CN116644679A - 高能管道破裂导致设备失效后果评估方法与装置 - Google Patents

高能管道破裂导致设备失效后果评估方法与装置 Download PDF

Info

Publication number
CN116644679A
CN116644679A CN202310450850.0A CN202310450850A CN116644679A CN 116644679 A CN116644679 A CN 116644679A CN 202310450850 A CN202310450850 A CN 202310450850A CN 116644679 A CN116644679 A CN 116644679A
Authority
CN
China
Prior art keywords
failure
equipment
energy pipeline
pipeline
result
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
Application number
CN202310450850.0A
Other languages
English (en)
Inventor
唐晓明
祝赫
李锦辉
杨帆
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.)
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design Co Ltd
Original Assignee
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design Co Ltd
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 China Nuclear Power Engineering Co Ltd, Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design Co Ltd filed Critical China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Priority to CN202310450850.0A priority Critical patent/CN116644679A/zh
Publication of CN116644679A publication Critical patent/CN116644679A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G06COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06FELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F30/00Computer-aided design [CAD]
    • G06F30/20Design optimisation, verification or simulation
    • G06F30/28Design optimisation, verification or simulation using fluid dynamics, e.g. using Navier-Stokes equations or computational fluid dynamics [CFD]
    • GPHYSICS
    • G06COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06FELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F2113/00Details relating to the application field
    • G06F2113/08Fluids
    • GPHYSICS
    • G06COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06FELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F2113/00Details relating to the application field
    • G06F2113/14Pipes
    • GPHYSICS
    • G06COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06FELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F2119/00Details relating to the type or aim of the analysis or the optimisation
    • G06F2119/02Reliability analysis or reliability optimisation; Failure analysis, e.g. worst case scenario performance, failure mode and effects analysis [FMEA]
    • GPHYSICS
    • G06COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06FELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F2119/00Details relating to the type or aim of the analysis or the optimisation
    • G06F2119/08Thermal analysis or thermal optimisation
    • GPHYSICS
    • G06COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06FELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F2119/00Details relating to the type or aim of the analysis or the optimisation
    • G06F2119/14Force analysis or force optimisation, e.g. static or dynamic forces

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Theoretical Computer Science (AREA)
  • Mathematical Physics (AREA)
  • Fluid Mechanics (AREA)
  • Mathematical Analysis (AREA)
  • Mathematical Optimization (AREA)
  • Computing Systems (AREA)
  • Pure & Applied Mathematics (AREA)
  • Computer Hardware Design (AREA)
  • Evolutionary Computation (AREA)
  • Geometry (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Algebra (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本申请涉及一种高能管道破裂导致设备失效后果评估方法、装置、计算机设备和存储介质。方法包括:识别高能管道;对高能管道进行力学分析,确定高能管道各失效位置;获取高能管道不同破口形式,并根据不同破口形式以及各失效位置,得到各失效位置下不同破口形式的失效影响范围;根据失效影响范围,确定失效影响设备;对失效影响设备进行失效分析,得到设备失效后果;对设备失效后果进行安全目标评估,得到设备失效评估结果。采用本方法能够准确进行设备失效后果评估。

Description

高能管道破裂导致设备失效后果评估方法与装置
技术领域
本申请涉及失效评估领域,特别是涉及一种高能管道破裂导致设备失效后果评估方法、装置、计算机设备、存储介质和计算机程序产品。
背景技术
随着科学技术的发展,以核电厂为例,在核动力厂设计中,必须考虑发生以下内部灾害的可能性:内部水淹、飞射物、管道甩动、喷射流冲击或者破损系统或现场其他设施中的流体释放。因此,出现了对核电厂设备失效后果进行评估的技术,能够对核电厂设备的失效状况进行评估,根据评估结果采取适当的预防和缓解措施,以保证核安全不受到损害。
传统技术中,以我国目前在役数量最多的M310主力堆型为例,对核电厂设备失效后果进行评估一般是通过识别核电厂中重要的高能管道,如主蒸汽管道和主给水管道;其次识别破裂位置并使用力学公式计算相应的甩击力载荷;最后根据经验对甩击力载荷较大的破裂位置设置防甩限制件限制其甩击。然而,这种评估方式不够全面,未覆盖所有的高能管道,未全面评价高能管道破裂后的动力学效应,无法对设备失效后果进行准确的评估。
发明内容
基于此,有必要针对上述技术问题,提供一种准确的高能管道破裂导致设备失效后果评估方法、装置、计算机设备、计算机可读存储介质和计算机程序产品。
一种高能管道破裂导致设备失效后果评估方法,所述方法包括:
识别高能管道;
对所述高能管道进行力学分析,确定高能管道各失效位置;
获取高能管道不同破口形式,并根据所述不同破口形式以及各所述失效位置,得到各所述失效位置下所述不同破口形式的失效影响范围;
根据所述失效影响范围,确定失效影响设备;
对所述失效影响设备进行失效分析,得到设备失效后果;
对所述设备失效后果进行安全目标评估,得到设备失效评估结果。
在其中一个实施例中,所述识别高能管道包括:
获取管道的流体介质性质、流体介质温度、流体介质压力参数、及高能管道预设定义参数;
根据所述流体介质性质、所述流体介质温度、所述流体介质压力参数、及所述高能管道预设定义参数,识别高能管道。
在其中一个实施例中,所述对所述高能管道进行力学分析,确定高能管道失效位置包括:
根据所述高能管道的流体介质性质、流体介质温度、及流体介质压力参数,对所述高能管道的不同位置进行应力分析以及疲劳因子分析,得到所述不同位置的应力值以及疲劳值;
确定所述高能管道中所述应力值大于预设应力阈值、或所述疲劳值大于预设疲劳阈值的对应管道位置为高能管道失效位置。
在其中一个实施例中,所述获取高能管道不同破口形式,并根据所述不同破口形式以及各所述失效位置,得到各所述失效位置下所述不同破口形式的失效影响范围包括:
获取高能管道不同破口形式;
根据所述不同破口形式以及各所述失效位置,得到各所述失效位置下所述不同破口形式的失效形式;
对所述失效形式进行力学分析,确定所述各所述失效位置下所述不同破口形式的失效空间参数;
根据所述失效空间参数,确定各所述失效位置下所述不同破口形式的失效影响范围。
在其中一个实施例中,所述对所述设备失效后果进行安全目标评估,得到设备失效评估结果包括:
获取安全指标以及安全指标参数;
对所述安全指标以及安全指标参数进行目标分解,得到目标分解结果;
根据所述目标分解结果对所述设备失效后果进行评估,得到设备失效评估结果。
在其中一个实施例中,在所述对所述设备失效后果进行安全目标评估,得到设备失效评估结果之后,还包括:
当所述设备失效评估结果未核验通过时,对所述设备失效后果进行热工水力计算以及动力学分析,更新设备失效评估结果。
在其中一个实施例中,所述当所述设备失效评估结果未核验通过时,对所述设备失效后果进行热工水力计算以及动力学分析,更新设备失效评估结果包括:
当所述设备失效评估结果未核验通过时,对所述设备失效后果进行热工水力计算以及动力学分析,得到燃料元件评估结果、堆芯评估结果、放射性评估结果、及载荷评估结果;
根据所述燃料元件评估结果、所述堆芯评估结果、所述放射性评估结果、及所述载荷评估结果,更新设备失效评估结果。
一种高能管道破裂导致设备失效后果评估装置,所述装置包括:
高能管道识别模块,用于识别高能管道;
失效位置确定模块,用于对所述高能管道进行力学分析,确定高能管道各失效位置;
失效范围获取模块,用于获取高能管道不同破口形式,并根据所述不同破口形式以及各所述失效位置,得到各所述失效位置下所述不同破口形式的失效影响范围;
失效设备确定模块,用于根据所述失效影响范围,确定失效影响设备;
失效后果分析模块,用于对所述失效影响设备进行失效分析,得到设备失效后果;
设备失效评估模块,用于对所述设备失效后果进行安全目标评估,得到设备失效评估结果。
一种计算机设备,包括存储器和处理器,所述存储器存储有计算机程序,所述处理器执行所述计算机程序时实现以下步骤:
识别高能管道;
对所述高能管道进行力学分析,确定高能管道各失效位置;
获取高能管道不同破口形式,并根据所述不同破口形式以及各所述失效位置,得到各所述失效位置下所述不同破口形式的失效影响范围;
根据所述失效影响范围,确定失效影响设备;
对所述失效影响设备进行失效分析,得到设备失效后果;
对所述设备失效后果进行安全目标评估,得到设备失效评估结果。
一种计算机可读存储介质。所述计算机可读存储介质,其上存储有计算机程序,所述计算机程序被处理器执行时实现以下步骤:
识别高能管道;
对所述高能管道进行力学分析,确定高能管道各失效位置;
获取高能管道不同破口形式,并根据所述不同破口形式以及各所述失效位置,得到各所述失效位置下所述不同破口形式的失效影响范围;
根据所述失效影响范围,确定失效影响设备;
对所述失效影响设备进行失效分析,得到设备失效后果;
对所述设备失效后果进行安全目标评估,得到设备失效评估结果。
上述高能管道破裂导致设备失效后果评估方法、装置、计算机设备、存储介质和计算机程序产品,识别高能管道;对高能管道进行力学分析,确定高能管道各失效位置;获取高能管道不同破口形式,并根据不同破口形式以及各失效位置,得到各失效位置下不同破口形式的失效影响范围;根据失效影响范围,确定失效影响设备;对失效影响设备进行失效分析,得到设备失效后果;对设备失效后果进行安全目标评估,得到设备失效评估结果。在整个过程中,通过对高能管道进行识别,得到高能管道的失效位置,根据高能管道失效位置以及破口形式来准确得到失效影响设备,进而能够对失效影响设备的失效后果进行准确的安全目标评估。
附图说明
图1为一个实施例中高能管道破裂导致设备失效后果评估方法的应用环境图;
图2为一个实施例中高能管道破裂导致设备失效后果评估方法的流程示意图;
图3为另一个实施例中高能管道破裂导致设备失效后果评估方法的流程示意图;
图4为又一个实施例中高能管道破裂导致设备失效后果评估方法的流程示意图;
图5为一个具体应用实例中高能管道破裂导致设备失效后果评估方法的流程示意图;
图6为一个实施例中高能管道破裂导致设备失效后果评估装置的结构框图;
图7为一个实施例中计算机设备的内部结构图。
具体实施方式
为了使本申请的目的、技术方案及优点更加清楚明白,以下结合附图及实施例,对本申请进行进一步详细说明。应当理解,此处描述的具体实施例仅仅用以解释本申请,并不用于限定本申请。
本申请实施例提供的高能管道破裂导致设备失效后果评估方法,可以应用于高能管道的应用环境,其中,如图1所示,控制平台102通过网络与服务器104进行通信,控制平台102可以向服务器104发送设备失效后果评估指令,设备失效后果评估指令中携带高能管道定义,服务器104接收设备失效后果评估指令,对设备失效后果进行评估。数据存储系统可以存储服务器需要处理的数据。数据存储系统可以集成在服务器上,也可以放在云上或其他网络服务器上。服务器可以用独立的服务器或者是多个服务器组成的服务器集群来实现。
其中,服务器104对高能管道破裂导致设备失效后果进行评估时,可以采用以下方式进行:识别高能管道;对高能管道进行力学分析,确定高能管道各失效位置;获取高能管道不同破口形式,并根据不同破口形式以及各失效位置,得到各失效位置下不同破口形式的失效影响范围;根据失效影响范围,确定失效影响设备;对失效影响设备进行失效分析,得到设备失效后果;对设备失效后果进行安全目标评估,得到设备失效评估结果。
在一个实施例中,如图2所示,提供了一种高能管道破裂导致设备失效后果评估方法,以该方法应用于图1中的服务器104为例进行说明,包括以下步骤:
S100,识别高能管道。
其中,高能管道是所有管道中的一个类别,服务器可以根据获取的所有管道的性质对管道进行类别划分,从而识别高能管道。
具体地,以核电厂中的管道为例,由于核电厂中高能管道失效后产生的效应众多,影响范围广,高能管道的失效可能影响大量的结构、系统和部件,且失效后的甩击射流力能量高,造成的危害极大,因此,需要对核电厂高能管道进行识别,识别的具体方式为:核电厂内的控制平台102可以向服务器104发送核电厂设备失效后果评估指令,核电厂设备失效后果评估指令中携带核电厂高能管道定义,服务器104接收核电厂设备失效后果评估指令,提取携带的核电厂高能管道定义,对核电厂中的高能管道进行识别。
S200,对高能管道进行力学分析,确定高能管道各失效位置。
具体地,以核电厂中的管道为例,识别出核电厂中属于高能管道的管道后,对识别出来的核电厂高能管道的不同位置进行力学分析,得到力学分析的结果,并且根据力学分析的结果,判断高能管道的不同位置是否失效,确定高能管道的各失效位置。
S300,获取高能管道不同破口形式,并根据不同破口形式以及各失效位置,得到各失效位置下不同破口形式的失效影响范围。
其中,破口形式是指高能管道某一位置的失效原因,包括环向破裂、纵向破裂、泄漏裂缝、以及穿壁裂缝。
具体地,不同的破口形式有不同的失效影响范围,根据不同的破口形式,对高能管道各失效位置下由于不同破口形式导致的失效影响范围进行分析,可以得到各失效位置下不同破口形式的失效影响范围。
S400,根据失效影响范围,确定失效影响设备。
具体地,以核电厂中的管道为例,获取核电厂的三维模型,在核电厂三维模型中针对每一个高能管道的不同破口形式导致的失效,来建立失效影响范围的虚拟空间模型,通过碰撞检查识别受到影响的设备,包括直接受到影响的设备,并将确定的失效影响设备都加入失效影响设备的清单。如果发生不同形式的破口后,导致管道破口产生的管道甩击或喷射流冲击影响到大的障碍物如墙体、平台或大的设备,则这些障碍物背后的设备则认为不会受到管道甩击或喷射流冲击的影响,无需放入失效影响设备的清单。
S500,对失效影响设备进行失效分析,得到设备失效后果。
具体地,以核电厂中的管道为例,对确定的失效影响设备失效后导致的核电厂事故情况进行分析,得到设备失效后果。设备失效后果可以是核电厂的安全停堆路径、及核电厂的安全功能等。
S600,对设备失效后果进行安全目标评估,得到设备失效评估结果。
其中,设备失效评估结果是指对设备失效后果进行安全评估后得到的结果,包括可以核验通过以及核验不通过。
具体地,对失效影响设备将会导致的设备失效后果进行安全目标评估,可以得到设备的失效评估结果。
上述高能管道破裂导致设备失效后果评估方法中,识别高能管道;对高能管道进行力学分析,确定高能管道各失效位置;获取高能管道不同破口形式,并根据不同破口形式以及各失效位置,得到各失效位置下不同破口形式的失效影响范围;根据失效影响范围,确定失效影响设备;对失效影响设备进行失效分析,得到设备失效后果;对设备失效后果进行安全目标评估,得到设备失效评估结果。在整个过程中,通过对高能管道进行识别,得到高能管道的失效位置,根据高能管道失效位置以及破口形式来准确得到失效影响设备,进而能够对失效影响设备的失效后果进行准确的安全目标评估。
在一个实施例中,识别高能管道包括:
获取管道的流体介质性质、流体介质温度、流体介质压力参数、及高能管道预设定义参数;根据流体介质性质、流体介质温度、流体介质压力参数、及高能管道预设定义参数,识别高能管道。
其中,流体是能流动的物质,是一种受任何微小剪切力的作用都会连续变形的物体,是液体和气体的总称。
具体地,以核电厂中的管道为例,获取核电厂中所有管道的流体介质性质、流体介质温度、以及流体介质压力参数,并且根据终端发送的高能管道定义得到高能管道预设定义参数,从而根据高能管道预设定义参数对所有管道的流体介质性质、流体介质温度、以及流体介质压力参数一一判断,来识别核电厂高能管道。
以某压水堆核电厂为例,在对核电厂的管道进行高能管道以及中能管道的识别时,高能管道的流体介质温度、以及流体介质压力参数必须满足在电厂正常运行工况下最高运行压力大于等于2MPa(表面压力)或最高运行温度大于等于100℃,才能被识别为高能管道。
进一步地,在根据管道的流体介质性质、流体介质温度、以及流体介质压力参数来确定是否为高能管道的过程中,还会采用一些特殊排除准则对满足特殊排除准则的高能管道进行标识,以便后续考虑不同的失效效应和分析范围。特殊排除准则如2%准则以及LBB(Leak Before Break,破前泄漏)准则,最终形成一份完整的高能管道清单,包括高能管道编号、位置信息(所在厂房和房间)、流体介质温度、流体介质压力参数、管道的管径、管道的壁厚、流体介质性质、是否满足特殊排除准则等。其中,LBB准则是指承载核电厂冷却剂的管道在它发生断裂之前,其泄漏可以被探测到,并采取相应措施,以避免发生冷却剂管道大破口事故。
本实施例中,通过获取管道的流体介质性质、流体介质温度、流体介质压力参数、及高能管道预设定义参数,能够更准确地识别高能管道,且以高能管道作为代表性的管道,能够更有针对性地对管道引起的设备失效后果进行评估。
在一个实施例中,对高能管道进行力学分析,确定高能管道各失效位置包括:
根据高能管道的流体介质性质、流体介质温度、及流体介质压力参数,对高能管道的不同位置进行应力分析以及疲劳因子分析,得到不同位置的应力值以及疲劳值。
具体地,以核电厂中的管道为例,根据高能管道自身的流体介质性质、流体介质温度、流体介质压力参数、以及其他的特性,对高能管道的不同位置进行合理的力学分析,其中,其他的特性还包括高能管道的管径、高能管道的壁厚、高能管道的安全等级、核电厂系统设计时设备布置的复杂性以及布置部分工艺系统的要求等;高能管道的不同位置不仅包括管道自身,还包括管道的固定点、与其余管道或部件的连接处;力学分析包括应力分析以及疲劳因子分析。对高能管道的不同位置进行应力分析以及疲劳因子分析,从而得到高能管道不同位置的应力值及疲劳值。
确定高能管道中应力值大于预设应力阈值、或疲劳值大于预设疲劳阈值的对应管道位置为高能管道失效位置。
其中,高能管道失效位置是指高能管道上破裂,形成破口的位置。
具体地,得到高能管道不同位置的应力值以及疲劳值后,获取高能管道的预设应力阈值以及预设疲劳阈值,根据高能管道的预设应力阈值以及预设疲劳阈值确定高能管道中应力值大于预设应力阈值、或疲劳值大于预设疲劳阈值的对应管道位置,将该对应管道位置作为高能管道失效位置。另外,还可以根据工程经验判断、以及防护物项位置对高能管道失效位置进行全面的确定,并且为每一失效位置编制易于识别的独一无二的编号,形成失效位置清单,包括高能管道失效位置编码、失效的高能管道所在房间和厂房、具体高能管道位置定位信息。
进一步地,以核电厂中的管道为例,除了对高能管道的不同位置进行应力分析以及疲劳因子分析确定的高能管道失效位置外,还可以对高能管道失效后可能对核电厂安全功能造成重大影响的其余失效位置加以考虑,并且如果重大影响的形式是包括水淹、质能释放等全局效应,通常不需要确定具体的破裂位置也可以开展保守分析。
本实施例中,通过对高能管道的不同位置进行应力分析以及疲劳因子分析,可以准确得到高能管道的不同位置中属于失效位置的部分。
在一个实施例中,如图3所示,S300包括:
S320,获取高能管道不同破口形式。
具体地,根据高能管道的特性如流体介质性质、流体介质温度、流体介质压力参数、管径、壁厚、安全等级、焊缝形式(环向还是纵向)与是否应用LBB原则等,来获取高能管道的不同破口形式。
S340,根据不同破口形式以及各失效位置,得到各失效位置下不同破口形式的失效形式。
其中,失效形式是指高能管道在不同破口形式下各种失效的外在表现形式。
具体地,可以根据不同的破口形式来确定不同的失效形式。以核电厂中的管道为例,假想核电厂某个高能管道上的某个失效位置发生单个不同破口形式的失效,结合各失效位置,对各失效位置下不同破口形式的高能管道进行分析,可以得到各失效位置下不同破口形式的失效形式,其中,失效形式包括管道甩击、喷射流冲击、质能释放、以及水淹等效应。
S360,对失效形式进行力学分析,确定各失效位置下不同破口形式的失效空间参数。
具体地,对不同的失效形式进行力学分析,可以是建立几何模型,来计算不同失效形式导致的各失效位置下不同破口形式的失效空间参数。具体可以是先确定管道甩击、喷射流冲击等效应导致的失效空间形状,再确定各形状的失效空间参数,而对于质能释放、水淹等全局效应通常根据实际的厂房布置情况分析扩散路径,来确定各路径的失效空间参数。
进一步地,进行力学分析时,针对部分失效形式,采取的分析方式也不同,以核电厂中的管道为例:
当失效形式为管道甩击时,主要考虑管道环向破口后喷射反作用力推动管道以塑性较为中心,以破口点和塑性铰直线距离为半径进行弧形甩动;
当失效形式为喷射流冲击时,由于喷射流形状相对复杂,核电厂高能管道内流体温度均高于周围环境压力下的饱和温度,因此其在破口出口平面处造成两相临界流,在出口平面处的流体压力通常比环境压力高。当流体离开管道破裂区域后,随着喷射流的压力从破口平面处的较高压力降到喷射流周围的大气压力,流体发生膨胀。因此,对于两个分离的管道端部没有受到实体约束的环向破裂,假定两管端移动到彼此叉开,两个破口喷射互不影响;对于受到实体约束在破裂后不能显著分离的环向破裂,假定喷射流中心线垂直于管道中心线,周向环绕360度;对于纵向破裂,喷射流形状为圆形,破口处喷射流的中心线垂直于破口管道的中心线。
S380,根据失效空间参数,确定各失效位置下不同破口形式的失效影响范围。
具体地,根据得到的失效空间参数,可以逐一确定各失效位置下不同破口形式的失效影响范围。
进一步地,不同破口形式的失效影响范围不同。以核电厂失效管道位置在安全壳大空间为例,当失效形式为水淹时,水淹通过孔洞、栅格流入水池,不影响系统和设备;当失效形式为质能释放时,压力分布在大空间,设备经过鉴定分析后认为不受影响;当失效形式为管道甩击时,根据管道布置特点,甩击不影响系统和设备;当失效形式为喷射流冲击时,仅需要考虑射流的影响,根据破口出口平面处喷射流体的状态参数,以及喷射流的初始自由膨胀(膨胀至当地的环境压力),两相流的喷射特点,计算构建出破口处喷射流几何形状和方向的分析模型,从而根据失效空间参数,得到失效影响范围。
以某压水堆核电厂某一高能管道,失效形式为喷射流冲击为例,基于三维模型,使用三维工具根据喷射几何参数建立喷射锥,并使用碰撞检查模块来识别筛选受影响的设备,此外,核电厂中结构和系统也会受到影响。识别喷射锥内所有物项,其次检查期间需要考虑防护挡板、物项的遮挡关系;需要考虑受影响结构失效后导致新增的受影响的设备,最终形成需要分析的设备清单,最终得到失效影响设备包括1环路水位仪表接管、反应堆冷却剂泵压差仪表接管、过渡段疏水管线、与一回路直接相连的注硼管线、化学和容积控制系统下泄管线、反应堆冷却剂泵压差测量仪表一次隔离阀、压差式水位计一次隔离阀等。
本实施例中,通过得到各失效位置下不同破口形式的失效形式,并对失效形式进行力学分析,能够准确确定各失效位置下不同破口形式的失效影响范围。
在一个实施例中,如图4所示,对设备失效后果进行安全目标评估,得到设备失效评估结果包括:
S620,获取安全指标以及安全指标参数。
其中,安全指标是需要满足的总体指标,安全指标参数是指满足基本安全功能的一系列指标。
具体地,以管道在核电厂为例,本申请中获取的安全指标和安全指标参数是核电厂的安全指标以及安全指标参数,安全指标参数包括控制反应性、排出堆芯余热、导出乏燃料贮存设施所贮存燃料的热量、包容放射性物质、屏蔽辐射、控制放射性的计划排放、以及限制事故的放射性释放等。
S640,对安全指标以及安全指标参数进行目标分解,得到目标分解结果。
其中,目标分解是指针对不同破口形式导致的事故对安全指标以及安全指标参数进行细分。
具体地,以核电厂为例,对核电厂安全指标以及安全指标参数进行分解,得到目标分解结果。
进一步地,对目标分解结果进行分析,还可以确定高能管道失效后的防护要求为:采取合理可行的措施来降低高能管道破裂的可能性;对于不允许失效的设备,高能管道破裂不应对其造成受到不可接受的影响;应防止由不构成冷却剂流失事故的高能管道破裂所产生的影响引发冷却剂流失事故;应防止任意高能管道破裂导致反应堆冷却剂系统不同环路或同一环路不同管段同时发生破裂或泄漏;在失去一回路冷却剂的工况下,为防止放射性泄漏,应确保安全壳和管道贯穿区域的完整性以及安全壳隔离阀的可运行性;高能管道破裂不应影响主控室的可居留性;主控室及周围不应布置高能管道。
S660,根据目标分解结果对设备失效后果进行评估,得到设备失效评估结果。
具体地,以核电厂为例,对失效影响设备导致的核电厂功能和完整性丧失后果,即设备失效后果,进行逐一详细分析,得到分析结果,并根据得到的目标分解结果,将分析结果归纳在目标分解结果中。如可以梳理高能管道破裂后需要保证的安全要素和安全停堆路径。当高能管道某一位置的破口形式属于DBC(Design Basis Condition,设计基准公况)-3/DBC-4时,具体可以是结合设备失效后果的安全停堆路径进行设备失效后果的分解,并归纳在目标分解结果中;一种当高能管道某一位置的破口形式不属于DBC-3/DBC-4,而是单纯的高能管道破口时,则需要根据受影响物项、结合核电厂安全系统配置、安全重要物项的设置进行设备失效后果的分解,并归纳在目标分解结果中。判断归纳在目标分解结果中的设备失效后果的分解是否满足目标分解结果,以此得到设备失效评估结果,设备评估结果为核验通过或是未核验通过,其中,对设备失效评估结果为未核验通过的情况进行分类,可以是涉及到多处RCPB(Reactor Coolant Pressure Boundary,反应堆冷却剂压力边界)和SSPB(Secondary Side Pressure Boundary,二次侧压力边界)破口、安全指标受到不可接受影响、安全停堆路径无法维持、以及引发新的DBC-3/DBC-4事故的情况。
进一步地,以某压水堆核电厂某一高能管道为例,还应考虑为管道甩击或喷射流冲击的失效形式可能引起的名义尺寸较小的被撞击管道分别发生环向破裂和纵向破裂,并可能引起名义尺寸相同或较大而壁厚相等或较薄的管道发生穿壁裂纹。通过识别发现影响的管道均为与一回路直接相连的支管,分布在热管段、冷管段、过渡段上,名义直径小于始发破口的高能管道,导致一回路压力边界多处破口,根据核电厂安全指标,排除堆芯余热的安全功能受到影响,将其归为一类,对其进行热工水力的计算分析。
本实施例中,通过获取安全指标以及安全指标参数,能够对失效影响设备进行更准确的安全目标评估,能够判断失效影响设备导致的失效后果是否能够满足安全指标,从而更好的对失效设备进行评估。
在一个实施例中,在对设备失效后果进行安全目标评估,得到设备失效评估结果之后,还包括:
当设备失效评估结果未核验通过时,对设备失效后果进行热工水力计算以及动力学分析,更新设备失效评估结果。
具体地,当设备失效评估结果为未核验通过时,需开展补充计算的二次分析,包括热工水力分析以及动力学分析,动力学分析包括喷射流冲击力和管道甩动力分析,此外,还可以采用场景核实的二次分析方法。设备失效评估结果中的分类不同,对未核验通过的设备失效后果的补充分析措施也会存在不同。
本实施例中,通过对设备失效评估结果未核验通过进行二次分析,能够对设备失效评估结果进行更准确的评估。
在一个实施例中,当设备失效评估结果未核验通过时,对设备失效后果进行热工水力计算以及动力学分析,更新设备失效评估结果包括:
当设备失效评估结果未核验通过时,对设备失效后果进行热工水力计算以及动力学分析,得到燃料元件评估结果、堆芯评估结果、放射性评估结果、及载荷评估结果。
具体地,以核电厂为例,当设备失效评估结果未核验通过时,对设备失效后果进行热工水力计算以及动力学分析,如可以针对未核验通过的设备失效评估结果中涉及到多处RCPB和(或)SSPB破口开展热工水力分析,从堆芯后果和设备鉴定两方面出发,考虑所有失效管道的管径、破口形式、破口流率以及始发事件所属的工况分类,进行破口形式的热工水力计算,使用不同破口形式下的验收准则,包括判定燃料元件的破损程度、堆芯几何形状的破坏程度、是否可正常进行堆芯冷却以及放射性后果(有效剂量、甲状腺当量剂量)等,得到核电厂燃料元件评估结果、堆芯评估结果、放射性评估结果;也可以针对未核验通过的设备失效评估结果中停堆路径无法维持以及引发新的DBC-3/DBC-4事故的情况对管道破裂后的效应载荷如喷射流冲击载荷或管道甩动载荷进行动力学计算,分析失效影响设备此载荷的承受能力,如完整性是否能够保证、是否产生裂纹、是否产生穿透等,得到载荷评估结果。
根据燃料元件评估结果、堆芯评估结果、放射性评估结果、及载荷评估结果,更新设备失效评估结果。
根据得到的燃料元件评估结果、堆芯评估结果、放射性评估结果、及载荷评估结果,更新设备失效评估结果,再次判断设备失效评估结果是否核验通过。
本实施例中,通过获取燃料元件评估结果、堆芯评估结果、放射性评估结果、及载荷评估结果,能够具体对设备失效评估结果进行二次分析,提高设备失效后果评估的准确性。
在一个实施例中,如果设备失效评估结果的二次分析仍然是未核验通过,根据设备失效评估结果识别高能管道设计中潜在的薄弱环节,可以进行适当合理的设计改进或增加防护措施。如安全重要的系统应尽量远离高能管道;利用墙体、楼板等结构隔离高能管道破裂的效应,用于隔离的墙体、楼板等结构应能承受高能管道破裂后的甩击、射流、质能释放等载荷,在载荷作用下保证完整性;在隔离措施不足的场所,应提供额外的屏障,如挡板或防护罩;在已有的隔离、屏障不能提供足够的保护时,设置管道防甩件限制管道的甩击等。
在一个实施例中,将以每个高能管道破口位置为单位形成相应的表格,得到高能管道破裂安全分析表,如表1所示:
表1高能管道破裂安全分析表
从表1中看出,高能管道破裂安全分析表包括源项信息(如高能管道破口编码、房间号、管道尺寸、始发破口事件类型、始发破口事件说明、始发破口管道失效位置说明)、受影响物项信息(受影响管道、设备、电缆桥架、失效效应类型、RCPB或SSPB破口、物项完整性功能要求、物项可运行性功能要求、是否引发其他DBC-3/DBC-4事故、功能分析)、分析过程。
在一个实施例中,在具体应用中,以核电厂为例,核电厂高能管道破裂导致设备失效后果评估方法流程图可以如图5所示,首先会提出高能管道定义;再根据提出的高能管道定义得到管道预设定义参数,以此从核电厂的所有管道中识别和筛选高能管道,并对核电厂高能管道的不同位置进行应力分析以及疲劳因子分析,确定高能管道各失效位置;再获取高能管道不同破口形式,根据不同失效形式破口形式以及各失效位置,得到各失效位置下不同失效形式破口形式的失效后果形式,对失效后果失效形式进行力学分析,识别高能管道失效效应的失效影响范围;根据失效影响范围,确定核电厂内失效影响结构、系统和设备;并对高能管道导致的设备失效后果进行安全分析,即进行安全目标评估,并对安全目标评估的结果进行分类,得到第一次设备失效评估结果。当第一次设备失效评估结果属于未核验通过,即后果不能接收的情况,即进行补充计算分析,对设备失效后果进行热工水力计算以及动力学分析,更新设备失效评估结果;如果更新的设备失效评估结果还是未核验通过时,就对高能管道进行防护或设计改进,其中,防护和设计改进需要满足防护设计要求,防护设计要求是对核电厂安全指标以及安全指标参数进行目标分解得到的。而当第一次设备失效评估结果属于核验通过,或者第一次设备失效评估结果未核验通过、更新的设备失效评估结果核验通过时,完成防护设计。
应该理解的是,虽然如上的各实施例所涉及的流程图中的各个步骤按照箭头的指示依次显示,但是这些步骤并不是必然按照箭头指示的顺序依次执行。除非本文中有明确的说明,这些步骤的执行并没有严格的顺序限制,这些步骤可以以其它的顺序执行。而且,如上的各实施例所涉及的流程图中的至少一部分步骤可以包括多个步骤或者多个阶段,这些步骤或者阶段并不必然是在同一时刻执行完成,而是可以在不同的时刻执行,这些步骤或者阶段的执行顺序也不必然是依次进行,而是可以与其它步骤或者其它步骤中的步骤或者阶段的至少一部分轮流或者交替地执行。
基于同样的发明构思,本申请实施例还提供了一种用于实现上述所涉及的设备失效后果评估方法的设备失效后果评估装置。该装置所提供的解决问题的实现方案与上述方法中所记载的实现方案相似,故下面所提供的一个或多个设备失效后果评估装置实施例中的具体限定可以参见上文中对于设备失效后果评估方法的限定,在此不再赘述。
在一个实施例中,如图6所示,提供了一种高能管道破裂导致设备失效后果评估装置,包括:高能管道识别模块100、失效位置确定模块200、失效范围获取模块300、失效设备确定模块400、失效后果分析模块500和设备失效评估模块600,其中:
高能管道识别模块100,用于识别高能管道。
失效位置确定模块200,用于对高能管道进行力学分析,确定高能管道各失效位置。
失效范围获取模块300,用于获取高能管道不同破口形式,并根据不同破口形式以及各失效位置,得到各失效位置下不同破口形式的失效影响范围。
失效设备确定模块400,用于根据失效影响范围,确定失效影响设备。
失效后果分析模块500,用于对失效影响设备进行失效分析,得到设备失效后果。
设备失效评估模块600,用于对设备失效后果进行安全目标评估,得到设备失效评估结果。
在一个实施例中,高能管道识别模块100还用于获取管道的流体介质性质、流体介质温度、流体介质压力参数、及高能管道预设定义参数;根据流体介质性质、流体介质温度、流体介质压力参数、及高能管道预设定义参数,识别高能管道。
在一个实施例中,失效位置确定模块200还用于根据高能管道的流体介质性质、流体介质温度、及流体介质压力参数,对高能管道的不同位置进行应力分析以及疲劳因子分析,得到不同位置的应力值以及疲劳值;确定高能管道中应力值大于预设应力阈值、或疲劳值大于预设疲劳阈值的对应管道位置为高能管道失效位置。
在一个实施例中,失效范围获取模块300还用于获取高能管道不同破口形式;根据不同破口形式以及各失效位置,得到各失效位置下不同破口形式的失效形式;对失效形式进行力学分析,确定各失效位置下不同破口形式的失效空间参数;根据失效空间参数,确定各失效位置下不同破口形式的失效影响范围。
在一个实施例中,设备失效评估模块600还用于获取安全指标以及安全指标参数;对安全指标以及安全指标参数进行目标分解,得到目标分解结果;根据目标分解结果对设备失效后果进行评估,得到设备失效评估结果。
在一个实施例中,还包括二次评估模块,二次评估模块还用于当设备失效评估结果未核验通过时,对设备失效后果进行热工水力计算以及动力学分析,更新设备失效评估结果。
在一个实施例中,二次评估模块还用于当设备失效评估结果未核验通过时,对设备失效后果进行热工水力计算以及动力学分析,得到燃料元件评估结果、堆芯评估结果、放射性评估结果、及载荷评估结果;根据燃料元件评估结果、堆芯评估结果、放射性评估结果、及载荷评估结果,更新设备失效评估结果。
上述设备失效后果评估装置中的各个模块可全部或部分通过软件、硬件及其组合来实现。上述各模块可以硬件形式内嵌于或独立于计算机设备中的处理器中,也可以以软件形式存储于计算机设备中的存储器中,以便于处理器调用执行以上各个模块对应的操作。
在一个实施例中,提供了一种计算机设备,该计算机设备可以是服务器,其内部结构图可以如图7所示。该计算机设备包括处理器、存储器、输入/输出接口(Input/Output,简称I/O)和通信接口。其中,处理器、存储器和输入/输出接口通过系统总线连接,通信接口通过输入/输出接口连接到系统总线。其中,该计算机设备的处理器用于提供计算和控制能力。该计算机设备的存储器包括非易失性存储介质和内存储器。该非易失性存储介质存储有操作系统、计算机程序和数据库。该内存储器为非易失性存储介质中的操作系统和计算机程序的运行提供环境。该计算机设备的数据库用于存储设备失效评估结果等数据。该计算机设备的输入/输出接口用于处理器与外部设备之间交换信息。该计算机设备的通信接口用于与外部的终端通过网络连接通信。该计算机程序被处理器执行时以实现一种设备失效后果评估方法。
本领域技术人员可以理解,图7中示出的结构,仅仅是与本申请方案相关的部分结构的框图,并不构成对本申请方案所应用于其上的计算机设备的限定,具体的计算机设备可以包括比图中所示更多或更少的部件,或者组合某些部件,或者具有不同的部件布置。
在一个实施例中,还提供了一种计算机设备,包括存储器和处理器,存储器中存储有计算机程序,该处理器执行计算机程序时实现上述各方法实施例中的步骤。
在一个实施例中,提供了一种计算机可读存储介质,其上存储有计算机程序,该计算机程序被处理器执行时实现上述各方法实施例中的步骤。
在一个实施例中,提供了一种计算机程序产品,包括计算机程序,该计算机程序被处理器执行时实现上述各方法实施例中的步骤。
本领域普通技术人员可以理解实现上述实施例方法中的全部或部分流程,是可以通过计算机程序来指令相关的硬件来完成,所述的计算机程序可存储于一非易失性计算机可读取存储介质中,该计算机程序在执行时,可包括如上述各方法的实施例的流程。其中,本申请所提供的各实施例中所使用的对存储器、数据库或其它介质的任何引用,均可包括非易失性和易失性存储器中的至少一种。非易失性存储器可包括只读存储器(Read-OnlyMemory,ROM)、磁带、软盘、闪存、光存储器、高密度嵌入式非易失性存储器、阻变存储器(ReRAM)、磁变存储器(Magnetoresistive Random Access Memory,MRAM)、铁电存储器(Ferroelectric Random Access Memory,FRAM)、相变存储器(Phase Change Memory,PCM)、石墨烯存储器等。易失性存储器可包括随机存取存储器(Random Access Memory,RAM)或外部高速缓冲存储器等。作为说明而非局限,RAM可以是多种形式,比如静态随机存取存储器(Static Random Access Memory,SRAM)或动态随机存取存储器(Dynamic RandomAccess Memory,DRAM)等。本申请所提供的各实施例中所涉及的数据库可包括关系型数据库和非关系型数据库中至少一种。非关系型数据库可包括基于区块链的分布式数据库等,不限于此。本申请所提供的各实施例中所涉及的处理器可为通用处理器、中央处理器、图形处理器、数字信号处理器、可编程逻辑器、基于量子计算的数据处理逻辑器等,不限于此。
以上实施例的各技术特征可以进行任意的组合,为使描述简洁,未对上述实施例中的各个技术特征所有可能的组合都进行描述,然而,只要这些技术特征的组合不存在矛盾,都应当认为是本说明书记载的范围。
以上所述实施例仅表达了本申请的几种实施方式,其描述较为具体和详细,但并不能因此而理解为对本申请专利范围的限制。应当指出的是,对于本领域的普通技术人员来说,在不脱离本申请构思的前提下,还可以做出若干变形和改进,这些都属于本申请的保护范围。因此,本申请的保护范围应以所附权利要求为准。

Claims (10)

1.一种高能管道破裂导致设备失效后果评估方法,其特征在于,所述方法包括:
识别高能管道;
对所述高能管道进行力学分析,确定高能管道各失效位置;
获取高能管道不同破口形式,并根据所述不同破口形式以及各所述失效位置,得到各所述失效位置下所述不同破口形式的失效影响范围;
根据所述失效影响范围,确定失效影响设备;
对所述失效影响设备进行失效分析,得到设备失效后果;
对所述设备失效后果进行安全目标评估,得到设备失效评估结果。
2.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,所述识别高能管道包括:
获取管道的流体介质性质、流体介质温度、流体介质压力参数、及高能管道预设定义参数;
根据所述流体介质性质、所述流体介质温度、所述流体介质压力参数、及所述高能管道预设定义参数,识别高能管道。
3.根据权利要求2所述的方法,其特征在于,所述对所述高能管道进行力学分析,确定高能管道失效位置包括:
根据所述高能管道的流体介质性质、流体介质温度、及流体介质压力参数,对所述高能管道的不同位置进行应力分析以及疲劳因子分析,得到所述不同位置的应力值以及疲劳值;
确定所述高能管道中所述应力值大于预设应力阈值、或所述疲劳值大于预设疲劳阈值的对应管道位置为高能管道失效位置。
4.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,所述获取高能管道不同破口形式,并根据所述不同破口形式以及各所述失效位置,得到各所述失效位置下所述不同破口形式的失效影响范围包括:
获取高能管道不同破口形式;
根据所述不同破口形式以及各所述失效位置,得到各所述失效位置下所述不同破口形式的失效形式;
对所述失效形式进行力学分析,确定所述各所述失效位置下所述不同破口形式的失效空间参数;
根据所述失效空间参数,确定各所述失效位置下所述不同破口形式的失效影响范围。
5.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,所述对所述设备失效后果进行安全目标评估,得到设备失效评估结果包括:
获取安全指标以及安全指标参数;
对所述安全指标以及安全指标参数进行目标分解,得到目标分解结果;
根据所述目标分解结果对所述设备失效后果进行评估,得到设备失效评估结果。
6.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,在所述对所述设备失效后果进行安全目标评估,得到设备失效评估结果之后,还包括:
当所述设备失效评估结果未核验通过时,对所述设备失效后果进行热工水力计算以及动力学分析,更新设备失效评估结果。
7.根据权利要求6所述的方法,其特征在于,所述当所述设备失效评估结果未核验通过时,对所述设备失效后果进行热工水力计算以及动力学分析,更新设备失效评估结果包括:
当所述设备失效评估结果未核验通过时,对所述设备失效后果进行热工水力计算以及动力学分析,得到燃料元件评估结果、堆芯评估结果、放射性评估结果、及载荷评估结果;
根据所述燃料元件评估结果、所述堆芯评估结果、所述放射性评估结果、及所述载荷评估结果,更新设备失效评估结果。
8.一种高能管道破裂导致设备失效后果评估装置,其特征在于,所述装置包括:
高能管道识别模块,用于识别高能管道;
失效位置确定模块,用于对所述高能管道进行力学分析,确定高能管道各失效位置;
失效范围获取模块,用于获取高能管道不同破口形式,并根据所述不同破口形式以及各所述失效位置,得到各所述失效位置下所述不同破口形式的失效影响范围;
失效设备确定模块,用于根据所述失效影响范围,确定失效影响设备;
失效后果分析模块,用于对所述失效影响设备进行失效分析,得到设备失效后果;
设备失效评估模块,用于对所述设备失效后果进行安全目标评估,得到设备失效评估结果。
9.一种计算机设备,包括存储器和处理器,所述存储器存储有计算机程序,其特征在于,所述处理器执行所述计算机程序时实现权利要求1至7中任一项所述的方法的步骤。
10.一种计算机可读存储介质,其上存储有计算机程序,其特征在于,所述计算机程序被处理器执行时实现权利要求1至7中任一项所述的方法的步骤。
CN202310450850.0A 2023-04-20 2023-04-20 高能管道破裂导致设备失效后果评估方法与装置 Pending CN116644679A (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202310450850.0A CN116644679A (zh) 2023-04-20 2023-04-20 高能管道破裂导致设备失效后果评估方法与装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202310450850.0A CN116644679A (zh) 2023-04-20 2023-04-20 高能管道破裂导致设备失效后果评估方法与装置

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN116644679A true CN116644679A (zh) 2023-08-25

Family

ID=87617808

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202310450850.0A Pending CN116644679A (zh) 2023-04-20 2023-04-20 高能管道破裂导致设备失效后果评估方法与装置

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN116644679A (zh)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101708168B1 (ko) 3차원 전산유체해석 기반의 배관 감육 예측 및 평가 장치 및 그 방법
Fu et al. Towards a probabilistic approach for risk analysis of nuclear-powered icebreakers using FMEA and FRAM
Bourga et al. Leak-before-break: Global perspectives and procedures
Chou et al. Structural reliability evaluation on the pressurized water reactor pressure vessel under pressurized thermal shock events
Jeon et al. Identification of Hydrogen Flammability in steam generator compartment of OPR1000 using MELCOR and CFX codes
CN116644679A (zh) 高能管道破裂导致设备失效后果评估方法与装置
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
Slater et al. Toward a dedicated failure flow arrestor function methodology
Zhou et al. Probabilistic Analysis of Domino Effects by Using a Matrix‐Based Simulation Approach
Peplow et al. Calculating nuclear power plant vulnerability using integrated geometry and event/fault-tree models
Kanik et al. Full scope 3D analysis of a VVER-1000 containment pressurization during a LB-LOCA by employing AutoCAD and GOTHIC code
Makhutov et al. Probability Modeling Taking into Account Nonlinear Processes of a Deformation and Fracture for the Equipment of Nuclear Power Plants
Choi et al. Steam‐Jet Evaluation for Predicting Leakage Behavior and Interpretation of Experimental Verification
Dillstroem et al. ProLBB-A Probabilistic Approach to Leak Before Break Demonstration
Lydell The probability of pipe failure on the basis of operating experience
KR102592748B1 (ko) 3차원 전산해석코드를 활용하여 중대사고 시 격납건물 내 국소 수소농도를 판단하는 방법
CN117764396A (zh) 一种核电厂高能管道破裂水淹风险评估方法及计算装置
Abdul Aziz et al. ALARP demonstration in management of change using quantitative Bowtie analysis risk assessment tool for an offshore gas platform
Brigante et al. Probabilistic Leak Before Break
Berg et al. Probabilistic assessment of nuclear power plant protection against external explosions
Stefanini et al. Probabilistic leak before break
Asayama et al. Implementation of Reliability Evaluation Into JSME Fast Reactor Codes: 1—Current Status and Path Forward
Gorynov et al. Methodology for Analysis of Internal Influences on NPP Safety
Ramakrishnan et al. Reliability comparison of natural convection and forced circulation configurations of a FBR thermo-siphon decay heat removal system
D’Auria et al. Thermal–hydraulic performance of confinement system of RBMK in case of accidents

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