[发明专利]非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法及系统

权利要求书

1.非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法，其特征在于，包括以下步骤：

根据核电厂固有碎片量和预期事故后化学反应产物中的碎片量，确定核电厂潜在的碎片总量x；

根据核电厂中不同破口位置产生碎片的数量和种类分析碎片的迁移路径；

利用核电厂设备可靠性数据库，得到某一事故类型下，发生地坑堵塞的概率分布，并根据滤网失效率r与核电厂潜在的碎片量x、破口大小y和破口位置z之间的关系，得到碎片迁移到滤网上并累积的过程；

根据x、y和z的大小划分工况，确定各工况下滤网堵塞失效率的取值，根据不同工况下的取值结果进行PSA建模。

2.如权利要求1所述的非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法，其特征在于，根据核电厂固有碎片量和预期事故后化学反应产物中的碎片量，确定核电厂潜在的碎片总量x，具体为：

根据核电厂中的碎片样品，确定潜在碎片的特征；

根据潜在碎片的特征、安全壳内碎片可能沉积的构筑物表面特性、碎片样品，确定压水堆运行状态下各构筑物表面的碎片负荷率，得到核电厂固有碎片量。

3.如权利要求2所述的非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法，其特征在于，根据核电厂固有碎片量和预期事故后化学反应产物中的碎片量，确定核电厂潜在的碎片总量x，还包括：

根据事故后的化学反应物，确定核电厂预期化学沉淀物的构成及数量，得到预期事故后化学反应产物中的碎片量，并与核电厂固有碎片量相加，得到核电厂潜在的碎片总量x。

4.如权利要求1所述的非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法，其特征在于，根据核电厂中不同破口位置产生碎片的数量和种类分析碎片的迁移路径，具体为：

压力容器直接注入管线破裂，产生迁移至堆芯的最大碎片量；

稳压器顶部的自动卸压系统管线破裂，产生迁移至内置换料水箱滤网的最大碎片量；

堆芯补水箱入口管线破裂，产生迁移至地坑滤网的最大碎片量；

滤网失效率r与电厂潜在的碎片量x、破口大小y和破口位置z有关，即r＝f(x，y，z)。

5.如权利要求1所述的非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法，其特征在于，根据x、y和z的大小划分工况，确定各工况下滤网堵塞失效率的取值，具体为：

当0≤y＜y1时，y1为设定的第一阈值，该工况为第一类工况；

当y1≤y＜y2时，y2为设定的第二阈值，该工况为第二类工况；

当y2≤y＜y3时，y3为设定的第三阈值，该工况为第三类工况。

6.如权利要求5所述的非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法，其特征在于，所述第一类工况为产生碎片量最少的瞬态和小破口冷却剂丧失类事故工况。

7.如权利要求5所述的非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法，其特征在于，所述第二类工况为产生中等碎片量的中破口冷却剂丧失事故和自动卸压系统误动作事件工况。

8.如权利要求5所述的非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法，其特征在于，所述第三类工况为产生最大碎片量的大破口冷却剂丧失事故、堆芯补水箱管道破裂和安注管线破裂工况。

9.非能动核电厂的滤网失效PSA模型化系统，其特征在于，包括：

潜在碎片源分析单元，被配置为：根据核电厂固有碎片量和预期事故后化学反应产物中的碎片量，确定核电厂潜在的碎片总量x；

破口位置与碎片迁徙路径分析单元，被配置为：根据核电厂中不同破口位置产生碎片的数量和种类分析碎片的迁移路径；

滤网与堵塞模式分析单元，被配置为：利用核电厂设备可靠性数据库，得到某一事故类型下，发生地坑堵塞的概率分布，并根据滤网失效率r与核电厂潜在的碎片量x、破口大小y和破口位置z之间的关系，得到碎片迁移到滤网上并累积的过程；

工况划分及风险评价单元，被配置为：根据x、y和z的大小划分工况，确定各工况下滤网堵塞失效率的取值，根据不同工况下的取值结果进行PSA建模。

10.如权利要求9所述的非能动核电厂的滤网失效PSA模型化系统，其特征在于，还具有PSA模型化单元，被配置为：建立房形事件分别代表三类事故工况，在各个事件树中，通过调用相应的边界条件，来选用相应的滤网堵塞失效数据，实现滤网堵塞失效的PSA模型化。