CN114118722A - 一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法，涉及概率安全评价技术领域，其特征在于，包括如下步骤：S1：确定目标核电厂的独立始发事件清单及发生频率；S2：一次筛选；S3：建立评估矩阵表，评估两两叠加事件发生频率；S4：二次筛选；S5：建立评估矩阵表，评估叠加事件组合发生频率；S6：重复上述第三步和第四步，直至所有的事件组合都能被筛选掉；S7：整理筛选保留下来的事件组合，形成组合清单。本发明通过本发明的方法，将在PSA中定量模化始发事件叠加影响的组合数量控制在可接受范围，为后续定量化此类事件组合的风险贡献奠定基础。

Description

一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法
技术领域
本发明涉及概率安全评价技术领域，具体为一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法。
背景技术
概率安全评价(PSA，亦称概率风险评价(PRA))是核电厂安全评价技术之一，是一种以概率论与数理统计为基础，采用演绎与归纳相结合的逻辑推理方法来定量评估核电厂严重事故发生频率及后果的技术；它通过对始发事件频率、核电厂的设计特点、运行实践经验、运行历史的影响、设计的可靠性、人员失误、堆芯熔化物理过程以及放射性核素迁移对环境和健康的影响等各种因素的考虑，对核电厂进行综合的安全评价；
在当前PSA中，并没有系统地考虑相互独立的始发事件叠加影响，例如，丧失厂外电事故(LOOP)与蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)是两个相互独立的事故(始发事件)，在PSA中会分别对LOOP和SGTR建模，但不会对LOOP和SGTR同时发生，或LOOP事故缓解期间发生SGTR进行建模；这主要是考虑到：
1)此类模化比较复杂，特别是对于三种以上始发事件的叠加，存在组合爆炸的情况，模化所需工作量无法承受；
2)一般认为此类叠加事故的发生频率极低对电厂总风险的贡献可忽略；
事实上此类叠加事件的模化是否真的可以忽略，目前公开的文献包括相关的法规、标准中都缺少明确地说明；随着公众和监管单位对核电厂安全的要求不断提高，此类风险的影响势必将受到重视，需要进行系统化地考。
发明内容
本发明的目的在于提供一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法，将在PSA中定量模化始发事件叠加影响的组合数量控制在可接受范围，为后续定量化此类事件组合的风险贡献奠定基础。
为实现上述目的，本发明提供如下技术方案：
1.一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法，包括如下步骤：
S1：确定目标核电厂的独立始发事件清单及发生频率；
S2：一次筛选；
S3：建立评估矩阵表，评估两两叠加事件发生频率；
S4：二次筛选；
S5：建立评估矩阵表，评估叠加事件组合发生频率；
S6：重复上述第三步和第四步，直至所有的事件组合都能被筛选掉；
S7：整理筛选保留下来的事件组合，形成组合清单。
优选的，所述S1步骤中，因为当前核电厂大都开展了概率安全评价，因此该清单可直接采用在目标核电厂概率安全评价中使用的始发事件清单和发生频率，以某三十万千瓦二代加改进的核电厂为例，共分为35类始发事件包括冷却剂丧失事故(LOCA)、丧失厂外电事故(LOOP)等，频率值分布在8.43E-01/堆年(通用瞬态事故)到4.32E-11/堆年(界面系统LOCA)之间。
2.优选的，所述S2中，将满足以下任一准则的始发事件筛除：
2.1、频率值低于1E-7/堆年的始发事件，例如，按照当前一般核电厂的设计，系统界面冷却剂丧失事故(ISLOCA)的发生频率非常低，一般都远低于1E-7/堆年，可直接筛除；
2.2、直接造成堆芯损伤的始发事件，例如，反应堆压力容器破损事故；
2.3、仅造成电厂停堆，未对前沿系统(缓解系统)及其支持系统造成影响的始发事件；例如，通用瞬态始发事件、丧失控制棒电源通风系统始发事件等，此类事件如果与其它始发事件同时发生，一般在实际统计中都统计到后果更严重的始发事件中，例如，一般而言，发生通用瞬态后再发生一起丧失厂外电的组合，在实际的统计中一般直接当作丧失厂外电统计，即当前的丧失厂外电源的统计数据中隐含叠加考虑了通用瞬态的影响；二是即使形成叠加事件，影响也比较小；
以某三十万千瓦二代加改进的核电厂为例，经过上述筛选后，剩下24类始发事件。
3.优选的，所述S3步骤中，考虑到一起始发事件发生后，若24小时(1天)内电厂能进入安全状态，在随后的事故缓解过程中，由于措施的进一步完善和多样化，则后续即使再发生一起始发事件，其叠加效应的影响已可忽略(24小时也是当前PSA建模中一般采用的分析时长)，即分析仅考虑24小时内发生两起始发事件的情况，在评估叠加事件发生频率中予以考虑，如下所示；
1)将筛选剩下的始发事件按频率从高到低进行排序，如IE1、IE2、IE3和IE4等，对应的频率值分别为F1、F2、F3和F4等；
2)将上述这些始发事件频率值(单位：次/堆年)统一除以365得到1天内发生该事件的频率值分别为F1′、F2′、F3′和F4′等；
两重始发事件叠加评估矩阵表见表1
表1：
Figure BDA0003342881450000031
由此，按表1形式建立评估矩阵表，由此得到筛选剩下的始发事件形成的所有一次叠加事件组合及对应的在24小时内该组合事件的发生频率值。
4.优选的，所述S4中，将满足以下任一准则的始发事件组合筛除：
4.1、与自身叠加形成的组合，即IE1叠加IE1类型，此类组合属于重复考虑；
4.2、发生频率值低于1E-7/堆年的组合；
4.3、与支持系统失效叠加形成的组合，例如，丧失主给水始发事件与丧失设备冷却水系统始发事件的组合，由于丧失主给水的缓解进程中实际上已考虑了设备冷却水系统设备的随机失效的影响(最小割集结果中已包括了此类事件的组合)，因此无需重复考虑；需注意的是，对于先丧失支持系统再叠加其他始发事件的组合，由于事故缓解进程可能会发生变化，不能据此准则而直接筛除；
4.4、事故后果可包络的组合，例如，尽管丧失厂外电和丧失主给水在PSA中分别作为独立始发事件对待，但发生丧失厂外电事故后，此时主给水也已经丧失，因此无需再考虑丧失厂外电叠加丧失主给水的始发事件组合，需注意的是，丧失主给水并不导致丧失厂外电，则丧失主给水叠加丧失厂外电事故不能也一并筛除；
接上述30万千瓦二代改进型核电厂的例子，对576组事件组合按上述准则筛选后，留下30组事件组合留待进一步分析。
5.优选的，所述S5步骤中，按照与上述第三步相类似的方法，将筛选留下的事件组合与始发事件一起建立评估矩阵表；
接上述30万千瓦二代改进型核电厂的例子，将由此得到720组始发事件组合。
优选的，所述S6步骤中，接上述30万千瓦二代改进型核电厂的例子，其中的714组事件组合可根据准则4.2筛除，剩余6组事件组合可根据准则4.1筛除2组，根据准则4.4筛选另外4组，即所有组合都可被筛选掉，完成了组合的筛选分析。
6.优选的，所述S7步骤中，接上述30万千瓦二代改进型核电厂的例子，即对该30万千瓦二代改进型核电厂，得到有30组事件组合如LOOP叠加SGTR、丧失正常压空叠加SGTR等，留待在后续的分析中对这些组合的风险开展定量化。
与现有技术相比，本发明的有益效果是：
通过本发明的方法，将在PSA中定量模化始发事件叠加影响的组合数量控制在可接受范围，为后续定量化此类事件组合的风险贡献奠定基础。
附图说明
图1为本发明方法分析流程图。
具体实施方式
下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。
请参阅图1，本发明提供一种技术方案：一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法，其特征在于，包括如下步骤：
S1：确定目标核电厂的独立始发事件清单及发生频率；
因为当前核电厂大都开展了概率安全评价，因此该清单可直接采用在目标核电厂概率安全评价中使用的始发事件清单和发生频率，以某三十万千瓦二代加改进的核电厂为例，共分为35类始发事件包括冷却剂丧失事故(LOCA)、丧失厂外电事故(LOOP)等，频率值分布在8.43E-01/堆年(通用瞬态事故)到4.32E-11/堆年(界面系统LOCA)之间；
S2：一次筛选；
将满足以下任一准则的始发事件筛除：
2.1、频率值低于1E-7/堆年的始发事件，例如，按照当前一般核电厂的设计，系统界面冷却剂丧失事故(ISLOCA)的发生频率非常低，一般都远低于1E-7/堆年，可直接筛除；
2.2、直接造成堆芯损伤的始发事件，例如，反应堆压力容器破损事故；
2.3、仅造成电厂停堆，未对前沿系统(缓解系统)及其支持系统造成影响的始发事件；例如，通用瞬态始发事件、丧失控制棒电源通风系统始发事件等，此类事件如果与其它始发事件同时发生，一般在实际统计中都统计到后果更严重的始发事件中，例如，一般而言，发生通用瞬态后再发生一起丧失厂外电的组合，在实际的统计中一般直接当作丧失厂外电统计，即当前的丧失厂外电源的统计数据中隐含叠加考虑了通用瞬态的影响；二是即使形成叠加事件，影响也比较小；
以某三十万千瓦二代加改进的核电厂为例，经过上述筛选后，剩下24类始发事件；
S3：建立评估矩阵表，评估两两叠加事件发生频率；
考虑到一起始发事件发生后，若24小时(1天)内电厂能进入安全状态，在随后的事故缓解过程中，由于措施的进一步完善和多样化，则后续即使再发生一起始发事件，其叠加效应的影响已可忽略(24小时也是当前PSA建模中一般采用的分析时长)，即分析仅考虑24小时内发生两起始发事件的情况，在评估叠加事件发生频率中予以考虑，如下所示；
1)将筛选剩下的始发事件按频率从高到低进行排序，如IE1、IE2、IE3和IE4等，对应的频率值分别为F1、F2、F3和F4等；
2)将上述这些始发事件频率值(单位：次/堆年)统一除以365得到1天内发生该事件的频率值分别为F1′、F2′、F3′和F4′等；
两重始发事件叠加评估矩阵表见表1
表1：
Figure BDA0003342881450000071
由此，按表1形式建立评估矩阵表，由此得到筛选剩下的始发事件形成的所有一次叠加事件组合及对应的在24小时内该组合事件的发生频率值；
S4：二次筛选；
5.将满足以下任一准则的始发事件组合筛除：
4.1、与自身叠加形成的组合，即IE1叠加IE1类型，此类组合属于重复考虑；
4.2、发生频率值低于1E-7/堆年的组合；
4.3、与支持系统失效叠加形成的组合，例如，丧失主给水始发事件与丧失设备冷却水系统始发事件的组合，由于丧失主给水的缓解进程中实际上已考虑了设备冷却水系统设备的随机失效的影响(最小割集结果中已包括了此类事件的组合)，因此无需重复考虑；需注意的是，对于先丧失支持系统再叠加其他始发事件的组合，由于事故缓解进程可能会发生变化，不能据此准则而直接筛除；
4.4、事故后果可包络的组合，例如，尽管丧失厂外电和丧失主给水在PSA中分别作为独立始发事件对待，但发生丧失厂外电事故后，此时主给水也已经丧失，因此无需再考虑丧失厂外电叠加丧失主给水的始发事件组合，需注意的是，丧失主给水并不导致丧失厂外电，则丧失主给水叠加丧失厂外电事故不能也一并筛除；
接上述30万千瓦二代改进型核电厂的例子，对576组事件组合按上述准则筛选后，留下30组事件组合留待进一步分析；
S5：建立评估矩阵表，评估叠加事件组合发生频率；
按照与上述第三步相类似的方法，将筛选留下的事件组合与始发事件一起建立评估矩阵表；
接上述30万千瓦二代改进型核电厂的例子，将由此得到720组始发事件组合；
S6：重复上述第三步和第四步，直至所有的事件组合都能被筛选掉；
接上述30万千瓦二代改进型核电厂的例子，其中的714组事件组合可根据准则4.2筛除，剩余6组事件组合可根据准则4.1筛除2组，根据准则4.4筛选另外4组，即所有组合都可被筛选掉，完成了组合的筛选分析；
S7：整理筛选保留下来的事件组合，形成组合清单；
接上述30万千瓦二代改进型核电厂的例子，即对该30万千瓦二代改进型核电厂，得到有30组事件组合如LOOP叠加SGTR、丧失正常压空叠加SGTR等，留待在后续的分析中对这些组合的风险开展定量化。
尽管已经示出和描述了本发明的实施案例，对于本领域的普通技术人员而言，可以理解在不脱离本发明的原理和精神的情况下可以对这些实施例进行多种变化、修改、替换和变型，本发明的范围由所附权利要求及其等同物限定。

Claims (8)

1.一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法，其特征在于，包括如下步骤：
S1：确定目标核电厂的独立始发事件清单及发生频率；
S2：一次筛选；
S3：建立评估矩阵表，评估两两叠加事件发生频率；
S4：二次筛选；
S5：建立评估矩阵表，评估叠加事件组合发生频率；
S6：重复上述第三步和第四步，直至所有的事件组合都能被筛选掉；
S7：整理筛选保留下来的事件组合，形成组合清单。
2.根据权利要求1所述的一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法，其特征在于，所述S1步骤中，因为当前核电厂大都开展了概率安全评价，因此该清单可直接采用在目标核电厂概率安全评价中使用的始发事件清单和发生频率，以某三十万千瓦二代加改进的核电厂为例，共分为35类始发事件包括冷却剂丧失事故(LOCA)、丧失厂外电事故(LOOP)等，频率值分布在8.43E-01/堆年(通用瞬态事故)到4.32E-11/堆年(界面系统LOCA)之间。
3.根据权利要求1所述的一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法，其特征在于，所述S2中，将满足以下任一准则的始发事件筛除：
2.1、频率值低于1E-7/堆年的始发事件，例如，按照当前一般核电厂的设计，系统界面冷却剂丧失事故(ISLOCA)的发生频率非常低，一般都远低于1E-7/堆年，可直接筛除；
2.2、直接造成堆芯损伤的始发事件，例如，反应堆压力容器破损事故；
2.3、仅造成电厂停堆，未对前沿系统(缓解系统)及其支持系统造成影响的始发事件；例如，通用瞬态始发事件、丧失控制棒电源通风系统始发事件等，此类事件如果与其它始发事件同时发生，一般在实际统计中都统计到后果更严重的始发事件中，例如，一般而言，发生通用瞬态后再发生一起丧失厂外电的组合，在实际的统计中一般直接当作丧失厂外电统计，即当前的丧失厂外电源的统计数据中隐含叠加考虑了通用瞬态的影响；二是即使形成叠加事件，影响也比较小；
以某三十万千瓦二代加改进的核电厂为例，经过上述筛选后，剩下24类始发事件。
4.根据权利要求1所述的一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法，其特征在于，所述S3步骤中，考虑到一起始发事件发生后，若24小时(1天)内电厂能进入安全状态，在随后的事故缓解过程中，由于措施的进一步完善和多样化，则后续即使再发生一起始发事件，其叠加效应的影响已可忽略(24小时也是当前PSA建模中一般采用的分析时长)，即分析仅考虑24小时内发生两起始发事件的情况，在评估叠加事件发生频率中予以考虑，如下所示；
1)将筛选剩下的始发事件按频率从高到低进行排序，如IE1、IE2、IE3和IE4等，对应的频率值分别为F1、F2、F3和F4等；
2)将上述这些始发事件频率值(单位：次/堆年)统一除以365得到1天内发生该事件的频率值分别为F1′、F2′、F3′和F4′等；
两重始发事件叠加评估矩阵表见表1
表1：
Figure FDA0003342881440000031
由此，按表1形式建立评估矩阵表，由此得到筛选剩下的始发事件形成的所有一次叠加事件组合及对应的在24小时内该组合事件的发生频率值。
5.根据权利要求1所述的一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法，其特征在于，所述S4中，将满足以下任一准则的始发事件组合筛除：
4.1、与自身叠加形成的组合，即IE1叠加IE1类型，此类组合属于重复考虑；
4.2、发生频率值低于1E-7/堆年的组合；
4.3、与支持系统失效叠加形成的组合，例如，丧失主给水始发事件与丧失设备冷却水系统始发事件的组合，由于丧失主给水的缓解进程中实际上已考虑了设备冷却水系统设备的随机失效的影响(最小割集结果中已包括了此类事件的组合)，因此无需重复考虑；需注意的是，对于先丧失支持系统再叠加其他始发事件的组合，由于事故缓解进程可能会发生变化，不能据此准则而直接筛除；
4.4、事故后果可包络的组合，例如，尽管丧失厂外电和丧失主给水在PSA中分别作为独立始发事件对待，但发生丧失厂外电事故后，此时主给水也已经丧失，因此无需再考虑丧失厂外电叠加丧失主给水的始发事件组合，需注意的是，丧失主给水并不导致丧失厂外电，则丧失主给水叠加丧失厂外电事故不能也一并筛除；
接上述30万千瓦二代改进型核电厂的例子，对576组事件组合按上述准则筛选后，留下30组事件组合留待进一步分析。
6.根据权利要求1所述的一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法，其特征在于，所述S5步骤中，按照与上述第三步相类似的方法，将筛选留下的事件组合与始发事件一起建立评估矩阵表；
接上述30万千瓦二代改进型核电厂的例子，将由此得到720组始发事件组合。
7.根据权利要求1所述的一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法，其特征在于，所述S6步骤中，接上述30万千瓦二代改进型核电厂的例子，其中的714组事件组合可根据准则4.2筛除，剩余6组事件组合可根据准则4.1筛除2组，根据准则4.4筛选另外4组，即所有组合都可被筛选掉，完成了组合的筛选分析。
8.根据权利要求1所述的一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法，其特征在于，所述S7步骤中，接上述30万千瓦二代改进型核电厂的例子，即对该30万千瓦二代改进型核电厂，得到有30组事件组合如LOOP叠加SGTR、丧失正常压空叠加SGTR等，留待在后续的分析中对这些组合的风险开展定量化。
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