CN114626219A - 核电厂系统优化的决策方法及装置、设计系统及方法 - Google Patents

核电厂系统优化的决策方法及装置、设计系统及方法 Download PDF

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CN114626219A CN202210247099.XA CN202210247099A CN114626219A CN 114626219 A CN114626219 A CN 114626219A CN 202210247099 A CN202210247099 A CN 202210247099A CN 114626219 A CN114626219 A CN 114626219A
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马超
邓伟
闫林
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Abstract

本发明提供一种核电厂系统优化的决策方法及装置、核电厂系统的设计系统及方法，决策方法包括：获取设计优化项所产生的造价，以得到Δ造价；获取设计优化项所降低的堆芯损坏频率(CDF)和设计优化项所降低的大量放射性释放频率(LRF)，以得到ΔCDF和ΔLRF；计算
Figure DDA0003545182490000011
的值，且将
Figure DDA0003545182490000012
的值分别与预设的第一平衡指标和第二平衡指标进行比较；根据比较结果决策是否实施所述设计优化项。该决策方法可应用于新堆型设计阶段，且能够同时满足核电厂的安全性和经济性平衡的需求。

Description

核电厂系统优化的决策方法及装置、设计系统及方法
技术领域
本发明涉及核电技术领域，具体涉及一种核电厂系统优化的决策方法及装置、核电厂系统的设计系统及方法。
背景技术
核电技术的市场竞争力在很大程度上取决于它的安全性和经济性，新堆型的研发过程中系统设计是其中一项核心工作，目前业界的主流设计方法仍是基于确定论思维，如基于传统的纵深防御、单一故障、冗余度和多样性等定性方法或原则开展系统设计工作。在设计及决策过程中，形成的设计方案总是依赖于设计人员自身的经验和主观判断，难以保证设计方案的安全性和经济性之间的平衡，从而造成安全方面的薄弱环节或经济性方面的损失。
目前，以概率安全分析为基础的风险指引决策方法在核电系统设计中得到了广泛的应用，但是所述决策方法仅关注安全性，无法满足核电新堆型研发时迫切要实现的安全性和经济性之间达到平衡的需求，从而造成所设计的核电厂存在建造成本及运营成本的浪费，产生经济损失。
发明内容
本发明要解决的技术问题是针对现有技术存在的上述不足，提供一种核电厂系统优化的决策方法及装置、核电厂系统的设计系统及方法，可应用于新堆型设计阶段，且能够同时满足核电厂的安全性和经济性平衡的需求。
第一方面，本发明实施例提供一种核电厂系统优化的决策方法，包括：获取设计优化项所产生的造价，以得到Δ造价；获取设计优化项所降低的堆芯损坏频率(Core DamageFrequency，CDF)和设计优化项所降低的大量放射性释放频率(Large Release Frequency，LRF)，以得到ΔCDF和ΔLRF；计算
Figure BDA0003545182470000021
的值，且将
Figure BDA0003545182470000022
的值分别与预设的第一平衡指标和预设的第二平衡指标进行比较；根据比较结果决策是否实施所述设计优化项。
优选地，所述根据比较结果确定是否实施所述设计优化项，具体包括：若
Figure BDA0003545182470000023
小于预设的第一平衡指标，和/或，
Figure BDA0003545182470000024
小于预设的第二平衡指标，则决策实施所述设计优化项。
优选地，在所述将
Figure BDA0003545182470000025
的值分别与预设的第一平衡指标和预设的第二平衡指标进行比较之前，核电厂系统优化的决策方法还包括：计算出预设的第一平衡指标和预设第二平衡指标，具体根据以下公式进行计算：
Figure BDA0003545182470000026
Figure BDA0003545182470000027
其中，LCDF、LLRF满足以下公式：
Δ造价<-ΔECDF＝-LCDF×ΔCDF×n
Δ造价<-ΔELRF＝-LLRF×ΔLRF×n
其中，-ΔECDF为所述设计优化项所避免的堆芯损坏事故导致的经济损失差值，-ΔELRF为所述设计优化项所避免的大量放射性释放事故导致的经济损失差值，n为核电厂设计寿期，L＝PD+WD+D1+D2+D3，D3＝Tp×We×P，L为事故损失总额，LCDF为堆芯损坏事故导致的事故损失总额，LLRF为大量放射性释放事故导致的事故损失总额，PD为事故导致的公众剂量，WD为事故导致的工作人员剂量，D1为事故导致的厂外财产损失，D2为事故导致的厂内清洁、去污、退役费用，D3为事故导致的发电损失，Tp为事故导致的核电厂预期停运时间，We为核电厂电功率，P为每千瓦时标杆电价。
优选地，在所述根据比较结果决策是否实施所述设计优化项之前，核电厂系统优化的决策方法还包括：判断所述设计优化项是否满足安全性能指标；在判断结果为所述设计优化项满足安全性能指标后，进一步根据比较结果决策是否实施所述设计优化项。
优选地，所述判断所述设计优化项是否满足安全性能指标，具体包括：判断所述设计优化项是否符合核安全法规标准要求；判断所述设计优化项是否满足纵深防御要求；判断所述设计优化项是否保持要求的安全裕量；判断所述设计优化项是否满足风险指标；所述判断结果为所述设计优化项满足安全性能指标，具体为：所述设计优化项符合核安全法规标准要求，和，所述设计优化项满足纵深防御要求，和，所述设计优化项保持要求的安全裕量，以及，所述设计优化项满足风险指标。
第二方面，本发明实施例还提供一种核电厂系统的设计方法，包括：确定核电厂的整体设计方案；获取整体设计方案中的设计优化项；根据第一方面中所述核电厂系统优化的决策方法对所述设计优化项进行决策，在决策实施所述设计优化项后，将所述设计优化项纳入整体设计方案中。
优选地，所述确定核电厂的整体设计方案，具体包括：确定核电厂基本设计特征及关键参数，基本设计特征及关键参数包括核电厂类型和容量；根据核电厂基本设计特征及关键参数，获取风险指标，风险指标包括CDFt、LRFt；根据CDFt和LRFt，确定核电厂的安全相关系统方案；确定其他系统方案，以得到整体设计方案；其中，整体设计方案包括安全相关系统方案和其他系统方案。
优选地，所述根据CDFt和LRFt，确定核电厂的安全相关系统方案，具体包括：获取所有始发事件/组及其相应的频率；针对每个始发事件/组，根据以下公式确定每个始发事件/组相应的条件堆芯损坏概率CCDP指标值和条件放射性大量释放概率CLRP指标值：
Figure BDA0003545182470000031
Figure BDA0003545182470000032
其中，IEi指第i个始发事件/组，F(IEi)指第i个始发事件/组相应的频率，i＝1,2,…,n，CCDP(IEi)为第i个始发事件/组相应的条件堆芯损坏概率CCDP指标值，CLRP(IEi)为第i个始发事件/组相应的条件放射性大量释放概率CLRP指标值，针对每个始发事件/组，确定所需要的安全功能及安全功能相应的缓解系统；针对每个始发事件/组，将确定的安全功能及安全功能相应的缓解系统的失效数据输入概率安全分析PSA模型，以得到每个始发事件/组相应的CCDP实际值和CLRP实际值；将每个始发事件/组相应的CCDP实际值和CLRP实际值分别与确定的CCDP指标值和确定的CLRP指标值进行比较；在比较结果为CCDP实际值小于CCDP指标值，且CLRP实际值小于CLRP指标值时，则确定核电厂的安全相关系统方案满足要求，若否，则确定需修改核电厂的安全相关系统方案，直至其满足要求。
优选地，所述获取整体设计方案中的设计优化项，具体包括：基于PSA模型识别出整体设计方案中的设计优化项。
第三方面，本发明实施例还提供一种核电厂系统优化的决策装置，包括第一获取模块、第二获取模块、计算模块和决策模块。
第一获取模块，用于获取设计优化项所产生的造价，以得到Δ造价。第二获取模块，用于获取设计优化项所降低的堆芯损坏频率CDF和设计优化项所降低的大量放射性释放频率LRF，以得到ΔCDF和ΔLRF。计算模块，分别与第一获取模块和第二获取模块连接，用于计算
Figure BDA0003545182470000041
的值，且将
Figure BDA0003545182470000042
的值分别与预设的第一平衡指标和第二平衡指标进行比较，得到比较结果。决策模块，与计算模块连接，用于根据计算模块的比较结果决策是否实施所述设计优化项。
第四方面，本发明实施例还提供一种核电厂系统的设计系统，包括确定装置、获取装置，以及权利要求10所述的核电厂系统优化的决策装置。确定装置，用于确定核电厂的整体设计方案，获取装置，用于获取整体设计方案中的设计优化项，核电厂系统优化的决策装置，分别与确定装置和第获取装置连接，用于对获取装置的所述设计优化项进行决策，在决策实施所述设计优化项后，将所述设计优化项纳入确定装置的整体设计方案。
本发明的核电厂系统优化的决策方法及装置、核电厂系统的设计系统及方法中，通过设计安全性和经济性两者平衡性判定的第一平衡指标和第二平衡指标，再将设计优化项的
Figure BDA0003545182470000043
与第一平衡指标和第二平衡指标进行比较，用于决策是否实施设计优化项，从而使得设计的系统能满足安全性和经济性的平衡。
附图说明
图1为安全性指标(CDF)和经济性指标的四象限示意图；
图2为安全性指标(LRF)和经济性指标的四象限示意图；
图3本发明实施例1的一种核电厂系统优化的决策方法的流程图；
图4为本发明实施例1的核电厂系统优化的决策依据的示意图；
图5为本发明实施例3的一种核电厂系统的设计方法的流程图；
图6为本发明实施例4的一种核电厂系统的设计装置的结构示意图。
具体实施方式
为使本领域技术人员更好地理解本发明的技术方案，下面结合附图和实施例对本发明作进一步详细描述。
本发明的核电厂系统优化的决策方法，其基本原理是在核电厂新堆型研发设计过程中同时引入安全性和经济性两方面的定量指标进行决策。具体地，对于安全性的定量指标，包括堆芯损坏频率CDF，大量放射性释放频率LRF。对于经济性的定量指标，公认的是单位千瓦造价，而在新堆型容量确定的基础上，更为直接的评价指标就可转换为核电建造成本，同时考虑到不同设计方案会影响到后续核电厂建成后的运营成本，因此本发明中将核电厂建造成本和运营成本合并，将之统称为广义的“造价”，作为经济性的定量指标。
例如，新堆型研发和设计过程中聚焦于各种方案的比选，因此各项指标的差值比较是关键。如图1所示，安全指标为CDF差值(即ΔCDF)，经济指标为造价差值(即Δ造价)。当某项设计优化项(或理解为相对于基准方案而言的设计方案)落入图1所示的第I象限，则意味着该设计优化项会导致安全性变差，造价也增加，显然不可接受；如落入第III象限，意味着安全性提升、造价也减少，则可以接受；如落入第II和第IV象限，则当安全上的收益大于经济上的损失，或经济上的收益大于安全上的损失时，才可以考虑接受。换言之，如图1示，斜线下方的方案可以接受，即设计优化项的相关指标应满足如下公式：
Figure BDA0003545182470000061
同样的，如图2所示，对设计优化项的LRF差值(即ΔLRF)和造价差值(即Δ造价)也有同样的四象限图，与图1类似，设计优化项落入第I象限时不可接受，落入第III象限时可以接受，如落入第II或IV象限，则图2中斜线下方的方案可以接受，即设计优化项的相关指标应满足如下公式：
Figure BDA0003545182470000062
其中，第一平衡指标和第二平衡指标的计算方法详见实施例1所述。
实施例1：
如图3所示，本实施例提供一种核电厂系统优化的决策方法，适用于新堆型的设计阶段或电厂运行阶段中的改进设计，决策方法包括：
步骤101，获取设计优化项所产生的造价，以得到Δ造价。
本实施例中，设计优化项可以理解为相对于基准方案而言的设计方案、改进方案、优化方案等。Δ造价指实施设计优化项需增加的建造成本和运营成本。
步骤102，获取设计优化项所降低的堆芯损坏频率CDF和设计优化项所降低的大量放射性释放频率LRF，以得到ΔCDF和ΔLRF。
本实施例中，由于实施设计优化项将会降低CDF，和/或降低LRF，故获取实施设计优化项对应的ΔCDF和ΔLRF。
步骤103，计算
Figure BDA0003545182470000071
的值，且将
Figure BDA0003545182470000072
的值分别与预设的第一平衡指标和第二平衡指标进行比较。
本实施例中，基于本发明的基本原理可知，第一平衡指标和第二平衡指标综合考虑了安全性指标和经济性指标的平衡，故将实施设计优化项对应的
Figure BDA0003545182470000073
的值分别与预设的第一平衡指标和预设的第二平衡指标进行比较，以提供决策是否实施设计优化项的依据。
步骤104，根据比较结果决策是否实施所述设计优化项。
本实施例中，当比较结果满足安全性指标和经济性指标的平衡的要求，则决策实施所述设计优化项，以避免决策依赖于设计人员自身的经验和主观判断，造成决策结果出现安全方面的薄弱环节或经济性方面的损失。需要说明的是，本实施例的步骤101和步骤102可调换顺序。
可选地，步骤104：根据比较结果决策是否实施所述设计优化项，具体包括：若
Figure BDA0003545182470000074
小于预设的第一平衡指标，和/或，
Figure BDA0003545182470000075
小于预设的第二平衡指标，则决策实施所述设计优化项。
本实施例中，若存在以下三种情况中的任一种，则决策实施设计优化项：若
Figure BDA0003545182470000076
小于预设的第一平衡指标，或者，
Figure BDA0003545182470000077
小于预设的第二平衡指标，或者，
Figure BDA0003545182470000078
小于预设的第一平衡指标且
Figure BDA0003545182470000079
小于预设的第二平衡指标。
可选地，在将
Figure BDA00035451824700000710
的值分别与预设的第一平衡指标和预设第二平衡指标进行比较之前，核电厂系统优化的决策方法还包括：计算出预设的第一平衡指标和预设的第二平衡指标，具体根据以下公式进行计算：
Figure BDA00035451824700000711
Figure BDA00035451824700000712
其中，LCDF、LLRF满足以下公式：
Δ造价<-ΔECDF＝-LCDF×ΔCDF×n
Δ造价<-ΔELRF＝-LLRF×ΔLRF×n
其中，-ΔECDF为所述设计优化项所避免的堆芯损坏事故导致的经济损失差值，-ΔELRF为所述设计优化项所避免的大量放射性释放事故导致的经济损失差值，n为核电厂设计寿期，L＝PD+WD+D1+D2+D3，D3＝Tp×We×P，L为事故损失总额，LCDF为堆芯损坏事故导致的事故损失总额，LLRF为大量放射性释放事故导致的事故损失总额，PD为事故导致的公众剂量，WD为事故导致的工作人员剂量，D1为事故导致的厂外财产损失，D2为事故导致的厂内清洁、去污、退役费用，D3为事故导致的发电损失，Tp为事故导致的核电厂预期停运时间，We为核电厂电功率，P为每千瓦时标杆电价。
本实施例中，以百万千瓦核电机组为例计算第一平衡指标和第二平衡指标的数值。可参考本实施例的方法计算其他容量的核电机组的第一平衡指标和第二平衡的数值。具体地，给出一个事故损失计算模型，满足L＝PD+WD+D1+D2+D3，D3＝Tp×We×P，其中，PD、WD、D2、D3的单位为“元”，Tp的单位为“小时”。基于历史上已发生的三次严重的核事故的经济损失数据，这里对百万千瓦核电厂，给出了上述经济损失的估计值，详见表1(对于不同的核电站，表1的数据将有所不同)。以我国国内百万千瓦核电厂为例，堆芯损坏事故导致的发电损失计算如下：
Figure BDA0003545182470000081
上式中，目前新建核电厂设计寿期通常为60年，机组可用率通常为0.9。目前国内的标杆电价为0.43元/千瓦时，由此，计算得到堆芯损坏事故导致的发电损失D3为1.0E+11(元)。如果是大量放射性释放事故，除了事故机组不能发电外，厂址区域的严重污染将导致同厂址的其他机组也无法运行，例如，福岛事故后，同厂址的未损坏机组也永久停运。因此，这里按照一个厂址6台机组计算，则可得到大量放射性释放事故导致的发电损失D3为6.0E+11(元)。
表1事故损失参数(对应百万千瓦核电厂)
Figure BDA0003545182470000091
当构建PSA模型计算得到某特定百万千瓦核电厂的CDF指标值和LRF指标值后，采用以下公式预计不同设计方案导致的事故损失差值：
ΔECDF＝LCDF×ΔCDF×60
ΔELRF＝LLRF×ΔLRF×60
基于“投资<所避免的经济损失”这一原则，满足：
Δ造价<ΔECDF
Δ造价<ΔELRF
从而得到：
Figure BDA0003545182470000092
Figure BDA0003545182470000093
即得到预设的第一平衡指标为-8.7E-14，预设的第二平衡指标为－7.4E-15。
可选地，在所述根据比较结果决策是否实施所述设计优化项之前，核电厂系统优化的决策方法还包括：判断所述设计优化项是否满足安全性能指标；在判断结果为所述设计优化项满足安全性能指标后，进一步根据比较结果决策是否实施所述设计优化项。
可选地，所述判断所述设计优化项是否满足安全性能指标，具体包括：判断所述设计优化项是否符合核安全法规标准要求；判断所述设计优化项是否满足纵深防御要求；判断所述设计优化项是否保持要求的安全裕量；判断所述设计优化项是否满足风险指标。
本实施例中，在新堆型的设计阶段或电厂运行阶段中的改进设计中，需考虑核安全的特殊性，即核电厂设计首先应符合国家核安全监管部门发布的核安全法规及相关规章制度要求，同时需满足总体概率安全目标。故根据图4所示的核电厂系统优化的决策依据进行设计优化项的决策时，使得决策实施的设计优化项在保证安全性的基础上，有效实现安全性和经济性的平衡，其中，图4所示的核电厂系统优化的决策依据包括：
1.应评估设计优化项是否会导致不满足现行核安全相关法规和标准，例如是否影响《核动力厂设计安全规定(HAF102-2016)》中提出的单一故障准则；
2.应评估设计优化项是否与纵深防御原则一致，基本的目的是确保维持纵深防御原则，但不能仅仅基于对现有纵深防御实现方式有影响而否决设计优化项，具体要求包括：
(1)在防止堆芯损坏、安全壳失效和缓解后果之间能实现合理的平衡；
(2)不过分依赖人员干预，采取了防止人员失误的措施；
(3)系统在冗余度、独立性和多样性方面的设计与其所应对的事故风险(频率、后果)相称，且充分考虑了风险分析的不确定性；
(4)采取了应对潜在共因失效的措施，但如果设计方案引入了新的共因失效机制，则需进行评估。
3.应评估设计优化项是否能满足维持足够安全裕度的原则。足够的安全裕度是指：
(1)满足法规、标准或其他安全监管当局已批准使用的替代规定；
(2)安全分析报告中相关事故分析的可接受准则仍能满足，或在考虑了分析和数据不确定性后仍有足够的裕度。
4.应评估设计优化项对机组风险指标的影响。风险指标可接受是指：
(1)总的CDF<1E-5/堆年；
(2)总的LRF<1E-6/堆年。
其中：上述CDF数值和LRF数值是中国核安全监管部门的要求，新堆型如有预期特定应用的国家，则应遵照相应国家的核安全法规要求重新确定。
5.在核电厂设计优化项符合第1-4条原则的前提下，才能考虑“代价-利益平衡”原则，即对设计优化项的安全性和经济性进行综合的决策评价，如依据本实施例的设计优化项的
Figure BDA0003545182470000111
Figure BDA0003545182470000112
和/或，设计优化项的
Figure BDA0003545182470000113
以达到最佳平衡点。
6.持续跟踪和开展安全性、经济性分析迭代是为了确保对后续具体的设计、建造过程中可能出现的问题能得到及时解决，并及时更新安全性和经济性决策评估结果。
本实施例的核电厂系统优化的决策方法，通过同时引入安全性和经济性两方面的指标合理设计第一平衡指标和第二平衡指标，并将设计优化项相应的
Figure BDA0003545182470000114
分别与第一平衡指标和第二平衡指标进行比较，根据比较结果决策是否实施设计优化项，从而使得最终所实施的设计优化项能满足安全性和经济性的平衡需求，为核电厂的系统设计和决策提供客观的决策依据，避免人工经验判断所实施的设计优化项存在安全性不足或造成经济浪费的问题。
实施例2：
本实施例提供一种核电厂系统的设计方法，包括步骤201-步骤203：
步骤201，确定核电厂的整体设计方案。
步骤202，获取整体设计方案中的设计优化项。
步骤203，根据实施例1所述的核电厂系统优化的决策方法对所述设计优化项进行决策，在决策实施所述设计优化项后，将所述设计优化项纳入整体设计方案中。
可选地，步骤201：确定核电厂的整体设计方案，具体包括：
步骤2011，确定核电厂基本设计特征及关键参数，基本设计特征及关键参数包括核电厂类型和容量。
步骤2022，根据核电厂基本设计特征及关键参数，获取风险指标，风险指标包括CDFt、LRFt。
步骤2023，根据CDFt和LRFt，确定核电厂的安全相关系统方案；确定其他系统方案，以得到整体设计方案，其中，整体设计方案包括安全相关系统方案和其他系统方案。
可选地，步骤2023：根据CDFt和LRFt，确定核电厂的安全相关系统方案，具体包括步骤21-步骤26：
步骤21，获取所有始发事件/组及其相应的频率。
步骤22，针对每个始发事件/组，根据以下公式确定每个始发事件/组相应的条件堆芯损坏概率CCDP指标值和条件放射性大量释放概率CLRP指标值：
Figure BDA0003545182470000121
Figure BDA0003545182470000122
其中，IEi指第i个始发事件/组，F(IEi)指第i个始发事件/组相应的频率，i＝1,2,…,n，CCDP(IEi)为第i个始发事件/组相应的条件堆芯损坏概率CCDP指标值，CLRP(IEi)为第i个始发事件/组相应的条件放射性大量释放概率CLRP指标值。
步骤23，针对每个始发事件/组，确定所需要的安全功能及安全功能相应的缓解系统。
步骤24，针对每个始发事件/组，将确定的安全功能及安全功能相应的缓解系统的失效数据输入概率安全分析PSA模型，以得到每个始发事件/组相应的CCDP实际值和CLRP实际值，
步骤25，将每个始发事件/组相应的CCDP实际值和CLRP实际值分别与确定的CCDP指标值和确定的CLRP指标值进行比较。
步骤26，在比较结果为CCDP实际值小于CCDP指标值，且CLRP实际值小于CLRP指标值时，则确定核电厂的安全相关系统方案满足要求，若否，则确定需修改核电厂的安全相关系统方案，直至其满足要求。
可选地，步骤202：获取整体设计方案中的设计优化项，具体包括：基于PSA模型识别出整体设计方案中的设计优化项。
实施例3：
如图5所示，本实施例提供一种基于风险指引的核电厂系统的设计方法，应用于新堆型的设计，设计方法包括以下步骤：
第一步：确定核电厂基本设计特征及关键参数。
对新堆型研发，需确定其基本设计特征及关键参数，主要包括：
1.核电厂类型和容量，例如压水堆或其他堆型，堆芯额定输出功率。
2.核蒸汽供应系统主要特征和关键参数，例如单堆布置或存在多机组共用部分，两环路或三环路或四环路，一回路及二回路的设计压力。
第二步：获取风险指引评价指标。风险指引评价指标包括：CDFt，CDFt，△CDF/△造价，△LRF/△造价，其中，CDFt、CDFt也是国家核安全监管部门关注的风险指标。
第三步：确定核电厂的安全相关系统方案。具体包括步骤3.1-步骤3.4。
步骤3.1：获取所有始发事件/组清单及频率。具体地，核电厂安全相关系统方案的设计目的是应对各类假想事故(即始发事件)，同时满足既定的风险指标。可以表达为：
Figure BDA0003545182470000131
Figure BDA0003545182470000132
因此，本步骤需确定始发事件/组清单及频率。针对压水堆机组，获取到一个通用的内部始发事件/组清单及频率，详见表2。随着研发、设计的进展，该清单应基于本机组的设计特征进行更新，并将范围扩展至外部事件(典型的如内部火灾、内部水淹、地震)。始发事件频率分析方法包括统计分析方法和故障树分析方法。
表2压水堆通用始发事件/组清单及频率
Figure BDA0003545182470000141
步骤3.2：针对每个IE组，确定每个IE组相应的CCDP指标值和CLRP指标值。
由于在步骤3.1中已获取所有始发事件/组及其相应的频率，且风险指标CDFt和LRFt的值是确定的，故在该步骤中，可对所有IE组确定其CCDP指标值和CLRP指标值。基于已完成的大量压水堆PSA项目的实例，同时考虑保留适当的裕度(例如裕度取值为1.0或15％)，表3和表4分别给出了CCDP指标值和CLRP指标值确定的样表。需要说明如下：
(1)在核电新堆型研发阶段及设计的早期，系统设计尚未全面完成，尤其是布置信息无法确定，因此在该阶段外部事件的风险难以确定，表3和表4中给出的是内部事件的指标要求。
(2)基于以往大量PSA项目的经验，内部火灾、内部水淹和地震是外部事件风险中的主要贡献项，其中内部火灾风险通常略低于内部事件，而内部水淹风险远低于内部事件，地震风险与厂址密切相关，在过于恶劣的厂址下可能会远高于内部事件，通常情况则和内部事件风险相当。基于此经验，可将整体风险等分为5份，分别对应内部事件、内部火灾、内部水淹、地震、保留裕度。按法规要求，CDF应满足1E-5以下，分为5份，则内部事件的CDF应在2E-6以下，如表3所示的确定样表给出的结果则是一个2.1E-6，基本符合5等分原则的划分结果。
表3压水堆CCDP指标确定样表
Figure BDA0003545182470000151
表4压水堆CLRP指标确定样表
Figure BDA0003545182470000152
Figure BDA0003545182470000161
步骤3.3：针对每个始发事件/组，确定所需要的安全功能及安全功能相应的缓解系统。
本步骤中，首先确定核电厂安全功能，并基于此确定相应的缓解系统。例如，典型压水堆核电厂安全功能汇总如表5所示。
表5典型压水堆核电机组PSA中考虑的安全功能
Figure BDA0003545182470000162
Figure BDA0003545182470000171
其中，以主冷却剂系统大破口始发事件为例，确定该始发事件所需安全功能及缓解系统的分析示例如表6所示。
表6主冷却剂系统大破口始发事件所需安全功能及缓解系统
Figure BDA0003545182470000172
Figure BDA0003545182470000181
步骤3.4：针对每个始发事件/组，将确定的安全功能及安全功能相应的缓解系统的失效数据输入概率安全分析PSA模型，以得到每个始发事件/组相应的CCDP实际值和CLRP实际值，将每个始发事件/组相应的CCDP实际值和CLRP实际值分别与确定的CCDP指标值和确定的CLRP指标值进行比较，判断CCDP和CLRP是否满足要求。
本实施例提出一种采用事件树工具来评价CCDP和CLRP是否满足要求的方法。如表7所示，给出典型系统列一级的失效概率，其中涵盖了当前核电厂常见的系统配置情况。
表7系统列一级失效概率
Figure BDA0003545182470000191
以主冷却剂系统大破口始发事件为例，基于目前业界通用的做法构建相应的事件树模型，将其安全功能相应的缓解系统的失效数据输入所构建的事件树模型，并考虑系统列之间的共因失效(共因失效参数可参考业界通用的可靠性数据库)，就可计算得到相应的CCDP实际值和CLRP实际值。可通过分析人员手工计算，对于复杂的模型则建议编制相应的计算软件进行计算，也可采用成熟的商业软件进行计算，如RiskSpecturm PSA软件。
从表4中查到，对于主冷却剂系统大破口始发事件，要求CCDP<1.5E-2，CLRP<1.5E-3，对这个事件主要缓解系统和支持系统如果最初的设计容量是100％×2，计算结果得到的CCDP实际值为6.02E-3，CLRP实际值为1.46E-3，该结果说明目前的设计方案满足要求，但是其中CLRP实际值已非常接近要求限值(CLRP指标值)，此时可以考虑增设其他的系统用于防止安全壳失效。
第四步：确定其他系统方案。
其他系统主要是与安全无关的系统，例如常规岛系统、核岛辅助系统等。它们与安全功能及缓解系统关系较小，可采用传统方式设计其他系统，不需要引入风险指引。
第五步：确定整体设计方案。
在第三步、第四步的基础上，新堆型的整体设计方案已基本完成，在此基础上，应从安全性和经济性两方面对整体设计方案进行最终的确认，可能会识别出一些设计优化项，在确认设计优化项的合理性后，应将设计优化项纳入整体设计方案，从而完善整体设计方案。
步骤5.1：对整体设计方案开展安全性分析。该步骤中，主要评估整体设计方案的安全性能，具体可参考实施例1的图4中以下四项决策依据进行评估：
(1)核安全相关法规符合性。
(2)纵深防御要求符合性。
(3)安全裕量。
(4)风险指标。
需要说明的是，要完成第(4)项任务－风险指标的符合性论证，需构建概率安全分析PSA模型。目前国内已发布的PSA标准适用于核电厂设计和运行阶段模型开发，并不完全适用于新堆型研发，尤其是研发初期，不可能具备详细的设计信息(如设备布置信息、设备具体型号、信号实现方式、系统辅助功能及其他支流管线信息、事故处理规程等)，此时能够构建的PSA模型较为简单，如表8所示，示例给出了新堆型研发阶段PSA模型的基本要求和相应的处理方式，据此以构建符合新堆型研发阶段的准确性高的PSA模型。
表8新堆型研发阶段PSA模型的基本要求和相应处理方式
Figure BDA0003545182470000201
Figure BDA0003545182470000211
步骤5.2：获取整体设计方案相应的成本。具体地，可采用国际原子能机构(IAEA)推荐的平准化贴现成本计算方法获取整体设计方案相应的成本数据。
步骤5.3：识别是否存在安全性和经济性方面的设计优化项。
在步骤5.1，5.2处理过程中，可识别出一些安全性方面的薄弱环节和进一步提升经济性的选项。在此步骤中对识别出的设计选项建立相应的模型评估安全性和经济性。如表9所示，给出了某项具体优化方案(设计优化项)的评估样表。
表9某项具体优化方案的评估样表
Figure BDA0003545182470000212
Figure BDA0003545182470000221
第六步：开展具体工程设计、建造(持续跟踪和安全性、经济性分析迭代)。在完成第一步-第五步后，新堆型的整体设计方案已确定，后续将开展具体的工程设计、建造工作。在此期间应根据工程设计、建造进度的发展不断迭代安全性和经济性模型，通常要求对前期的概率安全分析模型进行两次升版，模型升版工作与提交初步安全分析报告和最终安全分析报告同步。在此阶段也会根据设计、建造过程中遇到的不同问题随时提出一些设计变更，对此的评估方法与步骤5.3相同
本实施例提供的核电厂系统的设计方法，提出一种融合安全性和经济性指标的风险指引方法论体系，并将其应用到核电新堆型研发与设计工作中，能够有效解决核电新堆型研发中最为关注的整体设计方案的经济性和安全性平衡问题。
实施例4：
如图6所示，本实施例提供一种核电厂系统优化的决策装置，包括第一获取模块41、第二获取模块42、计算模块43和决策模块44。
第一获取模块41，用于获取设计优化项所产生的造价，以得到Δ造价。
第二获取模块42，用于获取设计优化项所降低的堆芯损坏频率CDF和设计优化项所降低的大量放射性释放频率LRF，以得到ΔCDF和ΔLRF。
计算模块43，分别与第一获取模块41和第二获取模块42连接，用于计算
Figure BDA0003545182470000231
的值，且将
Figure BDA0003545182470000232
的值分别与预设的第一平衡指标和第二平衡指标进行比较，得到比较结果。
决策模块44，与计算模块43连接，用于根据计算模块的比较结果决策是否实施所述设计优化项。
此外，核电厂系统优化的决策装置还包括其他模块或其他单元，其他模块或其他单元用于实现实施例1所述的核电厂系统优化的决策方法。
实施例5：
本实施例提供一种核电厂系统的设计系统，包括确定装置、获取装置，以及实施例4所述的核电厂系统优化的决策装置。
确定装置，用于确定核电厂的整体设计方案。
获取装置，用于获取整体设计方案中的设计优化项。
核电厂系统优化的决策装置，分别与确定装置和第获取装置连接，用于对获取装置的所述设计优化项进行决策，在决策实施所述设计优化项后，将所述设计优化项纳入确定装置的整体设计方案。
可以理解的是，以上实施方式仅仅是为了说明本发明的原理而采用的示例性实施方式，然而本发明并不局限于此。对于本领域内的普通技术人员而言，在不脱离本发明的精神和实质的情况下，可以做出各种变型和改进，这些变型和改进也视为本发明的保护范围。

Claims (11)

1.一种核电厂系统优化的决策方法，其特征在于，包括：
获取设计优化项所产生的造价，以得到Δ造价；
获取设计优化项所降低的堆芯损坏频率CDF和设计优化项所降低的大量放射性释放频率LRF，以得到ΔCDF和ΔLRF；
计算
Figure FDA0003545182460000011
的值，且将
Figure FDA0003545182460000012
的值分别与预设的第一平衡指标和预设的第二平衡指标进行比较；
根据比较结果决策是否实施所述设计优化项。
2.根据权利要求1所述的核电厂系统优化的决策方法，其特征在于，所述根据比较结果确定是否实施所述设计优化项，具体包括：
若
Figure FDA0003545182460000013
小于预设的第一平衡指标，和/或，
Figure FDA0003545182460000014
小于预设的第二平衡指标，则决策实施所述设计优化项。
3.根据权利要求1所述的核电厂系统优化的决策方法，其特征在于，在所述将
Figure FDA0003545182460000015
的值分别与预设的第一平衡指标和预设的第二平衡指标进行比较之前，还包括：
计算出预设的第一平衡指标和预设第二平衡指标，具体根据以下公式进行计算：
Figure FDA0003545182460000016
Figure FDA0003545182460000017
其中，LCDF、LLRF满足以下公式：
Δ造价<-ΔECDF＝-LCDF×ΔCDF×n
Δ造价<-ΔELRF＝-LLRF×ΔLRF×n
其中，-ΔECDF为所述设计优化项所避免的堆芯损坏事故导致的经济损失差值，-ΔELRF为所述设计优化项所避免的大量放射性释放事故导致的经济损失差值，n为核电厂设计寿期，L＝PD+WD+D1+D2+D3，D3＝Tp×We×P，L为事故损失总额，LCDF为堆芯损坏事故导致的事故损失总额，LLRF为大量放射性释放事故导致的事故损失总额，PD为事故导致的公众剂量，WD为事故导致的工作人员剂量，D1为事故导致的厂外财产损失，D2为事故导致的厂内清洁、去污、退役费用，D3为事故导致的发电损失，Tp为事故导致的核电厂预期停运时间，We为核电厂电功率，P为每千瓦时标杆电价。
4.根据权利要求1所述的核电厂系统优化的决策方法，其特征在于，在所述根据比较结果决策是否实施所述设计优化项之前，还包括：
判断所述设计优化项是否满足安全性能指标；
在判断结果为所述设计优化项满足安全性能指标后，进一步根据比较结果决策是否实施所述设计优化项。
5.根据权利要求4所述的核电厂系统优化的决策方法，其特征在于，所述判断所述设计优化项是否满足安全性能指标，具体包括：
判断所述设计优化项是否符合核安全法规标准要求；
判断所述设计优化项是否满足纵深防御要求；
判断所述设计优化项是否保持要求的安全裕量；
判断所述设计优化项是否满足风险指标；
所述判断结果为所述设计优化项满足安全性能指标，具体为：所述设计优化项符合核安全法规标准要求，和，所述设计优化项满足纵深防御要求，和，所述设计优化项保持要求的安全裕量，以及，所述设计优化项满足风险指标。
6.一种核电厂系统的设计方法，其特征在于，包括：
确定核电厂的整体设计方案；
获取整体设计方案中的设计优化项；
根据权利要求1-5任一项所述核电厂系统优化的决策方法对所述设计优化项进行决策，在决策实施所述设计优化项后，将所述设计优化项纳入整体设计方案中。
7.根据权利要求6所述的核电厂系统的设计方法，其特征在于，所述确定核电厂的整体设计方案，具体包括：
确定核电厂基本设计特征及关键参数，基本设计特征及关键参数包括核电厂类型和容量；
根据核电厂基本设计特征及关键参数，获取风险指标，风险指标包括CDFt、LRFt；
根据CDFt和LRFt，确定核电厂的安全相关系统方案；
确定其他系统方案，以得到整体设计方案；
其中，整体设计方案包括安全相关系统方案和其他系统方案。
8.根据权利要求7所述的核电厂系统的设计方法，其特征在于，所述根据CDFt和LRFt，确定核电厂的安全相关系统方案，具体包括：
获取所有始发事件/组及其相应的频率；
针对每个始发事件/组，根据以下公式确定每个始发事件/组相应的条件堆芯损坏概率CCDP指标值和条件放射性大量释放概率CLRP指标值：
Figure FDA0003545182460000031
Figure FDA0003545182460000032
其中，IEi指第i个始发事件/组，F(IEi)指第i个始发事件/组相应的频率，i＝1,2,…,n，CCDP(IEi)为第i个始发事件/组相应的条件堆芯损坏概率CCDP指标值，CLRP(IEi)为第i个始发事件/组相应的条件放射性大量释放概率CLRP指标值，
针对每个始发事件/组，确定所需要的安全功能及安全功能相应的缓解系统；
针对每个始发事件/组，将确定的安全功能及安全功能相应的缓解系统的失效数据输入概率安全分析PSA模型，以得到每个始发事件/组相应的CCDP实际值和CLRP实际值；
将每个始发事件/组相应的CCDP实际值和CLRP实际值分别与确定的CCDP指标值和确定的CLRP指标值进行比较；
在比较结果为CCDP实际值小于CCDP指标值，且CLRP实际值小于CLRP指标值时，则确定核电厂的安全相关系统方案满足要求，若否，则确定需修改核电厂的安全相关系统方案，直至其满足要求。
9.根据权利要求8所述的核电厂系统的设计方法，其特征在于，所述获取整体设计方案中的设计优化项，具体包括：
基于PSA模型识别出整体设计方案中的设计优化项。
10.一种核电厂系统优化的决策装置，其特征在于，包括第一获取模块、第二获取模块、计算模块和决策模块，
第一获取模块，用于获取设计优化项所产生的造价，以得到Δ造价，
第二获取模块，用于获取设计优化项所降低的堆芯损坏频率CDF和设计优化项所降低的大量放射性释放频率LRF，以得到ΔCDF和ΔLRF，
计算模块，分别与第一获取模块和第二获取模块连接，用于计算
Figure FDA0003545182460000041
的值，且将
Figure FDA0003545182460000042
的值分别与预设的第一平衡指标和第二平衡指标进行比较，得到比较结果，
决策模块，与计算模块连接，用于根据计算模块的比较结果决策是否实施所述设计优化项。
11.一种核电厂系统的设计系统，其特征在于，包括确定装置、获取装置，以及权利要求10所述的核电厂系统优化的决策装置，
确定装置，用于确定核电厂的整体设计方案，
获取装置，用于获取整体设计方案中的设计优化项，
核电厂系统优化的决策装置，分别与确定装置和第获取装置连接，用于对获取装置的所述设计优化项进行决策，在决策实施所述设计优化项后，将所述设计优化项纳入确定装置的整体设计方案。
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