核电厂安全因素的确定方法及装置与流程

1.本发明涉及核电领域，具体涉及一种核电厂安全因素的确定方法及装置。


背景技术：

2.核电厂安全功能是开展核电厂安全设计特别是总体安全设计的重要基础和依据之一，在安全分级、设备鉴定、运行技术规格书、事故处理策略、系统功能设计、系统安全要求和安全一致性评价等设计工作中均需要全面、系统地分析和评价核电厂安全重要物项执行的安全功能。
3.目前的核电厂的安全功能均是基于基本核反应过程建立的，但是这种粗略的确定核电厂安全功能的方式，将给核电厂的安全带来以下不足：1)核电厂的安全设计缺乏科学合理的总体架构和布局；2)核电厂的安全设计容易出现薄弱环节；3)安全重要物项的安全重要性定位不够清晰；4)安全重要物项的安全功能分配难以均衡；5)安全分级、设备鉴定等特定设计工作缺乏系统性和逻辑性；6)核电厂的安全分析和安全一致性评价等不够全面。


技术实现要素：

4.本技术实施例的目的是提供一种核电厂安全因素的确定方法及装置，以解决现有技术中核电厂安全因素的确定方式比较粗略的问题。
5.第一方面，提供了一种核电厂安全因素的确定方法，包括：根据基本核反应过程确定所述核电厂的基本安全功能的基本安全因素；根据目标核电厂的核反应堆的类型对所述基本安全因素进行分解，得到与所述核反应堆类型对应的第一安全功能的安全因素；根据所述目标核电厂的目标安全参数对所述第一安全功能的安全因素进行分解，得到与所述目标安全参数对应的目标安全功能的安全因素。
6.第二方面，提供了一种核电厂安全因素的确定装置，包括：第一确定模块，用于根据基本核反应过程确定所述核电厂的基本安全功能的基本安全因素；第一分解模块，用于根据目标核电厂的核反应堆的类型对所述基本安全因素进行分解，得到与所述核反应堆类型对应的第一安全功能的安全因素；第二分解模块，用于根据所述目标核电厂的目标安全参数对所述第一安全功能的安全因素进行分解，得到与所述目标安全参数对应的目标安全功能的安全因素。
7.第三方面，提供了一种电子设备，包括处理器，存储器及存储在所述存储器上并可在所述处理器上运行的程序或指令，所述程序或指令被所述处理器执行时实现如第一方面中所述方法的步骤。
8.第四方面，提供了一种可读存储介质，所述可读存储介质上存储程序或指令，所述程序或指令被处理器执行时实现如第一方面中所述的方法的步骤。
9.通过本技术实施例，基于基本核反应过程确定核电厂的基本安全功能的基本安全因素，进一步地确定与目标核电厂的核反应堆的类型对应的第一安全功能的安全因素，再进一步地确定与目标安全参数对应的目标安全功能的安全因素，即根据目标核电厂的目标
安全参数对基本安全功能进行细化，得到与之匹配的安全功能，完善了核电厂安全功能的安全因素的确定方式，同时也提高了核电厂的安全性能，解决了现有技术中核电厂安全因素的确定方式比较粗略的问题。
附图说明
10.图1是本技术实施例的核电厂的安全功能的确定方法流程图；
11.图2是本技术实施例的核电厂的安全功能的确定装置的结构示意图。
具体实施方式
12.下面将结合本技术实施例中的附图，对本技术实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例是本技术一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本技术中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本技术保护的范围。
13.本技术的说明书和权利要求书中的术语“第一”、“第二”等是用于区别类似的对象，而不用于描述特定的顺序或先后次序。应该理解这样使用的数据在适当情况下可以互换，以便本技术的实施例能够以除了在这里图示或描述的那些以外的顺序实施。此外，说明书以及权利要求中“和/或”表示所连接对象的至少其中之一，字符“/”，一般表示前后关联对象是一种“或”的关系。
14.下面结合附图，通过具体的实施例及其应用场景对本技术实施例提供的核电厂的安全功能的确定方法及装置进行详细地说明。
15.请参见图1，图1是本技术实施例的核电厂的安全功能的确定方法流程图，如图1所示，该方法的步骤包括：
16.步骤s102，根据基本核反应过程确定核电厂的基本安全功能的基本安全因素；
17.需要说明的是，基本核反应过程是指：是指原子核与原子核，或者原子核与各种粒子(如质子，中子，光子或高能电子)之间的相互作用引起的各种变化的过程。
18.步骤s104，根据目标核电厂的核反应堆的类型对基本安全因素进行分解，得到与核反应堆类型对应的第一安全功能的安全因素；
19.步骤s106，根据目标核电厂的目标安全参数对第一安全功能的安全因素进行分解，得到与目标安全参数对应的目标安全功能的安全因素。
20.需要说明的是，现有技术中的核电厂的安全因素均是基于基本核反应过程确定的，这种比较粗略的确定核电厂安全功能的安全因素的方式，导致核电厂安全功能确定不够具体、全面，而且导致核电厂安全设计缺乏系统性和逻辑性，不利于开展全面的核电厂安全评价以及识别核电厂设计中可能存在的薄弱环节。
21.通过上述步骤s102至步骤s106，基于基本核反应过程确定核电厂的基本安全功能的基本安全因素，进一步地确定与目标核电厂的核反应堆的类型对应的第一安全功能的安全因素，再进一步地确定与目标安全参数对应的目标安全功能的安全因素，即根据目标核电厂的目标安全参数对基本安全功能进行细化，得到与之匹配的安全功能，完善了核电厂安全功能的安全因素的确定方式，同时也提高了核电厂的安全性能，解决了现有技术中核电厂安全因素的确定方式比较粗略的问题。
22.可选地，在本技术的实施例中，该基本安全因素至少包括以下一项：反应性控制、热量导出、放射性物质包容。
23.其中，热量导出是指排出堆芯余热，以及导出乏燃料贮存设施所贮存燃料的热量；放射性物质包容的具体含义除了包容放射性物质外，还包括屏蔽辐射、控制反射性的计划排放，以及限制事故的放射性释放。
24.对于本技术实施例中的反应性控制，是为了实现在核电厂所有状态下的反应性控制，从堆芯角度考虑：需要确保在达临界以及临界后堆芯反应性均一直处于受控状态；需要确保反应堆能及时有效停堆(包括正常停运和紧急停堆)且还要维持堆芯一直处于次临界状态；任何时候均需要防止向堆芯不可控地引入正反应性，避免在正常运行期间带来反应性事故，或事故处理过程中造成事故的进一步恶化。此外，还需要考虑堆芯外核燃料始终处于次临界状态。
25.因此，本技术步骤s104中涉及到的根据目标核电厂的核反应堆的类型对基本安全因素进行分解，得到与核反应堆类型对应的第一安全功能的安全因素的方式，可以是：
26.步骤s104-11，根据核反应堆的类型确定核反应堆的堆芯；
27.步骤s104-12，将与堆芯相关反应性控制的的安全因素的以下至少之一作为第一安全功能的安全因素：堆芯的反应性控制、堆芯外核燃料的反应性控制。
28.其中，堆芯的反应性控制可以是维持堆芯临界反应性控制，停堆并维持堆芯次临界。
29.对于本技术实施例中的热量导出是指：正常运行期间堆芯产生的热量除用于发电的部分外，其余废热均需要顺利导到环境中去，在停堆工况下(包括正常停运或紧急停堆)还需要持续导出堆芯的余热。为了保护人与环境免受放射性危害，压水堆核电厂依据纵深防御理念设计有多道实体屏障，包括：燃料包壳、反应堆冷却剂压力边界、安全壳。因此，为了实现在核电厂所有状态下的热量导出，从堆芯角度考虑：首先，需要从堆芯将热量传递至反应堆冷却剂；其次，为了确保堆芯与反应堆冷却剂之间的热量传递，还需要维持反应堆冷却剂系统充足的水装量；从而，可将热量从反应堆冷却剂传递至最终热阱，实现堆芯热量向环境的导出。此外，还需要考虑堆芯外核燃料的热量导出。
30.因此，对于本技术实施例步骤s104中涉及到的根据目标核电厂的核反应堆的类型对基本安全因素进行分解，得到与核反应堆类型对应的第一安全功能的安全因素的方式，进一步可以是：
31.步骤s104-21，根据核反应堆的类型确定核反应堆的堆芯；
32.步骤s104-22，将与堆芯相关的热量导出的安全因素的以下至少之一作为第一安全功能的安全因素：堆芯的反应堆冷却系统的冷却剂装量的维持；堆芯的热量导出至冷却剂；冷却剂的热量传递至最终热阱；堆芯外核燃料的热量的导出。
33.对于本技术实施例中的放射性物质包容，是指：核电厂中的核燃料在燃烧过程中会产生大量(不同核素)的放射性物质，正如上述“热量导出”中的描述，为了保护人与环境免受放射性危害，压水堆核电厂依据纵深防御理念设计有多道实体屏障，包括：燃料包壳、反应堆冷却剂压力边界、安全壳。因此，为了实现在核电厂所有状态下的放射性物质包容，从堆芯角度考虑：首先，应避免放射性核素从燃料棒释放出来，这就需要维持燃料包壳的完整性；其次，核电厂运行状态可能会有少部分燃料棒发生了破损或泄漏，或事故工况导致了
燃料损坏，放射性核素将首先释放到反应堆冷却剂中，这就需要维持反应堆冷却剂压力边界的完整性，从而避免放射性物质的进一步释放，同时还可避免堆芯因传热恶化带来燃料的大范围损坏；最后，安全壳作为限制放射性向环境释放的最后一道屏障，对于放射性物质包容起着至关重要的作用，应尽量将放射性物质包容在安全内，限制放射性物质从安全壳释放到环境。另外，还需要考虑限制堆芯外的放射物质(如放射性废物)的释放和扩散。
34.因此，对于本技术实施例步骤s104中涉及到的根据目标核电厂的核反应堆的类型对基本安全因素进行分解，得到与核反应堆类型对应的第一安全功能的安全因素的方式，进一步可以是：
35.步骤s104-31，根据核反应堆的类型确定核反应堆的堆芯；
36.步骤s104-32，将与堆芯相关的放射性物质包容的安全因素的以下至少之一作为第一安全功能的安全因素：燃料包壳和反应堆冷却系统压力边界完整性的维持、控制放射性物质从安全壳释放的控制、放射性废物流出和放射性物扩散的限制。
37.可选地，在本技术实施例中，对于步骤s106涉及到的根据目标核电厂的目标安全参数对第一安全功能的安全因素进行分解，得到与目标安全参数对应的目标安全功能的安全因素的方式，进一步可以是：
38.步骤s106-11，将对堆芯的反应性控制进行分解后的以下至少之一安全因素作为目标安全功能的安全因素：操作控制棒的反应性控制、调节硼浓度的反应性控制、利用反应堆的固有安全特性的反应性控制、处于预设区间的堆芯物理参数；和/或，
39.步骤s106-12，将对堆芯外核燃料的反应性控制分解后的以下至少之一的安全因素作为目标安全功能的安全因素：使核燃料处于次临界状态的吸收材料和燃料存储搁架。
40.需要说明的是，对于上述步骤s106-11，核电厂维持堆芯临界反应性控制，是实现核电厂受控发电的重要措施，包括反应堆达临界期间的反应性控制和反应堆处于临界状态的反应性控制(例如反应堆功率控制、温度控制等)，其主要通过反应堆冷却剂系统硼浓度调节和堆芯控制棒的棒位管理等手段来实现。具体可细分为以下目标安全功能的安全因素：
41.1)调控硼浓度；
42.2)管理控制棒的棒位；
43.3)防止控制棒处于不可接受的棒位；
44.4)控制反应堆冷却剂系统平均温度；
45.5)防止不可接受的堆芯热功率。
46.此外，核电厂正常停运或事故工况下均需要停堆并维持堆芯次临界，在该过程中：首先需要向堆芯引入负反应性(插入控制棒、硼化)，使反应堆停堆；在停堆期间，还应控制好反应堆冷却剂的硼浓度，确保慢化剂温度系数为负，以避免反应堆冷却剂平均温度的变化导致堆芯反应性失控(特别是达临界或临界期间)；当然负的慢化剂温度系数也会带来另一个问题，就是反应堆停堆后下行降温过程中，会向堆芯引入正的反应性，可能导致堆芯重返临界，因此，需要补偿反应堆冷却剂系统降温过程中的慢化剂温度效应；无论是应急硼化向堆芯引入负反应性停堆，还是停堆后补偿反应堆冷却剂系统降温过程中的慢化剂温度效应，均可通过向堆芯注入恰当硼浓度的含硼水来实现，因此，核电厂还要确保足够的含硼水储备。其具体可细分为以下目标安全功能的安全因素：
47.1)通过插入控制棒引入的负反应性停堆；
48.2)通过应急硼化引入的负反应性停堆；
49.3)确保慢化剂温度系数为负；
50.4)补偿反应堆冷却剂系统冷却过程中的慢化剂温度效应；
51.5)确保足够的含硼水储备。
52.此外，无论核电厂处于运行状态还是事故工况，不可控地向堆芯引入正反应性会给核电厂安全带来极大挑战，这就要求任何注入反应堆冷却剂系统的含硼水的硼浓度不低于预设的最低硼浓度；另外，还要避免反应堆冷却剂系统的硼浓度被误稀释(特别是非均匀硼误稀释)；同时，考虑到核电厂中有负的慢化剂温度系数，还要求核电厂在任何状态下均需要防止反应堆冷却剂系统过冷(低于预设温度值)，从而避免向堆芯不可控地引入正反应性。其中具体可细分为以下目标安全功能的安全因素：
53.1)确保注入反应堆冷却剂系统含硼水的最低硼浓度；
54.2)防止反应堆冷却剂系统硼误稀释；
55.3)防止反应堆冷却剂系统过冷。
56.需要说明的是，对于上述步骤s106-12，核电厂新燃料和乏燃料通常都贮存在乏燃料水池的燃料搁架中，因此徐彤通过燃料搁架的中子吸收特性控制其处于次临界，即：水下燃料搁架次临界控制。
57.可选地，本技术实施例中的步骤s106涉及到的根据目标核电厂的目标安全参数对第一安全功能的安全因素进行分解，得到与目标安全参数对应的目标安全功能的安全因素的方式，进一步可以：
58.步骤s106-21，将对堆芯的反应堆冷却系统的水装量的维持的安全因素进行分解后的以下至少之一的安全因素作为目标安全功能的安全因素：设置水装量的预设使用量、设置水装量的预设储备量；和/或，
59.步骤s106-22，将对堆芯的热量的导出的安全因素进行分解后的以下至少之一的安全因素作为目标安全功能的安全因素：保持反应堆冷却剂系统的压力在预设压力范围内、待导出的堆芯热量；和/或，
60.步骤s106-23，将对冷却剂的热量传递至最终热阱的安全因素进行分解后的以下至少之一的安全因素作为目标安全功能的安全因素：通过设置用户排热的系统带出热量、将热量导入安全壳环境、导出安全壳内的热量；和/或，
61.步骤s106-24，将对堆芯外核燃料的热量的导出的安全因素进行分解后的以下至少之一的安全因素作为目标安全功能的安全因素：湿式储存燃料的热量导出、干式储存燃料的热量导出。
62.对于上述步骤s106-21，在具体应用场景中可以是：压水堆核电厂的任何状态下，为了确保堆芯热量的导出，都应维持反应堆冷却剂系统充足的水装量，即需要对反应堆冷却剂系统的水装量进行控制，并且要限制反应堆冷却剂系统的异常水装量；为了避免或限制反应堆冷却剂的泄漏(可能的泄漏点包括：反应堆冷却剂系统相连的辅助管线、主泵的轴封等)，以及限制反应堆冷却剂从假设破口处的流出，这对于恢复反应堆冷却剂系统水装量，限制事故的进一步发展恶化是非常有意义的；其具体可细分为以下目标安全功能的安全因素：
63.1)控制反应堆冷却剂系统水装量；
64.2)限制反应堆冷却剂系统异常水装量；
65.3)注水到反应堆冷却剂系统；
66.4)确保反应堆厂房内充足的水储备；
67.5)防止反应堆冷却剂从辅助管线泄漏；
68.6)防止反应堆冷却剂从主泵轴封泄漏；
69.7)限制反应堆冷却剂从辅助管线泄漏；
70.8)限制反应堆冷却剂从主泵轴封泄漏；
71.9)限制反应堆冷却剂从假设破口泄漏。
72.对于上述步骤s106-22，在具体应用场景中，在热量传递过程中，堆芯热量首先是传递到反应堆冷却剂，压水堆核电厂为了能实现堆芯热量导致反应堆冷却剂，需要保持反应堆冷却剂系统的压力，保证反应堆冷却剂具有足够的欠饱和度，避免堆芯发生偏离泡核沸腾，造成传热恶化；在堆芯热量持续不断地向反应堆冷却剂传递的过程中，必须保证反应堆冷却剂系统的流量，使反应堆冷却剂充分流经堆芯，实现对流换热，具体可通过主泵的强迫循环来实现，停堆状态下如果主泵停运也可通过反应堆冷却剂系统的自然循环来实现；另外，为了实现堆芯热量长期、稳定的导出，必须将核电厂带到余热排出系统接入状态，这需要降低反应堆冷却剂系统的压力，避免余热排出系统接入时带来的损害，通常可利用稳压器来控制反应堆冷却剂系统的降压过程；其具体可细分为以下目标安全功能的安全因素：
73.1)保持反应堆冷却剂系统压力(稳压器双相)；
74.2)保持反应堆冷却剂系统压力(稳压器单相)；
75.3)通过反应堆冷却剂系统的强迫循环导出堆芯热量；
76.4)通过反应堆冷却剂系统的自然循环导出堆芯热量(停堆状态)；
77.5)通过稳压器的质能释放降低反应堆冷却剂系统压力；
78.6)通过稳压器内饱和蒸汽的冷却降低反应堆冷却剂系统压力。
79.对于上述步骤s106-23，在具体应用场景中，对于核电厂，需要通过二次侧将反应堆冷却剂系统热量传递至最终热阱(电厂状态较高时)；或通过余热排出系统将反应堆冷却剂系统热量传递至最终热阱(电厂状态降下来后)；事故工况下，还考虑通过导出安全壳内的热量将反应堆冷却剂系统热量传递至最终热阱(如果反应堆冷却剂系统质能释放到了安全壳内或二次侧在安全壳内发生了破口)。其具体在以下目标安全功能的安全因素中体现了：
80.1)防止二次侧超压；
81.2)通过二次侧带出热量(运行状态)；
82.3)通过二次侧带出热量(事故工况，能动)；
83.4)通过二次侧带出热量(事故工况，非能动)；
84.5)防止余热排出系统损坏；
85.6)通过余热排出系统带出热量(运行状态)；
86.7)通过余热排出系统带出热量(事故工况)；
87.8)通过“充-排”带出热量；
88.9)导出安全壳内的热量(能动)；
89.10)导出安全壳内的热量(非能动)；
90.11)确保非能动冷却系统充足的水储备；
91.12)通过限制辅助热源，减少反应堆冷却剂系统中热量的产生。
92.对于上述步骤s106-24，在具体应用场景中，核电厂新燃料和乏燃料通常都贮存在乏燃料水池，换料期间会将堆芯中的乏燃料通过燃料水池转运到乏燃料水池临时或长期贮存，此时反应堆水池可与乏燃料水池处于连通状态。因此堆芯外的核燃料的热量导出，主要考虑从乏燃料水池导出热量；当反应堆水池与乏燃料水池连通后，也可通过反应水池导出热量；其具体可细分为以下目标安全功能的安全因素：
93.1)从乏燃料水池导出热量；
94.2)从反应堆水池导出热量；
95.3)维持燃料包壳的完整。
96.可选地，在本技术实施例中，对于步骤s106涉及到的根据目标核电厂的目标安全参数对第一安全功能的安全因素进行分解，得到与目标安全参数对应的目标安全功能的安全因素的方式，进一步可以是：
97.步骤s106-31，将对维持燃料包壳和反应堆冷却剂系统压力边界的完整性的安全因素进行分解后的以下至少之一的安全因素作为目标安全功能的安全因素：控制堆芯功率的分布、防止燃料芯块与燃料包壳相互作用、确保反应堆冷却剂压力边界的密封性、控制反应堆冷却剂系统压力及承压热冲击；和/或，
98.步骤s106-32，将对所控制放射性物质的释放的安全因素进行分解后的以下至少之一的安全因素作为目标安全功能的安全因素：确定安全壳的完整性、控制安全壳不超过预设压力值、控制安全壳旁通类事故的放射性物质释放；和/或，
99.步骤s106-33，将对所控制放射性废物的流出和放射性物质的扩散进行分解后的以下至少之一的安全因素作为目标安全功能的安全因素：控制放射性物质从带放射性的辅助系统或放射性废物处理系统扩散、设置放射性物质的预设排放量。
100.对于上述步骤s106-31，在具体应用场景中，燃料包壳作为避免放射性物质向环境释放的第一道屏障，首先应保障其完整性；即先考虑控制堆芯功率分布(包括线功率密度和轴向功率偏差的控制)，避免由于功率分布不均造成燃料棒局部过热；并防止不可接受的堆芯功率分布(包括线功率密度和轴向功率偏差的控制)，保证燃料包壳的完整性；其具体可细分为以下目标安全功能的安全因素：
101.1)控制堆芯功率分布(线功率密度和轴向功率偏差)；
102.2)防止不可接受的堆芯功率分布(线功率密度和轴向功率偏差)；
103.3)防止芯块包壳相互作用。
104.对于上述步骤s106-32，在具体应用场景中，反应堆冷却剂压力边界是避免放射性物质向环境释放的第二道屏障，对放射性物质包容起着至关重要的作用，同样需要保障其完整性。因此，首先应确保反应堆冷却剂压力边界的密封性，并防止反应堆冷却剂系统相连的辅助管线泄漏；同时，应避免瞬态期间给反应堆冷却剂系统带来的挑战，包括承压热冲击和系统超压；另外，还需要考虑防止稳压器满溢所造成的放射性物质释放；其具体可细分为以下目标安全功能的安全因素：
105.1)确保反应堆冷却剂压力边界密封性；
106.2)防止冷却剂通过反应堆冷却剂系统相连的辅助管线泄漏；
107.3)防止反应堆冷却剂系统承压热冲击；
108.4)防止反应堆冷却剂系统超压；
109.5)防止稳压器满溢。
110.对于上述步骤s106-33，在具体应用场景中，安全壳作为限制放射性物质向环境释放的最后一道屏障，在任何状态下均要确保其放射性物质包容功能的有效性。在核电厂设计中，通常会将安全壳的放射性包容功能延伸至反应堆厂房内的二次侧系统、以及与一回路相连的辅助系统，通过管道、阀门的设计确保其达到与安全壳相同的放射性物质包容性能；其次，无论是运行状态还是事故工况，均会采取相应的手段维持安全壳结构完整性，为此还需要避免安全壳超压；其具体可细分为以下目标安全功能的安全因素：
111.1)延伸安全壳的放射性包容功能至反应堆厂房内的二次侧系统以及与反应堆冷却剂系统相连的辅助系统；
112.2)维持安全壳结构完整性；
113.3)防止安全壳超压；
114.4)监测蒸汽发生器的放射性；
115.5)限制放射性物质从带放射性的蒸汽发生器释放到安全器壳外；
116.6)限制放射性物质通过与反应堆冷却剂系统相连的辅助系统释放到安全壳外；
117.7)防止安全壳贯穿件泄漏。
118.此外，尽管采取了措施确保三道实体屏障的放射性物质包容功能，但在运行状态或某些事故工况下仍有少部分放射性物质会不可避免地释放出来，另外电厂正常运行期间产生的放射性废物(包括：气态废物、液态废物、和固体废物)也含有一定的放射性，因此有必要限制放射性废物的流出和控制放射性物质的扩散。其具体考虑了以下目标安全功能的安全因素：
119.1)限制放射性物质从辅助系统或放射性废物处理系统释放；
120.2)限制放射性物质从安全壳过滤排放系统释放到安全壳外；
121.3)控制放射性物质的计划排放。
122.通过以上的实施方式的描述，本领域的技术人员可以清楚地了解到根据上述实施例的方法可借助软件加必需的通用硬件平台的方式来实现，当然也可以通过硬件，但很多情况下前者是更佳的实施方式。基于这样的理解，本发明的技术方案本质上或者说对现有技术做出贡献的部分可以以软件产品的形式体现出来，该计算机软件产品存储在一个存储介质(如rom/ram、磁碟、光盘)中，包括若干指令用以使得一台终端设备(可以是手机，计算机，服务器，或者网络设备等)执行本发明各个实施例所述的方法。
123.请参见图2，图2是本技术实施例的核电厂安全因素的确定装置的结构示意图，如图2所示，该装置包括：
124.确定模块22，用于根据基本核反应过程确定核电厂的基本安全功能的基本安全因素；
125.第一分解模块24，用于根据目标核电厂的核反应堆的类型对基本安全因素进行分解，得到与核反应堆类型对应的第一安全功能的安全因素；
126.第二分解模块26，用于根据目标核电厂的目标安全参数对第一安全功能的安全因素进行分解，得到与目标安全参数对应的目标安全功能的安全因素。
127.可选地，本技术实施例中涉及到的基本安全因素至少包括以下一项：反应性控制、热量导出、放射性物质包容。
128.可选地，本技术实施例中涉及到的第一分解模块24进一步可以包括：第一确定单元，用于根据核反应堆的类型确定核反应堆的堆芯；第二确定单元，用于将与堆芯相关的反应性控制的安全因素的以下至少之一作为第一安全功能的安全因素：堆芯的反应性控制、堆芯外核燃料的反应性控制。
129.可选地，本技术实施例中涉及到的第一分解模块24进一步可以包括：第三确定单元，用于根据核反应堆的类型确定核反应堆的堆芯；第四确定单元，用于将与堆芯相关的热量导出的安全因素的以下至少之一作为第一安全功能的安全因素：堆芯的反应堆冷却系统所需的冷却剂装量维持；堆芯的热量导出至冷却剂；冷却剂的热量传递至最终热阱；堆芯外核燃料的热量的导出。
130.可选地，本技术实施例中涉及到的第一分解模块24进一步可以包括：第五确定单元，用于根据核反应堆的类型确定核反应堆的堆芯；第六确定单元，用于将与堆芯相关的放射性物质包容的安全因素的以下至少之一作为第一安全功能的安全因素：燃料包壳和反应堆冷却系统压力边界的完整性的维持、放射性物质从安全壳释放的控制、放射性废物流出和放射性物质扩散的限制。
131.可选地，本技术实施例中的第二分解模块26进一步可以包括：第七确定单元，用于将对堆芯的反应性控制进行分解后的以下至少之一安全因素作为目标安全功能的安全因素：操作控制棒的反应性控制、调节硼浓度的反应性控制、利用反应堆的固有安全特性的反应性控制、处于预设区间的堆芯物理参数；和/或，第八确定单元，用于将对堆芯外核燃料的反应性控制分解后的以下至少之一的安全因素作为目标安全功能的安全因素：使核燃料处于次临界状态的吸收材料和燃料存储搁架。
132.可选地，本技术实施例中的第二分解模块26进一步可以包括：第九确定单元，用于将对堆芯的反应堆冷却系统的水装量的维持的安全因素进行分解后的以下至少之一的安全因素作为目标安全功能的安全因素：设置水装量的预设使用量、设置水装量的预设储备量；和/或，第十确定单元，用于将对堆芯的热量的导出的安全因素进行分解后的以下至少之一的安全因素作为目标安全功能的安全因素：保持反应堆冷却剂系统的压力在预设压力范围内、待导出的堆芯热量；和/或，第十一确定单元，用于将对冷却剂的热量传递至最终热阱的安全因素进行分解后的以下至少之一的安全因素作为目标安全功能的安全因素：通过设置用户排热的系统带出热量、将热量导入安全壳环境、导出安全壳内的热量；和/或，第十二确定单元，用于将对堆芯外核燃料的热量的导出的安全因素进行分解后的以下至少之一的安全因素作为目标安全功能的安全因素：湿式储存燃料的热量导出、干式储存燃料的热量导出。
133.可选地，本技术实施例中的第二分解模块26进一步可以包括：第十三确定单元，用于将对维持燃料包壳和反应堆冷却剂系统压力边界的完整性的安全因素进行分解后的以下至少之一的安全因素作为目标安全功能的安全因素：控制堆芯功率的分布、防止燃料芯块与燃料包壳相互作用、确保反应堆冷却剂压力边界的密封性、控制反应堆冷却剂系统压
力及承压热冲击；和/或，第十四确定单元，用于将对所控制放射性物质的释放的安全因素进行分解后的以下至少之一的安全因素作为目标安全功能的安全因素：确定安全壳的完整性、控制安全壳不超过预设压力值、控制安全壳旁通类事故的放射性物质释放；和/或，第十五确定单元，用于将对所控制放射性废物的流出和放射性物质的扩散进行分解后的以下至少之一的安全因素作为目标安全功能的安全因素：控制放射性物质从带放射性的辅助系统或放射性废物处理系统扩散、设置放射性物质的预设排放量。
134.在本技术的描述中，需要理解的是，术语“上”、“下”、“左”、“右”等指示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、以及特定的方位构造和操作，因此，不能理解为对本发明的限制。此外，“第一”、“第二”仅由于描述目的，且不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。因此，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括一个或者多个该特征。本发明的描述中，除非另有说明，“多个”的含义是两个或两个以上。
135.在本技术的描述中，需要说明的是，除非另有明确的规定和限定，术语“安装”“相连”“连接”等应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或一体地连接；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接连接，可以是两个元件内部的连通。对于本领域的普通技术人员而言，可以具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。
136.上述实施例是参考附图来描述的，其他不同的形式和实施例也是可行而不偏离本发明的原理，因此，本发明不应被建构成为在此所提出实施例的限制。更确切地说，这些实施例被提供以使得本发明会是完善又完整，且会将本发明范围传达给本领域技术人员。在附图中，组件尺寸及相对尺寸也许基于清晰起见而被夸大。在此所使用的术语只是基于描述特定实施例目的，并无意成为限制用。术语“包含”及/或“包括”在使用于本说明书时，表示所述特征、整数、构件及/或组件的存在，但不排除一或更多其它特征、整数、构件、组件及/或其族群的存在或增加。除非另有所示，陈述时，一值范围包含该范围的上下限及其间的任何子范围。