的结果进行现象识别排序的比对，如果不一致，对现象识别排序进行二次提升改进后再进行不确定性分析及比对，直到一致。本发明基于CSNI验证矩阵及不确定性分析与关键现象识别排序之间的反复迭代，能够减少对于专家判断的依赖形成可靠完备的流程。还可用于核电站安全审评及新型反应堆研发设计，此外，还可用于指导软件验证及相关的单项和整体实验设计，计算分析验证时不确定性参数的选取等，应用广泛。
图3为根据本发明一个实施例的核电厂小破口事故的关键现象的识别装置的结构示意图。
如图3所示，该核电厂小破口事故的关键现象的识别装置10包括：
添加模块100、检查模块200、确定模块300、排序模块400和改进模块500。
添加模块100，用于基于CSNI验证矩阵，添加小破口事故现象识别中的热工现象以及添加结构及核物理相关现象；
检查模块200，用于对相关现象进行二次检查，根据具体反应堆设计及事故响应确认核物理相关现象是否发生以及是否完备；
确定模块300，用于确定应对小破口事故的所有部件列表的每个部件与已检查完的现象列表的现象相关，进行一一对应；
排序模块400，用于根据工程判断给出每个部件的每个相关现象的重要程度进行现象识别排序，根据相关试验数据对现象识别排序进行提升改进；
改进模块500，用于对改进后的现象识别排序进行不确定性抽样计算，得到不确定性抽样计算分析的结果，并根据分析的结果进行现象识别排序的比对，如果不一致，对现象识别排序进行二次提升改进后再进行不确定性分析及比对，直到一致。
进一步地，还包括：定义条件模块，用于对小破口事故条件进行定义，条件包括破口尺寸、破口位置以及单一失效假设现象中的多种。
进一步地，上述添加模块100中热工现象是基于所述CSNI验证矩阵，包括：一回路单相流自然循环和一回路两相流自然循环现象中、再淹没冷凝及CCFL、回路对称性、破口、SG一次侧传热、SG二次侧传热的多种。
进一步地，上述添加模块100的核物理相关现象包括：决定DNBR的燃料棒相关现象、保持堆芯次临界的物理参数、注射冷水与冷却剂混合造成压力容器的PTS现象和相变传热中的多种。
进一步地，还包括：定义部件模块，用于定义应对小破口事故的所有部件，特别是与安全系统控制相关的。
根据本发明实施例的核电厂小破口事故的关键现象的识别装置，通过添加模块，用于基于CSNI验证矩阵，添加小破口事故现象识别中的热工现象以及添加结构及核物理相关现象；检查模块，用于对相关现象进行二次检查，根据具体反应堆设计及事故响应确认核物理相关现象是否发生以及是否完备；确定模块，用于确定应对小破口事故的所有部件列表的每个部件与上一步已检查完的现象列表的现象相关，进行一一对应；排序模块，用于根据工程判断给出每个部件的每个相关现象的重要程度进行现象识别排序，根据相关试验数据对现象识别排序进行提升改进；改进模块，用于对改进后的现象识别排序进行不确定性抽样计算，得到不确定性抽样计算分析的结果，并根据分析的结果进行所述现象识别排序的比对，如果不一致，对现象识别排序进行二次提升改进后再进行不确定性分析及比对，直到一致。还可用于核电站安全审评及新型反应堆研发设计，此外，还可用于指导软件验证及相关的单项和整体实验设计，计算分析验证时不确定性参数的选取等，应用广泛。
此外，术语“第一”、“第二”仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括至少一个该特征。在本发明的描述中，“多个”的含义是至少两个，例如两个，三个等，除非另有明确具体的限定。
在本说明书的描述中，参考术语“一个实施例”、“一些实施例”、“示例”、“具体示例”、或“一些示例”等的描述意指结合该实施例或示例描述的具体特征、结构、材料或者特点包含于本发明的至少一个实施例或示例中。在本说明书中，对上述术语的示意性表述不必须针对的是相同的实施例或示例。而且，描述的具体特征、结构、材料或者特点可以在任一个或多个实施例或示例中以合适的方式结合。此外，在不相互矛盾的情况下，本领域的技术人员可以将本说明书中描述的不同实施例或示例以及不同实施例或示例的特征进行结合和组合。
尽管上面已经示出和描述了本发明的实施例，可以理解的是，上述实施例是示例性的，不能理解为对本发明的限制，本领域的普通技术人员在本发明的范围内可以对上述实施例进行变化、修改、替换和变型。

Claims (10)

1.一种核电厂小破口事故的关键现象的识别方法，其特征在于，包括以下步骤：
基于CSNI验证矩阵，添加小破口事故现象识别中的热工现象以及添加结构及核物理相关现象；
对热工现象以及结构及核物理相关现象进行二次检查，根据具体反应堆设计及事故响应确认所述热工现象以及结构及核物理相关现象是否发生以及是否完备；
确定应对所述小破口事故的所有部件列表的每个部件与上一步已检查完的现象列表的现象相关，进行一一对应；
根据工程判断给出所述每个部件的每个所述热工现象以及结构及核物理相关现象的重要程度进行现象识别排序，根据相关试验数据对所述现象识别排序进行提升改进；
对改进后的现象识别排序进行不确定性抽样计算，得到所述不确定性抽样计算分析的结果，并根据所述分析的结果进行所述现象识别排序的比对，如果不一致，对所述现象识别排序进行二次提升改进后再进行不确定性分析及比对，直到一致。
2.根据权利要求1所述的核电厂小破口事故的关键现象的识别方法，其特征在于，所述基于CSNI验证矩阵，添加小破口事故现象识别中的热工现象以及添加结构及核物理相关现象之前，还包括：对所述小破口事故条件进行定义，所述条件包括破口尺寸、破口位置以及单一失效假设条件中的多种。
3.根据权利要求1所述的核电厂小破口事故的关键现象的识别方法，其特征在于，所述热工现象是基于所述CSNI验证矩阵，包括一回路单相流自然循环和一回路两相流自然循环、再淹没冷凝及CCFL、回路对称性、破口、SG一次侧传热、SG二次侧传热的多种。
4.根据权利要求1所述的核电厂小破口事故的关键现象的识别方法，其特征在于，所述结构及核物理相关现象包括：决定DNBR的燃料棒相关现象、保持堆芯次临界的物理参数、注射冷水与冷却剂混合造成压力容器的PTS现象和相变传热中的多种。
5.根据权利要求2所述的核电厂小破口事故的关键现象的识别方法，其特征在于，所述对所述小破口事故条件进行定义，还包括：定义应对所述小破口事故的所有部件，包括与安全系统控制相关的。
6.一种核电厂小破口事故的关键现象的识别装置，其特征在于，包括：
添加模块，用于基于CSNI验证矩阵，添加小破口事故现象识别中的热工现象以及添加结构及核物理相关现象；
检查模块，用于对热工现象以及结构及核物理相关现象进行二次检查，根据具体反应堆设计及事故响应确认所述热工现象以及结构及核物理相关现象是否发生以及是否完备；
确定模块，用于确定应对所述小破口事故的所有部件列表的每个部件与已检查完的现象列表的现象相关，进行一一对应；
排序模块，用于根据工程判断给出所述每个部件的每个所述热工现象以及结构及核物理相关现象的重要程度进行现象识别排序，根据相关试验数据对所述现象识别排序进行提升改进；
改进模块，用于对改进后的现象识别排序进行不确定性抽样计算，得到所述不确定性抽样计算分析的结果，并根据所述分析的结果进行所述现象识别排序的比对，如果不一致，对所述现象识别排序进行二次提升改进后再进行不确定性分析及比对，直到一致。
7.根据权利要求6所述的核电厂小破口事故的关键现象的识别装置，其特征在于，还包括：定义条件模块，用于对所述小破口事故条件进行定义，所述条件包括破口尺寸、破口位置以及单一失效假设现象中的多种。
8.根据权利要求6所述的核电厂小破口事故的关键现象的识别装置，其特征在于，所述添加模块中热工现象是基于所述CSNI验证矩阵，包括：一回路单相流自然循环和一回路两相流自然循环现象、再淹没冷凝及CCFL、回路对称性、破口、SG一次侧传热、SG二次侧传热中的多种。
9.根据权利要求6所述的核电厂小破口事故的关键现象的识别装置，其特征在于，所述添加模块的结构及核物理相关现象包括：决定DNBR的燃料棒相关现象、保持堆芯次临界的物理参数、注射冷水与冷却剂混合造成压力容器的PTS现象和相变传热中的多种。
10.根据权利要求6所述的核电厂小破口事故的关键现象的识别装置，其特征在于，还包括：定义部件模块，用于定义应对所述小破口事故的所有部件，包括与安全系统控制相关的。
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