[发明专利]核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法及系统有效
| 申请号: | 202011294867.4 | 申请日: | 2020-11-18 |
| 公开(公告)号: | CN112418642B | 公开(公告)日: | 2022-03-11 |
| 发明(设计)人: | 陈宏霞;邱志方;吴清;冷贵君;刘昌文;李峰;鲜麟;喻娜;方红宇;初晓;习蒙蒙;蔡容;吴鹏;张舒 | 申请(专利权)人: | 中国核动力研究设计院 |
| 主分类号: | G06Q10/06 | 分类号: | G06Q10/06;G06Q50/06;G06K9/62;G06F30/20;G21C15/18;G06F119/08;G06F119/14 |
| 代理公司: | 成都行之专利代理事务所(普通合伙) 51220 | 代理人: | 李朝虎 |
| 地址: | 610000 四川省*** | 国省代码: | 四川;51 |
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| 摘要: | |||
| 搜索关键词: | 核电厂 正常 余热 排出 系统 完全 丧失 事故 分析 方法 | ||
本发明公开了核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法及系统,S1:获取压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件,所述运行模式包括模式4和模式5;S2:计算并确定初始事件的发生频率;S3:结合压水堆核电厂工况分类的原则,对正常余热排出系统完全丧失的事件进行工况分类;及根据工况分类的情况,选择验收准则;S4:采用能量平衡的方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后操作员动作之前反应堆的状态。采用本发明提供的方法,可以量化核电厂在正常余热排出系统丧失后操作员动作之前反应堆的状态,为此类事故的安全评价提供依据。
技术领域
本发明涉及压水堆核电厂(压水堆核电站)事故分析方法技术领域,具体涉及核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法及系统。
背景技术
在正常运行工况下,核裂变和裂变产物衰变产生的热量是由一回路通过蒸汽发生器向二回路导出热量。当反应堆停堆后,虽然以裂变为机制的核功率很快消失,但由裂变产生的裂变碎片及其衰变物在放射性衰变过程中仍然释放热量,最初这部分热量仍由蒸汽发生器导出。当二回路不再运行时,即由正常余热排出系统导出这部分热量,保证反应堆的冷却。
法规HAF102-2016版要求:“假设始发事件必须包括在各种功率及停堆状态下,所有可预见的核动力厂构筑物、系统和部件失效、人员差错,以及内部和外部危险可能引起的失效。”对于在低功率和停堆工况下,正常余热排出系统作为重要的排热手段,一旦发生丧失正常余热排出系统的事故,势必造成反应堆冷却剂系统压力和温度的持续上升,这种情况下,需要通过合理可行的方法评价在操纵员干预之前反应堆能否进入安全的状态。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是压水堆核电厂中对于在低功率和停堆工况下,正常余热排出系统作为重要的排热手段,一旦发生丧失正常余热排出系统的事故,势必造成反应堆冷却剂系统压力和温度的持续上升;而在这种情况,现有技术中并无合理可行的分析方法来评价操纵员干预之前反应堆能否进入安全的状态。本发明目的在于提供核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法及系统,以评价核电厂正常余热排出系统丧失后反应堆的状态。
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正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法,该方法包括以下步骤:
S1:获取压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件,所述运行模式包括模式4和模式5;
S2:计算并确定步骤S1中压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件的发生频率;
S3:根据步骤S2得到压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件的发生频率,结合压水堆核电厂工况分类的原则,对正常余热排出系统完全丧失的事件进行工况分类;及根据工况分类的情况,选择验收准则;
S4:采用能量平衡方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后在操作员动作之前反应堆的状态,为核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的安全评价提供依据。
工作原理是:基于压水堆核电厂中对于在低功率和停堆工况下,正常余热排出系统作为重要的排热手段,一旦发生丧失正常余热排出系统的事故,势必造成反应堆冷却剂系统压力和温度的持续上升;而在这种情况,现有技术中并无合理可行的分析方法来评价操纵员干预之前反应堆能否进入安全的状态。
因此,本发明设计了一种核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法,包括:首先确定压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件:模式4和模式5下正常余热排出系统丧失;其次,确定初始事件的发生频率;然后,对正常余热排出系统完全丧失的事件进行工况分类,并根据工况分类的情况,选择验收准则;最后,采用能量平衡的方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后操作员动作之前反应堆的状态。采用本发明提供的方法,可以量化核电厂在正常余热排出系统丧失后操作员动作之前反应堆的状态,为此类事故的安全评价提供依据。
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