[发明专利]一种核电站大修期间的停堆安全风险评价方法

说明书

本发明公开了一种核电站大修期间的停堆安全风险评价方法，通过停堆安全风险评价方法提供的对安全功能的各项评价准则，建立了一套核电站大修期间的停堆安全风险评价体系，用于识别并量化核电站安全功能在大修各阶段的冗余程度、风险等级，并通过颜色对风险等级进行区分，评价大修各项活动对安全功能的总体影响，从而对各个工作窗口的各项安全功能总体风险情况有一个清晰、量化、直观的指示。能够在大修准备阶段对大修各项活动之间的相互影响进行风险评价、提前识别核电站大修期间各项工作对关键安全功能的总体影响，以及大修期间存在的核安全风险工况，并指导核电站人员根据评估结果提前调整计划避免出现高风险工况，使得大修整体风险可控。

技术领域

本发明涉及一种核电站大修期间的停堆安全风险评价方法。

背景技术

当前国内核电站对于大修安全风险分析普遍采用三级风险分析的方法来控制大修核安全风险。一级风险分析是工作包准备层面的风险分析，二级风险分析是在一级风险分析的基础上，针对大修活动之间的相互关系进行分析保证项目能安全有序的进行，三级风险分析则是在一、二级风险分析的基础上从大修综合层面来分析整个大修中可能会遇到的风险。这种大修期间核安全风险评价方式只能依靠电站人员的经验的来分析大修活动之间的相互关系，无判断依据，也无法对风险的程度进行量化。

考虑到核电站大修期间由于电站配置与正常运行期间不同且随着大修的进程不断变化、大量的系统/设备退出运行、需要执行大量的预维及试验工作等原因，使得电站安全功能可能由于各项工作之间相互影响而受到挑战，因此需要在大修工作开始前对大修计划进行评价，分析各项大修活动之间相互关系，保证安全功能不受到挑战。目前了解到有电站开发了类似的大修核安全风险管理软件来进行核安全风险分析，见已公开的专利CN111798005(一种核电厂大修核安全风险管理工具开发方法)。该方法需要电站开发相应的软件配合进行分析，而软件计算同样是基于人员评价后的结果作为输入，实质上也是认为评价判断的过程。与该方法相比，本发明简单易行，直观易懂，不需要软件支持，所有电站人员均可按照评价准则对大修计划进行直接的评价分析。

发明内容

本发明要解决的技术问题是：对核电站大修期间的停堆安全风险进行分析管控。

为了解决上述问题，本发明的技术方案是提供了一种核电站大修期间的停堆安全风险评价方法，其特征在于，包括如下步骤：

步骤1、确定核电站大修期间停堆工况需要考虑的关键安全功能：根据核电站停堆期间仍需要考虑的燃料包壳、反应堆冷却剂系统压力边界、安全壳完整性需要考虑的安全功能确定电站大修期间需要考虑的关键安全功能，包括燃料在堆芯时的反应性控制、堆芯冷却、电源可用性、反应堆冷却剂系统水装量控制和安全壳，以及乏池中存在乏燃料时的乏燃料池SFP冷却和乏燃料池SFP水装量；

步骤2、针对每项关键安全功能分析出影响其功能的系统设备，其中：

影响反应性控制功能的系统设备包括：反应堆冷却剂系统RCS硼浓度大于模式6无氙硼浓度、可用的反应性控制流道数量、无燃料移动、堆内构件吊装和控制棒脱/联扣堆芯改变活动、源量程仪表的最少可用数量；

影响堆芯冷却功能的系统设备包括：可用的蒸汽发生器SG数量、换料水池液位、一列正常停堆冷却系统RNS可用于导出堆芯余热、第二列正常停堆冷却系统RNS可用于导出堆芯余热、反应堆冷却剂系统RCS液位高于降低水装量运行液位；

影响电源可用性功能的系统设备包括：独立的厂外电源可向纵深防御母线供电、第二路独立的厂外电源可向纵深防御段母线供电、备用柴油机A可向核岛中压母线1段ES-1母线供电、备用柴油机B可向核岛中压母线2段ES-2母线供电；

影响反应堆冷却剂系统水装量控制功能的系统设备包括：模式5且反应堆冷却剂系统RCS液位大于20％、换料水池满水、反应堆冷却剂系统RCS液位高于降低水装量运行液位、反应堆冷却剂系统RCS补水可用水源数量；