[发明专利]非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法及系统

说明书

本发明涉及非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法及系统，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。

技术领域

本发明涉及核电安全技术领域，具体为非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法及系统。

背景技术

本部分的陈述仅仅是提供了与本发明相关的背景技术信息，不必然构成在先技术。

核电厂概率安全评价(PSA)，将整个核电系统的失效概率通过结构的逻辑性推理与其各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来，从而找出各种事故发生频率并进行安全评价。

针对第三代AP系列非能动核电厂PSA中，地坑滤网和内置换料水箱滤网的堵塞对电厂堆芯损伤频率有较高的重要度，在不同的事故工况下，核电厂内产生的碎片数量有所不同，滤网堵塞的数据必将有所不同，而当前针对各种事故工况下均直接采用相同的堵塞数据会带来较大的不确定性。

例如在现有的PSA模型中，地坑滤网堵塞失效采用了先进轻水反应堆用户要求文件中常规过滤器运行期间堵塞失效率推荐值；或是考虑由于IRWST(内置换料水箱)对应的滤网设有管道相互连接，只有这些滤网同时堵塞才会引起滤网堵塞，因此将IRWST滤网堵塞失效模化为一个基本事件，连入IRWST子系统故障树中，从而得到堵塞失效概率值；因此，在不同的事故工况下，核电厂内产生的碎片数量不同，相应的滤网堵塞的数据不同，而当前针对各种事故工况下均直接采用相同的堵塞数据会带来较大的不确定性。

发明内容

为了解决上述背景技术中存在的至少一项技术问题，本发明提供非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法及系统，能够充分反映第三代AP系列非能动核电厂的设计特点、滤网类型及布置、不同事故工况下碎片的类型、数量及迁移路径等，有效的降低原有滤网模化方法带来的不确定性，得到更符合电厂实际的风险见解。

为了实现上述目的，本发明采用如下技术方案：

本发明的第一个方面提供非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法，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。

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；

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。

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迁移路径，具体为：