CN112163298A - 严重事故卸压阀内部环境条件分析方法、设备及存储介质 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种严重事故卸压阀内部环境条件分析方法、设备及存储介质，该方法包括：建立反应堆严重事故计算分析模型；选取适用于卸压阀门内部环境条件分析的始发事件；确定卸压阀门开启时间窗口、需要保持开启的时间；使用建立的计算分析模型，对选择的始发事件，进行阀门开启时间及开启数量的敏感性分析，得到分析结果；对分析结果进行对比分析，得到可用于专用卸压阀设备可用性分析的阀门内部环境条件。本发明通过对需要卸压的高压严重事故序列筛选、及敏感性分析，对受到多种因素综合影响的阀门内部环境条件进行分析并可以覆盖部分严重事故下的不确定性，得到本发明分析方法；满足严重事故专用卸压阀设备可用性分析的条件要求。

Description

严重事故卸压阀内部环境条件分析方法、设备及存储介质
技术领域
本发明涉及核电厂反应堆安全***设计技术领域，具体涉及严重事故卸压阀内部环境条件分析方法、设备及存储介质。
背景技术
严重事故卸压是重要的严重事故管理措施，用于防止发生高压熔喷现象，保护安全壳完整性。三代核电厂均设置了专门用于严重事故下的强制卸压***，通过开启卸压阀门，在反应堆压力容器破损前将一回路压力降低到可以避免高压熔喷的水平。
要保证卸压阀门在严重事故下能执行其功能，需要对其运行工况下的可用性进行分析。可用性分析使用的环境条件要求在HAD102/08中提出，3.3节设计基准要求：“冷却剂***和部件的设计基准是由性能要求和***部件执行其所要求的功能时所处的环境条件规定的。必须根据对正常运行和极限假设始发事件等运行工况的分析结果确定这些要求和条件。”
严重事故专用卸压阀设备鉴定需要阀门在严重事故下的内部环境条件即通过阀门的流体状态作为输入，进行阀门的可用性分析。但在严重事故下开启卸压阀门，通过阀门的介质状态受到堆芯融化坍塌进程、安全***是否投入、开阀时间、开阀数量、稳压器水位等多种因素的影响，并且考虑到严重事故的不确定性，难以直接确定可用于分析阀门在严重事故下可用性的极限工况。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是针对核电厂严重事故专用卸压阀门目前缺乏对严重事故专用设备的可用性分析经验，目的在于提供一种严重事故卸压阀内部环境条件分析方法、设备及存储介质，本发明从针对严重事故卸压阀门设备可用性分析的需求出发，研究了一套通过严重事故序列筛选、敏感性分析，对受到多种因素综合影响的阀门内部环境条件进行分析，能够对严重事故下卸压过程中阀门可能经历的状态进行分析，得到阀门的内部环境条件，可应用于严重事故专用卸压阀设备可用性分析。
本发明具体通过对需要卸压的高压严重事故序列筛选、及敏感性分析，对受到多种因素综合影响的阀门内部环境条件进行分析并可以覆盖部分严重事故下的不确定性，得到可用于阀门可用性分析的阀门内部环境条件的分析方法；从而满足严重事故专用卸压阀设备可用性分析的条件要求。
本发明通过下述技术方案实现：
第一方面，本发明提供了一种核电厂严重事故后卸压阀门内部环境条件分析方法，该方法包括以下步骤：
S1：根据电厂***设计，使用反应堆冷却剂***和安全壳的一体化事故仿真工具，建立反应堆严重事故计算分析模型，模拟严重事故后的事故进程；
S2：根据步骤S1建立的所述反应堆严重事故计算分析模型进行初步计算，从多个高压熔堆严重事故序列中选取适用于卸压阀门内部环境条件分析的始发事件；
S3：确定卸压阀门的应用场景信息，所述卸压阀门的应用场景信息包括卸压阀门开启时间窗口，以及需要保持开启的时间；
S4：使用步骤S1建立的所述反应堆严重事故计算分析模型，对步骤S2选择的始发事件，根据步骤S3得到的应用场景信息进行阀门开启时间及开启数量的敏感性分析，得到分析结果；
S5：对步骤S4的分析结果进行对比分析，得到可用于专用卸压阀设备可用性分析的阀门内部环境条件。
工作原理是：
针对核电厂严重事故专用卸压阀门目前缺乏对严重事故专用设备的可用性分析经验，本发明从针对严重事故卸压阀门设备可用性分析的需求出发，研究了一套通过严重事故序列筛选、敏感性分析，对受到多种因素综合影响的阀门内部环境条件进行分析，能够对严重事故下卸压过程中阀门可能经历的状态进行分析，得到阀门的内部环境条件，可应用于严重事故专用卸压阀设备可用性分析。本发明具体通过对需要卸压的高压严重事故序列筛选、及敏感性分析，对受到多种因素综合影响的阀门内部环境条件进行分析并可以覆盖部分严重事故下的不确定性，得到可用于阀门可用性分析的阀门内部环境条件的分析方法；从而满足严重事故专用卸压阀设备可用性分析的条件要求。
本发明从华龙一号严重事故快速卸压阀可用性分析的需求出发，针对严重事故卸压阀的使用设计了一套通过严重事故序列筛选、敏感性分析，对受到多种因素综合影响的阀门内部环境条件进行分析的方法，严重事故后卸压阀门内部的环境条件，得到的环境条件具有典型性和一定的保守性。本发明可以为严重事故专用卸压阀门的可用性分析提供输入，提高严重事故专用设备的可用性分析水平，保障电厂应对严重事故的能力。
作为进一步地优选方案，步骤S1中使用反应堆冷却剂***和安全壳的一体化事故仿真工具，所述仿真工具采用MAAP程序作为分析工具；
所述反应堆严重事故计算分析模型包括反应堆堆芯、一回路主***、二回路***、快速卸压***、安全壳空间以及相关的专设安全设施的计算分析模型。
作为进一步地优选方案，步骤S2具体包括：
S21：考虑可能导致高压熔堆的始发事件，在始发事件后均假设多重安全失效，即得到多个高压熔堆严重事故序列；
S22：根据工程经验并使用步骤S1建立的所述反应堆严重事故计算分析模型进行初步计算，从步骤S21得到的多个高压熔堆严重事故序列中，选取对于严重事故卸压阀可用性分析考虑了一定包络性的典型始发事件。
作为进一步地优选方案，步骤S2中所述的选取适用于卸压阀门内部环境条件分析的始发事件，包括丧失全部给水事故和丧失冷却剂事故，并均叠加多重安全***失效；其中，所述丧失冷却剂事故为冷管段5cm中LOCA。
作为进一步地优选方案，步骤S3的卸压阀门开启时间窗口，以及需要保持开启的时间的确定，具体包括：
根据阀门卸压能力分析，确定出现阀门开启信号后能够保证卸压有效性的卸压阀门开启时间窗口；如果电厂设置有熔融物堆内滞留IVR措施，基于在IVR策略运行期间需要保持一回路低压，根据IVR策略的任务时间确定阀门需要保持开启的时间。
作为进一步地优选方案，步骤S4具体包括：
使用步骤S1建立的反应堆严重事故计算分析模型，分别对步骤S2选取的始发事件进行分析，分析考虑开阀时间和开阀数量的敏感性分析，得到不同瞬态下通过卸压阀门的流通介质的各项参数及不同项参数随时间变化的多个曲线序列；其中，各项参数包括流量、温度和压力；所述曲线序列分析截止时间根据步骤S3得到的阀门需要保持开启的时间确定。
作为进一步地优选方案，步骤S5具体包括：
对步骤S4得到的分析结果(即多个曲线序列)，根据通过阀门介质的温度峰值以及温度峰的持续时间，并综合考虑阀门流量及阀门前后压差，从所述多个曲线序列中选取得到对于卸压阀门可用性分析具有一定保守性的典型严重事故卸压阀门内环境条件；
其中，所述卸压阀门内部环境条件包括阀门内介质温度、通过阀门的介质流量、阀门前后压差。
作为进一步地优选方案，该方法应用于核电厂严重事故专用卸压阀设备可用性分析，作为专用卸压阀设备可用性分析的输入。
第二方面，本发明还提供了一种设备，所述设备包括：
一个或多个处理器；
存储器，用于存储一个或多个程序，
当所述一个或多个程序被所述一个或多个处理器执行时，使得所述一个或多个处理器执行所述的一种核电厂严重事故后卸压阀门内部环境条件分析方法。
第三方面，本发明还提供了一种存储有计算机程序的计算机可读存储介质，该程序被处理器执行时实现所述的一种核电厂严重事故后卸压阀门内部环境条件分析方法。
本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
1、本发明从华龙一号严重事故快速卸压阀可用性分析的需求出发，针对严重事故卸压阀的使用设计了一套通过严重事故序列筛选、敏感性分析，对受到多种因素综合影响的阀门内部环境条件进行分析的方法，严重事故后卸压阀门内部的环境条件，得到的环境条件具有典型性和一定的保守性。
2、本发明可以为严重事故专用卸压阀门的可用性分析提供输入，提高严重事故专用设备的可用性分析水平，保障电厂应对严重事故的能力。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
图1为本发明一种核电厂严重事故后卸压阀门内部环境条件分析方法流程图。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
在以下描述中，为了提供对本发明的透彻理解阐述了大量特定细节。然而，对于本领域普通技术人员显而易见的是：不必采用这些特定细节来实行本发明。在其他实例中，为了避免混淆本发明，未具体描述公知的结构、电路、材料或方法。
在整个说明书中，对“一个实施例”、“实施例”、“一个示例”或“示例”的提及意味着：结合该实施例或示例描述的特定特征、结构或特性被包含在本发明至少一个实施例中。因此，在整个说明书的各个地方出现的短语“一个实施例”、“实施例”、“一个示例”或“示例”不一定都指同一实施例或示例。此外，可以以任何适当的组合和、或子组合将特定的特征、结构或特性组合在一个或多个实施例或示例中。此外，本领域普通技术人员应当理解，在此提供的示图都是为了说明的目的，并且示图不一定是按比例绘制的。这里使用的术语“和/或”包括一个或多个相关列出的项目的任何和所有组合。
在本发明的描述中，需要理解的是，术语“前”、“后”、“左”、“右”、“上”、“下”、“竖直”、“水平”、“高”、“低”“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明保护范围的限制。
实施例1
下面结合附图和具体实施示例对本发明进行详细的描述，本实施例以华龙一号电厂为描述对象，介绍华龙一号快速卸压阀严重事故后阀门内部环境条件分析。
如图1所示，本发明提供的本发明一种核电厂严重事故后卸压阀门内部环境条件分析方法，包括如下步骤：
S1：根据电厂***设计，使用反应堆冷却剂***和安全壳的一体化事故仿真工具，建立反应堆严重事故计算分析模型，模拟严重事故后的事故进程；
其中，所述反应堆严重事故计算分析模型采用MAAP程序作为分析工具，模拟了反应堆堆芯、一回路***、二回路***、快速卸压***、安全壳空间以及相关的专设安全设施；模拟严重事故后的事故进程。
S2：根据步骤S1建立的所述反应堆严重事故计算分析模型进行初步计算，从多个高压熔堆严重事故序列中选取适用于卸压阀门内部环境条件分析的始发事件；步骤S2具体包括：
S21：考虑可能导致高压熔堆的始发事件，在始发事件后均假设多重安全失效，即得到多个高压熔堆严重事故序列；
S22：根据工程经验并使用步骤S1建立的所述反应堆严重事故计算分析模型进行初步计算，从步骤S21得到的多个高压熔堆严重事故序列中，选取对于严重事故卸压阀可用性分析考虑了一定包络性的典型始发事件。
所述的选取适用于卸压阀门内部环境条件分析的始发事件，包括丧失全部给水事故和丧失冷却剂事故，并均叠加多重安全***失效；其中，所述丧失冷却剂事故为冷管段5cm中LOCA。
步骤S2的设计是考虑到除了较大的一回路破口以外，如果叠加多重安全失效，大部分始发事件都有可能导致在压力容器失效时刻一回路压力处在发生高压熔堆的压力限值以上。根据概率论、确定论和工程判断相结合的方法，得到典型的高压熔堆事故序列为丧失全部给水叠加多重安全功能失效。根据工程经验，并使用步骤S1建立的反应堆严重事故计算分析模型进行初步计算，发现在高压序列进程中因为没有一回路破口稳压器水位下降会比较缓慢，而稳压器中如果有水会限制稳压器气体温度的上升。为阀门可用性的高温需求分析需要，增加一回路破口使得稳压器排空但在事故进程中仍有开启快速卸压阀需求的严重事故序列作为补充，补充序列为：冷管段5cm中LOCA叠加多重安全***失效事故。即得到用于分析的始发事件为丧失全部给水和冷管段5cm中LOCA，并均叠加多重安全***失效。
S3：确定卸压阀门的应用场景信息，所述卸压阀门的应用场景信息包括卸压阀门开启时间窗口，以及需要保持开启的时间；具体地：
根据快速卸压***有效性分析的结论，出现开阀信号后允许阀门延迟开启的时间为60分钟，即在开阀信号出现后60分钟内阀门均可能开启。如果电厂设置有熔融物堆内滞留(IVR)措施，因为在IVR策略运行期间需要保持一回路低压，根据IVR策略的任务时间确定阀门需要在72小时内保持流道畅通状态。
S4：使用步骤S1建立的所述反应堆严重事故计算分析模型，对步骤S2选择的始发事件，根据步骤S3得到的应用场景信息进行阀门开启时间及开启数量的敏感性分析，得到分析结果；所述分析结果为不同瞬态下通过卸压阀门的流通介质的各项参数及不同项参数随时间变化的多个曲线序列；其中，各项参数包括流量、温度和压力；所述曲线序列分析截止时间根据步骤S3得到的阀门需要保持开启的时间确定。具体地：
使用步骤S1建立的反应堆严重事故计算分析模型，分别对丧失全部给水事故、丧失冷却剂事故(LOCA事故)进行分析，分析考虑在开阀信号出现后以10分钟为时间间隔对开阀时间做敏感性分析，分析到信号出现后60分钟的序列为止；在开阀时间敏感性分析的基础上分别计算开一列阀和开两列阀对阀门内部环境条件的影响。计算分析到事故后72小时。
S5：对步骤S4的分析结果进行对比分析，得到可用于专用卸压阀设备可用性分析的阀门内部环境条件。具体地：
阀门内部环境条件主要包括阀门内介质温度、通过阀门的介质流量、阀门前后压差，其中对阀门完整性分析最敏感的是介质温度，所以对步骤S4分析得到的分析结果(即多个曲线序列)，主要考虑通过阀门介质的温度峰值以及温度峰的持续时间，并综合考虑阀门流量及阀门前后压差，从所述多个曲线序列中选取得到对于阀门可用性分析具有一定保守性的典型严重事故卸压阀门内环境条件。
工作原理是：
针对核电厂严重事故专用卸压阀门目前缺乏对严重事故专用设备的可用性分析经验，本发明从针对严重事故卸压阀门设备可用性分析的需求出发，研究了一套通过严重事故序列筛选、敏感性分析，对受到多种因素综合影响的阀门内部环境条件进行分析，能够对严重事故下卸压过程中阀门可能经历的状态进行分析，得到阀门的内部环境条件，可应用于严重事故专用卸压阀设备可用性分析。本发明具体通过对需要卸压的高压严重事故序列筛选、及敏感性分析，对受到多种因素综合影响的阀门内部环境条件进行分析并可以覆盖部分严重事故下的不确定性，得到可用于阀门可用性分析的阀门内部环境条件的分析方法；从而满足严重事故专用卸压阀设备可用性分析的条件要求。
本发明从华龙一号严重事故快速卸压阀可用性分析的需求出发，针对严重事故卸压阀的使用设计了一套通过严重事故序列筛选、敏感性分析，对受到多种因素综合影响的阀门内部环境条件进行分析的方法，严重事故后卸压阀门内部的环境条件，得到的环境条件具有典型性和一定的保守性。本发明可以为严重事故专用卸压阀门的可用性分析提供输入，提高严重事故专用设备的可用性分析水平，保障电厂应对严重事故的能力。
实施例2
如图1所示，本实施例与实施例1的区别在于，本实施例提供了一种设备，所述设备包括：
一个或多个处理器；
存储器，用于存储一个或多个程序，
当所述一个或多个程序被所述一个或多个处理器执行时，使得所述一个或多个处理器执行实施例1所述的一种核电厂严重事故后卸压阀门内部环境条件分析方法。
其中，所述的一种核电厂严重事故后卸压阀门内部环境条件分析方法的执行流程已在实施例1中详述，即按照实施例1中的方法流程实施即可。
本发明针对核电厂严重事故专用卸压阀门国内目前缺乏对严重事故专用设备的可用性分析经验，提供一种设备，通过对需要卸压的高压严重事故序列筛选、及敏感性分析，对受到多种因素综合影响的阀门内部环境条件进行分析并可以覆盖部分严重事故下的不确定性，得到可用于阀门可用性分析的阀门内部环境条件的分析方法及设备。从而满足严重事故专用卸压阀设备可用性分析的条件要求。
实施例3
如图1所示，本实施例与实施例1的区别在于，本实施例提供了一种存储有计算机程序的计算机可读存储介质，该程序被处理器执行时实现实施例1所述的一种核电厂严重事故后卸压阀门内部环境条件分析方法。
其中，所述的一种核电厂严重事故后卸压阀门内部环境条件分析方法的执行流程已在实施例1中详述，即按照实施例1中的方法流程实施即可。
以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (10)

1.一种核电厂严重事故后卸压阀门内部环境条件分析方法，其特征在于，该方法包括以下步骤：
S1：根据电厂***设计，使用反应堆冷却剂***和安全壳的一体化事故仿真工具，建立反应堆严重事故计算分析模型，模拟严重事故后的事故进程；
S2：根据步骤S1建立的所述反应堆严重事故计算分析模型进行初步计算，从多个高压熔堆严重事故序列中选取适用于卸压阀门内部环境条件分析的始发事件；
S3：确定卸压阀门的应用场景信息，所述卸压阀门的应用场景信息包括卸压阀门开启时间窗口，以及需要保持开启的时间；
S4：使用步骤S1建立的所述反应堆严重事故计算分析模型，对步骤S2选择的始发事件，根据步骤S3得到的应用场景信息进行阀门开启时间及开启数量的敏感性分析，得到分析结果；
S5：对步骤S4的分析结果进行对比分析，得到可用于专用卸压阀设备可用性分析的阀门内部环境条件。
2.根据权利要求1所述的一种核电厂严重事故后卸压阀门内部环境条件分析方法，其特征在于，步骤S1中使用反应堆冷却剂***和安全壳的一体化事故仿真工具，所述仿真工具采用MAAP程序作为分析工具；
所述反应堆严重事故计算分析模型包括反应堆堆芯、一回路主***、二回路***、快速卸压***、安全壳空间以及相关的专设安全设施的计算分析模型。
3.根据权利要求1所述的一种核电厂严重事故后卸压阀门内部环境条件分析方法，其特征在于，步骤S2具体包括：
S21：考虑导致高压熔堆的始发事件，在始发事件后均假设多重安全失效，即得到多个高压熔堆严重事故序列；
S22：根据工程经验并使用步骤S1建立的所述反应堆严重事故计算分析模型进行初步计算，从步骤S21得到的多个高压熔堆严重事故序列中，选取对于严重事故卸压阀可用性分析考虑了一定包络性的典型始发事件。
4.根据权利要求3所述的一种核电厂严重事故后卸压阀门内部环境条件分析方法，其特征在于，步骤S2中所述的选取适用于卸压阀门内部环境条件分析的始发事件，包括丧失全部给水事故和丧失冷却剂事故，并均叠加多重安全***失效；其中，所述丧失冷却剂事故为冷管段5cm中LOCA。
5.根据权利要求1所述的一种核电厂严重事故后卸压阀门内部环境条件分析方法，其特征在于，步骤S3的卸压阀门开启时间窗口，以及需要保持开启的时间的确定，具体包括：
根据阀门卸压能力分析，确定出现阀门开启信号后能够保证卸压有效性的卸压阀门开启时间窗口；如果电厂设置有熔融物堆内滞留IVR措施，基于在IVR策略运行期间需要保持一回路低压，根据IVR策略的任务时间确定阀门需要保持开启的时间。
6.根据权利要求1所述的一种核电厂严重事故后卸压阀门内部环境条件分析方法，其特征在于，步骤S4具体包括：
使用步骤S1建立的反应堆严重事故计算分析模型，分别对步骤S2选取的始发事件进行分析，分析考虑开阀时间和开阀数量的敏感性分析，得到不同瞬态下通过卸压阀门的流通介质的各项参数及不同项参数随时间变化的多个曲线序列；其中，各项参数包括流量、温度和压力；所述曲线序列分析截止时间根据步骤S3得到的阀门需要保持开启的时间确定。
7.根据权利要求6所述的一种核电厂严重事故后卸压阀门内部环境条件分析方法，其特征在于，步骤S5具体包括：
对步骤S4得到的多个曲线序列，根据通过阀门介质的温度峰值以及温度峰的持续时间，并综合考虑阀门流量及阀门前后压差，从所述多个曲线序列中选取得到对于卸压阀门可用性分析具有一定保守性的典型严重事故卸压阀门内环境条件；
其中，所述卸压阀门内部环境条件包括阀门内介质温度、通过阀门的介质流量、阀门前后压差。
8.根据权利要求1所述的一种核电厂严重事故后卸压阀门内部环境条件分析方法，其特征在于，该方法应用于核电厂严重事故专用卸压阀设备可用性分析。
9.一种设备，其特征在于，所述设备包括：
一个或多个处理器；
存储器，用于存储一个或多个程序，
当所述一个或多个程序被所述一个或多个处理器执行时，使得所述一个或多个处理器执行如权利要求1-8任一所述的一种核电厂严重事故后卸压阀门内部环境条件分析方法。
10.一种存储有计算机程序的计算机可读存储介质，其特征在于，该程序被处理器执行时实现如权利要求1-8任一所述的一种核电厂严重事故后卸压阀门内部环境条件分析方法。
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