一种核电厂事故规程定量化分析方法及系统与流程

1.本发明涉及压水堆核电厂事故规程技术领域，具体涉及一种核电厂事故规程定量化分析方法及系统。


背景技术：

2.核电厂的规程主要包括正常运行规程、异常运行规程、事故应急规程(即事故规程)以及严重事故管理导则几类。其中，事故规程主要应对那些导致紧急停堆和/或专设安全系统启动、并且尚未达到严重事故状态的事件或事故。通常，事故规程将提供事故诊断、故障处理、核电厂状态维持与恢复等等执行条目，操纵员依据事故规程给出的具体信息进行操作，将核电厂逐步引导至预期的状态。由此可见，一套设计完备和有效的事故规程有利于核电厂在发生事故后及时处理和排除故障、确保事故后的核电厂安全具有重要意义。
3.为了确定事故规程的合理性、正确性以及可执行性，必须对其开展充分的评估论证，分析评估的方法可区分为定性评估和定量评估两种类型。定性评估是根据已有成熟的事故规程体系应用情况及相似类型核电厂运行的实际经验，对事故规程进行评估，可采用多层级审查、以及“桌面推演”的方式进行；定量评估是通过计算机程序对事故规程开展论证，这一方式能够为事故规程的评价提供充分的数字结果。但是，目前核电厂的事故规程开发也会进行支持性评价，但是所选取的事故初因和故障类型较为局限，仅考虑了相对典型的事故或故障，对于发生概率较低或叠加故障的情况考虑较少；另一方面，已有的规程支持性评价的分析主要从初因的角度出发，缺少从子规程维度的支持性评价。


技术实现要素：

4.本发明所要解决的技术问题是目前核电厂的事故规程所选取的事故初因和故障类型较为局限，仅考虑了相对典型的事故或故障，对于发生概率较低或叠加故障的情况考虑较少；且已有分析主要从初因的角度出发，缺少从子规程维度的支持性分析等问题。本发明目的在于提供一种核电厂事故规程定量化分析方法及系统，从不同角度对事故规程进行全方位的定量化分析，分析评估行之有效，从而为事故规程的设计、论证以及优化提供有力的理论基础。
5.本发明通过下述技术方案实现：
6.第一方面，本发明提供了一种核电厂事故规程定量化分析方法，该方法包括以下步骤：
7.s1：采用不同层级的工况选取方法，获取事故规程定量化评价的工况谱；
8.s2：根据获取的事故规程定量化评价的工况谱，构建两维度定量化评价体系模型；所述两维度定量化评价体系模型包括基于初因事件维度的评价体系模型和基于子规程维度的评价体系模型；
9.s3：获取核电厂事故规程定量化分析需求，根据所述核电厂事故规程定量化分析需求，自动选取对应维度的评价体系模型进行核电厂事故规程定量化分析，得到定量化分
析结果；根据所述定量化分析结果，与预设的接受准则进行对比，确定接受准则的符合情况；进而指导将核电厂逐步引导至预期的状态。
10.工作原理是：目前核电厂的事故规程所选取的事故初因和故障类型较为局限，仅考虑了相对典型的事故或故障，对于发生概率较低或叠加故障的情况考虑较少；且已有分析主要从初因的角度出发，缺少从子规程维度的支持性分析，且无法根据核电厂事故规程定量化分析需求进行对应维度的支持性分析。本发明具体包括：通过不同层级的工况选取方法，确定用于事故规程定量化评价的工况谱；通过建立两个不同维度的事故规程评价体系模型，从初因事件发展维度和单个子规程维度进行构建，确定全面的评价思路；通过合理可行的定量分析方法，获取尽可能符合实际运行情况的事故瞬态分析结果。通过本发明提供的方法，能够全方位地实施事故规程的定量化评价分析，从而事故规程的设计及优化提供了有力的理论支持，为开展核电厂事故规程的定量化评价分析提供了可行的方法。
11.进一步地，步骤s1中采用不同层级的工况选取方法，获取事故规程定量化评价的工况谱；具体包括如下子步骤：
12.s11：基于初因事件的风险，结合核电厂的工程实践，采用概率安全分析法筛选并确定事故规程应对的事故范围，该范围即为初因事件的初始工况库；
13.s12：根据初因事件的类型以及所导致的事故后果，采用基于事故后果的相似性法自动对所述初始工况库进行第一次分类合并，得到初因事件的次级工况库；
14.s13：建立事故规程中不同子规程的关联图，确定其中每一条操作路径所应对事件/事故，得到规程的应对工况库，该工况库中将规程执行过程中可能遇到的故障或误操作纳入考虑范围；
15.s14：根据核电厂系统设备的响应信息，将所述初因事件的次级工况库与所述规程的应对工况库进行对应关联，得到关联后的工况；结合工程实践，对关联后的工况进行合理化筛选，得到事故规程定量化评价的工况谱。
16.进一步地，步骤s14中对关联后的工况进行筛选，具体包括：
17.s15：对次级工况库中采用同样规程操作路径的工况，根据初始状态的包络性及事故的严重程度进行合并，确定导致事故后果更恶劣的工况作为定量化分析的工况。
18.进一步地，步骤s2中的基于初因事件维度的评价体系模型是从初因事件的整个发展过程进行评价，包括初因事件的发生、核电厂系统的响应、操纵员按规程的指示执行事故缓解和状态控制的操作等，从而获取核电厂从初因事件发生时刻至事故规程预期的终了时刻整个过程中的状态变化信息；这一过程需要评价应对初因事件所涉及的所有子规程。
19.进一步地，步骤s2中的基于子规程维度的评价体系模型，该体系不指定特定初因事件，其评价过程针对单个特定子规程，从不同子规程的进出口条件和跳转路径出发，设计某个特定的进口条件，测试在该条件下，评价子规程具体操作措施的应用效果，从而获取所选取的子规程提供的操作措施对于缓解事故和控制核电厂状态做起的效果。
20.进一步地，步骤s3中进行核电厂事故规程定量化分析，包括：
21.获取定量参数：对于核电厂的初始状态参数、功能响应等，采用最佳估算法进行分析，选取接近现实情况的参数；
22.构建定量模拟模型：对于事故规程中每一个操作事项的完成时间，参考类似核电厂运行中统计的实际所需时间进行评价；确立事故规程每一步的操作信息或响应信息，建
立与之相符的模拟模型；根据事故规程执行路径，针对规程执行过程可能出现的操纵员误操作以及故障，建立模拟模型；
23.执行模拟分析：借助计算机调取相应定量模拟模型进行核电厂事故规程定量化分析需求的定量化分析。
24.第二方面，本发明还提供了一种核电厂事故规程定量化分析系统，该系统包括：
25.获取工况谱单元，用于采用不同层级的工况选取方法，获取事故规程定量化评价的工况谱；
26.构建评价体系单元，用于根据获取的事故规程定量化评价的工况谱，构建两维度定量化评价体系模型；所述两维度定量化评价体系模型包括基于初因事件维度的评价体系模型和基于子规程维度的评价体系模型；
27.定量分析单元，用于获取核电厂事故规程定量化分析需求，根据所述核电厂事故规程定量化分析需求，自动选取对应维度的评价体系模型，进行核电厂事故规程定量化分析，得到定量化分析结果；根据所述定量化分析结果，与预设的接受准则进行对比，确定接受准则的符合情况；
28.输出单元，用于输出所述定量化分析结果，指导将核电厂逐步引导至预期的状态。
29.进一步地，所述获取工况谱单元的执行过程为：
30.基于初因事件的风险，结合核电厂的工程实践，采用概率安全分析法筛选并确定事故规程应对的事故范围，该范围即为初因事件的初始工况库；
31.根据初因事件的类型以及所导致的事故后果，采用基于事故后果的相似性模型自动对所述初始工况库进行第一次分类合并，得到初因事件的次级工况库；
32.建立事故规程中不同子规程的关联图，确定其中每一条操作路径所应对事件/事故，得到规程的应对工况库，该工况库中将规程执行过程中可能遇到的故障或误操作纳入考虑范围；
33.根据核电厂系统设备的响应信息，将所述初因事件的次级工况库与所述规程的应对工况库进行对应关联，得到关联后的工况；结合工程实践，对关联后的工况进行合理化筛选，得到事故规程定量化评价的工况谱。
34.第三方面，本发明还提供了一种计算机设备，包括存储器、处理器以及存储在所述存储器中并可在所述处理器上运行的计算机程序，所述处理器执行所述计算机程序时实现所述的一种核电厂事故规程定量化分析方法。
35.第四方面，本发明还提供了计算机可读存储介质，所述计算机可读存储介质存储有计算机程序，所述计算机程序被处理器执行时实现所述的一种核电厂事故规程定量化分析方法。
36.本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
37.本发明能够建立完整的事故规程定量化分析工况谱、构建不同纬度事故规程定量化评价的体系模型、并开展对所选工况的合理计算分析，从而对事故规程的验证和确认提供支持，亦可为事故规程的进一步完善和优化提供理论依据。
附图说明
38.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，构成本技术的一部
分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
39.图1为本发明一种核电厂事故规程定量化分析方法流程图。
40.图2为本发明事故规程定量化评价的工况谱的建立方法流程图。
41.图3为本发明实施例2基于初因事件维度的评价体系示例图。
42.图4为本发明实施例2基于子规程维度的评价体系示例图。
43.图5为本发明一种核电厂事故规程定量化分析系统结构示意图。
具体实施方式
44.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。
45.实施例1
46.如图1至图4所示，本发明一种核电厂事故规程定量化分析方法，如图1所示，该方法包括以下步骤：
47.s1：采用不同层级的工况选取方法，获取事故规程定量化评价的工况谱；
48.s2：根据获取的事故规程定量化评价的工况谱，构建两维度定量化评价体系模型；所述两维度定量化评价体系模型包括基于初因事件维度的评价体系模型和基于子规程维度的评价体系模型；
49.s3：获取核电厂事故规程定量化分析需求，根据所述核电厂事故规程定量化分析需求，自动选取对应维度的评价体系模型进行核电厂事故规程定量化分析，得到定量化分析结果；根据所述定量化分析结果，与预设的接受准则进行对比，确定接受准则的符合情况；进而指导将核电厂逐步引导至预期的状态。
50.其中，如果所述核电厂事故规程定量化分析需求为进行基于初因事件维度的评价，则选择基于初因事件维度的评价体系模型；如果所述核电厂事故规程定量化分析需求为进行基于子规程维度的评价，则选择基于子规程维度的评价体系模型。
51.本发明的内容主要包括三个方面：评价工况谱的确定、多维度定量化评价体系模型构建和定量化分析实施方法。以下分别介绍具体的内容。
52.(一)对于核电厂事故规程定量化分析而言，首先应建立评价工况谱，以确定将哪些事件/事故纳入评价工况谱。具体方法为：
53.s11：基于初因事件的风险，结合核电厂的工程实践，采用概率安全分析法筛选并确定事故规程应对的事故范围，该范围即为初因事件的初始工况库；
54.s12：根据初因事件的类型以及所导致的事故后果，采用基于事故后果的相似性法自动对所述初始工况库进行第一次分类合并，得到初因事件的次级工况库；比如，基于事故后果的相似性法可以是对初因事件的主参数(比如功率、温度、压力等参数)的变化趋势是否一致，也可以是给水温度的降低在一回路中某时间段内的变化趋势等；
55.其中，初因事件的次级工况库信息包括初因事件的描述、核电厂系统设备的响应、核电厂主要参数的变化趋势等；
56.s13：建立事故规程中不同子规程的关联图，确定其中每一条操作路径所应对事件/事故，得到规程的应对工况库，该工况库中将规程执行过程中可能遇到的故障或误操作
纳入考虑范围；
57.其中，规程的应对工况库信息包括规程的入口条件、操作员要执行的操作、核电厂系统设备的响应等；
58.s14：根据核电厂系统设备的响应信息，将所述初因事件的次级工况库与所述规程的应对工况库进行对应关联，得到关联后的工况；结合工程实践，对关联后的工况进行合理化筛选，得到事故规程定量化评价的工况谱。
59.具体实施时，步骤s14中对关联后的工况进行筛选，筛选的依据包括：操作路径及核电厂系统响应一致性、故障相似性、初始状态包络性等。具体包括：
60.s15：对次级工况库中采用同样规程操作路径的工况，其初因导致的核电厂系统响应具有相似性，根据初始状态的包络性及事故的严重程度进行合并，确定导致事故后果更恶劣的工况作为定量化分析的工况。
61.(二)通常，事故规程的设置包含了总体引导规程、特定事故应对规程和辅助规程等，在开展定量化评价时，可从多个维度评价体系进行分析。具体包括：
62.具体实施时，步骤s2中的基于初因事件维度的评价体系模型是从初因事件的整个发展过程进行评价，包括初因事件的发生、核电厂系统的响应、操纵员按规程的指示执行事故缓解和状态控制的操作等，从而获取核电厂从初因事件发生时刻至事故规程预期的终了时刻整个过程中的状态变化信息；这一过程需要评价应对初因事件所涉及的所有子规程。
63.具体实施时，步骤s2中的基于子规程维度的评价体系模型，该体系不指定特定初因事件，其评价过程针对单个特定子规程，从不同子规程的进出口条件和跳转路径出发，设计某个特定的进口条件，测试在该条件下，评价子规程具体操作措施的应用效果，从而获取所选取的子规程提供的操作措施对于缓解事故和控制核电厂状态做起的效果。
64.(三)通过上述第(一)、(二)部分提供的方法，确定了需要开展定量化分析的具体工况以及需要评价的两个维度体系后，采用以下方法进行定量化分析：
65.1、确定事故规程定量化评价的接受准则
66.根据所评价的内容设计相匹配的接受准则，包括：
67.(1)对于基于初因事件维度的评价体系，其接受准则确定为：
68.·
总体引导规程能够及时判别事故初因，并引导至最合适的子规程；
69.·
各子规程的操作措施能够有效执行并达到预期的要求；
70.·
各子规程的定值设计合理；
71.·
按照规程提供的操作信息，最终能够将核电厂的状态控制到预期的状态下。
72.(2)对于基于子规程维度的评价体系，其接受准则确定为：
73.·
能够正确完成子规程的预期规定功能；
74.子规程提供的操作路径能够正确引导至后续其它规程的入口条件。
75.2.、确定合适的计算机程序
76.针对事故规程定量化计算的需求，确定合适的计算机程序，所选程序应至少能够模拟下述核电厂的系统、设备和功能：
77.(1)反应堆一回路系统及重要设备，例如：反应堆堆芯、压力容器、一回路主管道、主泵、稳压器、蒸汽发生器、余热排出系统、化学和容积控制系统等。
78.(2)蒸汽发生器二次侧给水供应及蒸汽排放的系统或设备，例如：主给水系统、辅
助给水系统、汽轮机旁路排放系统、蒸汽发生器安全阀等。
79.(3)重要的保护系统，例如：反应堆保护系统(涵盖紧急停堆、驱动专设、停运主泵等保护信号)、专设安全系统(安注系统、安喷系统、辅助给水系统等)。
80.(4)主要的控制调节系统或功能，例如：稳压器水位和压力控制、蒸汽发生器水位调节等。
81.(5)操纵员手动执行的操作动作，例如：手动打开/关闭阀门、手动启动/停运主泵、启动/终止安全注入等。
82.3、进行核电厂事故规程定量化分析，包括：
83.获取定量参数：对于核电厂的初始状态参数、功能响应等，采用最佳估算法进行分析，选取接近现实情况的参数；
84.构建定量模拟模型：对于事故规程中每一个操作事项的完成时间，参考类似核电厂运行中统计的实际所需时间进行评价；确立事故规程每一步的操作信息或响应信息，建立与之相符的模拟模型；根据事故规程执行路径，针对规程执行过程可能出现的操纵员误操作以及故障，建立模拟模型；
85.执行模拟分析：借助计算机调取相应定量模拟模型进行核电厂事故规程定量化分析需求的定量化分析。
86.4、分析结果
87.通过计算机程序计算获取响应的定量化数据结果后，对照所选的接受准则，选取重要和典型参数，评价接收准则的符合情况。
88.根据事故规程的分析结果，可以论证事故规程的设计是否合理、有效以及可行，对于通过分析获知的事故规程不足之处，可为事故规程的优化提供理论支持和完善建议。
89.工作原理是：目前核电厂的事故规程所选取的事故初因和故障类型较为局限，仅考虑了相对典型的事故或故障，对于发生概率较低或叠加故障的情况考虑较少；且已有分析主要从初因的角度出发，缺少从子规程维度的支持性分析，且无法根据核电厂事故规程定量化分析需求进行对应维度的支持性分析。本发明具体包括：通过不同层级的工况选取方法，确定用于事故规程定量化评价的工况谱；通过建立两个不同维度的事故规程评价体系模型，从初因事件发展维度和单个子规程维度进行构建，确定全面的评价思路；通过合理可行的定量分析方法，获取尽可能符合实际运行情况的事故瞬态分析结果。通过本发明提供的方法，能够全方位地实施事故规程的定量化评价分析，从而事故规程的设计及优化提供了有力的理论支持，为开展核电厂事故规程的定量化评价分析提供了可行的方法。
90.实施例2
91.如图1至图4所示，本实施例与实施例1的区别在于，本实施例以“蒸汽发生器二次侧存在隔离失效的破口”这一类型的事故为例，说明相应事故规程定量化分析方法的实施过程。
92.(一)首先，在评价工况谱的确定过程中，通过附图2所示的流程，可以得到：
93.(a)蒸汽发生器二次侧不同位置的单一破口；
94.(b)导致所有蒸汽发生器二次侧不可控卸压的破口；
95.(c)叠加蒸汽发生器传热管破裂的蒸汽发生器破口；
96.其中，第(b)条的破口即为蒸汽发生器二次侧隔离失效的破口。
97.(二)其次，对于第(b)条，从两个维度建立事故规程的评价体系模型。
98.对于基于初因事件维度的评价体系，确定需要评价的一系列子规程，按照事件的发展进程，所涉及的子规程按先后顺序包括：总体引导规程、故障蒸汽发生器隔离规程、导致所有蒸汽发生器不可控卸压的子规程，如附图3所示。对于这些子规程，建立所有相关操作条目的流程指向表。流程指向表通常为excell形式。
99.对于基于子规程维度的评价体系，由于其与事故初因关联不大，故而筛选特定子规程“故障蒸汽发生器隔离”为例进行说明，如附图4所示。“故障蒸汽发生器隔离”的入口条件包括附图4中的第
④
至
⑨
项、出口条件包括第至项。
100.(三)开展定量化的分析
101.针对附图3所示的基于初因事件维度的评价体系，采用计算机程序开展“蒸汽发生器二次侧存在隔离失效的破口”论证分析，模拟的内容包括：初因事件、系统和部件按其设计功能对瞬态过程响应、操纵员按照事故规程的详细流程指向表进行的手动操作等。获取计算结果后，与接受准则进行对比，确定接受准则的符合情况。
102.针对附图4所示的基于子规程维度的评价体系，根据不同的入口条件，设计与入口条件第
④
至
⑨
项相匹配的边界条件，计算在该边界条件下，特定子规程
⑩
提供的操作能够有效实现预期功能，并成功导向至不同的出口。
103.本发明通过初因事件筛选以及事故规程关联图构建的路径，确定事故规程定量化评价的工况谱；其次，构建两个不同纬度的事故规程评价体系，即：基于初因事件的维度和基于单个子规程的维度，以评价规程的总体效应和局部功能效应；然后，确定合理的事故规程定量化分析方法，包括：确定接受准则、选取合适的计算机程序、确定分析条件与假设以及评价分析结果。
104.实施例3
105.如图1至图5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核电厂事故规程定量化分析系统，如图5所示，该系统包括：
106.获取工况谱单元，用于采用不同层级的工况选取方法，获取事故规程定量化评价的工况谱；
107.构建评价体系单元，用于根据获取的事故规程定量化评价的工况谱，构建两维度定量化评价体系模型；所述两维度定量化评价体系模型包括基于初因事件维度的评价体系模型和基于子规程维度的评价体系模型；
108.定量分析单元，用于获取核电厂事故规程定量化分析需求，根据所述核电厂事故规程定量化分析需求，自动选取对应维度的评价体系模型，进行核电厂事故规程定量化分析，得到定量化分析结果；根据所述定量化分析结果，与预设的接受准则进行对比，确定接受准则的符合情况；
109.输出单元，用于输出所述定量化分析结果，指导将核电厂逐步引导至预期的状态。
110.所述获取工况谱单元的执行过程为：
111.基于初因事件的风险，结合核电厂的工程实践，采用概率安全分析法筛选并确定事故规程应对的事故范围，该范围即为初因事件的初始工况库；
112.根据初因事件的类型以及所导致的事故后果，采用基于事故后果的相似性模型自动对所述初始工况库进行第一次分类合并，得到初因事件的次级工况库；
113.建立事故规程中不同子规程的关联图，确定其中每一条操作路径所应对事件/事故，得到规程的应对工况库，该工况库中将规程执行过程中可能遇到的故障或误操作纳入考虑范围；
114.根据核电厂系统设备的响应信息，将所述初因事件的次级工况库与所述规程的应对工况库进行对应关联，得到关联后的工况；结合工程实践，对关联后的工况进行合理化筛选，得到事故规程定量化评价的工况谱。
115.其它各个单元的执行过程按照实施例1中的执行步骤执行即可，此实施例中不再一一赘述。
116.本领域内的技术人员应明白，本技术的实施例可提供为方法、系统、或计算机程序产品。因此，本技术可采用完全硬件实施例、完全软件实施例、或结合软件和硬件方面的实施例的形式。而且，本技术可采用在一个或多个其中包含有计算机可用程序代码的计算机可用存储介质(包括但不限于磁盘存储器、cd
‑
rom、光学存储器等)上实施的计算机程序产品的形式。
117.本技术是参照根据本技术实施例的方法、设备(系统)、和计算机程序产品的流程图和/或方框图来描述的。应理解可由计算机程序指令实现流程图和/或方框图中的每一流程和/或方框、以及流程图和/或方框图中的流程和/或方框的结合。可提供这些计算机程序指令到通用计算机、专用计算机、嵌入式处理机或其他可编程数据处理设备的处理器以产生一个机器，使得通过计算机或其他可编程数据处理设备的处理器执行的指令产生用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的装置。
118.这些计算机程序指令也可存储在能引导计算机或其他可编程数据处理设备以特定方式工作的计算机可读存储器中，使得存储在该计算机可读存储器中的指令产生包括指令装置的制造品，该指令装置实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能。
119.这些计算机程序指令也可装载到计算机或其他可编程数据处理设备上，使得在计算机或其他可编程设备上执行一系列操作步骤以产生计算机实现的处理，从而在计算机或其他可编程设备上执行的指令提供用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的步骤。
120.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。