核电厂安全设计分析方法、装置、设备、介质和程序产品与流程

1.本技术涉及核电厂设计技术领域，特别是涉及一种核电厂安全设计分析方法、装置、设备、介质和程序产品。


背景技术：

[0002]“实际消除大量放射性释放”的概念最早由法国和德国核安全审查机构及核安全咨询委员会在《gpr/rsk proposals for a common safety approach for future pressurized water reactors》中提出，目的在于为下一代压水堆核电厂制定安全设计目标。由于安全壳早期释放占大量放射性释放的份额很大，因此，2016年10月26日国家核安全局批准发布的haf102-2016《核动力厂设计安全规定》中要求：必须“实际消除”会导致安全壳早期大量放射性释放的事故工况，如果事故工况实质上不可能发生或高置信度极不可能发生，则认为该工况被“实际消除”；必须保证核动力厂能进入可控状态并维持安全壳功能，从而能实际消除导致早期放射性释放或大量放射性释放的核动力厂的可控状态发生的可能性。目前，针对核电厂的设计是否安全，多是进行定性分析，存在分析结果准确度低等问题。


技术实现要素：

[0003]
基于此，有必要针对上述技术问题，提供一种能够对核电厂设计是否安全进行定量分析，从而提高分析结果准确度的核电厂安全设计分析方法、装置、设备、介质和程序产品。
[0004]
第一方面，本技术提供了一种核电厂安全设计分析方法。所述方法包括：获取核电厂的放射性来源信息，并获取核电厂的放射性泄露途径信息；根据放射性来源信息以及放射性泄露途径信息确定多个不同的泄露事故工况信息；确定各泄露事故工况信息对应的发生概率；基于各泄露事故工况信息对应的发生概率以及各泄露事故工况信息对应的发生概率的和值，获取针对核电厂的目标判断结果，目标判断结果用于指示核电厂是否满足实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放的条件。
[0005]
在其中一个实施例中，基于各泄露事故工况信息对应的发生概率以及各泄露事故工况信息对应的发生概率的和值，获取针对核电厂的目标判断结果，包括：获取预先设定的概率目标值以及安全系数；根据概率目标值和安全系数，确定概率基准值；根据各泄露事故工况信息对应的发生概率是否小于概率基准值，以及和值是否小于概率目标值，确定目标判断结果。
[0006]
在其中一个实施例中，根据各泄露事故工况信息对应的发生概率是否小于概率基准值，以及和值是否小于概率目标值，确定目标判断结果，包括：若各泄露事故工况信息对应的发生概率均小于概率基准值，且，和值小于概率目标值，则将第一结果作为目标判断结果，其中，第一结果指示核电厂满足实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放的条件；若各泄露事故工况信息中存在发生概率大于等于概率基准值的泄露事故工况信息，或者，
和值大于等于概率目标值，则将第二结果作为目标判断结果，其中，第二结果指示核电厂不满足实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放的条件。
[0007]
在其中一个实施例中，核电厂安全设计分析方法还包括：对于各泄露事故工况信息，针对泄露事故工况信息进行判断处理，以得到泄露事故工况信息对应的发生概率；其中，判断处理包括第一判断处理和第二判断处理中的至少一种，其中，第一判断处理包括：将泄露事故工况信息输入至预先设定的核电厂事故分析程序，以由核电厂事故分析程序基于核电厂的布置几何信息、系统设备参数与事故假设，对泄露事故工况信息进行判断处理；第二判断处理包括：将泄露事故工况信息输入至预先设定的风险分析程序，以由风险分析程序基于泄露事故工况信息构建psa模型，并针对psa模型对泄露事故工况信息进行判断处理。
[0008]
在其中一个实施例中，根据放射性来源信息以及放射性泄露途径信息确定多个不同的泄露事故工况信息，包括：确定放射性泄露的故障类型，故障类型包括应力失效类型和结构失效类型；根据放射性来源信息以及放射性泄露途径信息，按照故障类型构建多个不同的泄露事故工况，并根据构建的多个不同的泄露事故工况获取多个不同的泄露事故工况信息。
[0009]
在其中一个实施例中，获取核电厂的放射性来源信息，包括：根据核电厂的类型确定核电厂中的放射性部件，放射性部件可产生放射性释放；将放射性部件在核电厂中的位置信息作为放射性来源信息。
[0010]
在其中一个实施例中，获取核电厂的放射性泄露途径信息，包括：确定核电厂中的放射性部件与外部环境之间设置的放射性屏障部件；确定放射性屏障部件中可能出现的放射性泄露路径，将放射性泄露路径在放射性屏障部件中的位置信息作为放射性泄露途径信息。
[0011]
第二方面，本技术还提供了一种核电厂安全设计分析装置。所述装置包括：第一获取模块，用于获取核电厂的放射性来源信息，并获取核电厂的放射性泄露途径信息；第一确定模块，用于根据放射性来源信息以及放射性泄露途径信息确定多个不同的泄露事故工况信息；第二确定模块，用于确定各泄露事故工况信息对应的发生概率；第二获取模块，用于基于各泄露事故工况信息对应的发生概率以及各泄露事故工况信息对应的发生概率的和值，获取针对核电厂的目标判断结果，目标判断结果用于指示核电厂是否满足实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放的条件。
[0012]
在其中一个实施例中，第二获取模块，还用于获取预先设定的概率目标值以及安全系数；根据概率目标值和安全系数，确定概率基准值；根据各泄露事故工况信息对应的发生概率是否小于概率基准值，以及和值是否小于概率目标值，确定目标判断结果。
[0013]
在其中一个实施例中，第二获取模块，还用于若各泄露事故工况信息对应的发生概率均小于概率基准值，且，和值小于概率目标值，则将第一结果作为目标判断结果，其中，第一结果指示核电厂满足实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放的条件；若各泄露事故工况信息中存在发生概率大于等于概率基准值的泄露事故工况信息，或者，和值大于等于概率目标值，则将第二结果作为目标判断结果，其中，第二结果指示核电厂不满足实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放的条件。
[0014]
在其中一个实施例中，第二确定模块，还用于对于各泄露事故工况信息，针对泄露
事故工况信息进行判断处理，以得到泄露事故工况信息对应的发生概率；其中，判断处理包括第一判断处理和第二判断处理中的至少一种，其中，第一判断处理包括：将泄露事故工况信息输入至预先设定的核电厂事故分析程序，以由核电厂事故分析程序基于核电厂的布置几何信息、系统设备参数与事故假设，对泄露事故工况信息进行判断处理；第二判断处理包括：将泄露事故工况信息输入至预先设定的风险分析程序，以由风险分析程序基于泄露事故工况信息构建psa模型，并针对psa模型对泄露事故工况信息进行判断处理。
[0015]
在其中一个实施例中，第一确定模块，还用于确定放射性泄露的故障类型，故障类型包括应力失效类型和结构失效类型；根据放射性来源信息以及放射性泄露途径信息，按照故障类型构建多个不同的泄露事故工况，并根据构建的多个不同的泄露事故工况获取多个不同的泄露事故工况信息。
[0016]
在其中一个实施例中，第一获取模块，还用于根据核电厂的类型确定核电厂中的放射性部件，放射性部件可产生放射性释放；将放射性部件在核电厂中的位置信息作为放射性来源信息。
[0017]
在其中一个实施例中，第一获取模块，还用于确定核电厂中放射性部件与外部环境之间设置的放射性屏障部件；确定放射性屏障部件中可能出现的放射性泄露路径，将放射性泄露路径在放射性屏障部件中的位置信息作为放射性泄露途径信息。
[0018]
第三方面，本技术还提供了一种计算机设备，包括存储器和处理器，该存储器存储有计算机程序，该处理器执行该计算机程序时实现上述第一方面任一项所述的方法的步骤。
[0019]
第四方面，本技术还提供了一种计算机可读存储介质，其上存储有计算机程序，该计算机程序被处理器执行时实现上述第一方面中任一项所述的方法的步骤。
[0020]
第五方面，本技术还提供了一种计算机程序产品，该计算机程序产品，包括计算机程序，该计算机程序被处理器执行时实现上述第一方面中任一项所述的方法的步骤。
[0021]
上述核电厂安全设计分析方法、装置、设备、介质和程序产品，通过获取核电厂的放射性来源信息，以及获取核电厂的放射性泄露途径信息，并根据放射性来源信息以及放射性泄露途径信息确定多个不同的泄露事故工况信息，然后确定各泄露事故工况信息对应的发生概率，再基于各泄露事故工况信息对应的发生概率以及各泄露事故工况信息对应的发生概率的和值，获取针对核电厂的目标判断结果，其中目标判断结果用于指示核电厂是否满足实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放的条件。本技术通过各泄露事故工况信息对应的发生概率以及各泄露事故工况信息对应的发生概率的和值得到核电厂的设计是否安全的目标判断结果，实现了对核电厂设计是否安全的定量分析，从而提高了核电厂安全设计分析结果的准确度。
附图说明
[0022]
图1为一个实施例中一种核电厂安全设计分析方法的流程示意图；
[0023]
图2为一个实施例中另一种核电厂安全设计分析方法的流程示意图；
[0024]
图3为一个实施例中一种核电厂安全设计分析装置的结构框图；
[0025]
图4为一个实施例中计算机设备的内部结构图。
具体实施方式
[0026]
为了使本技术的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本技术进行进一步详细说明。应当理解，此处描述的具体实施例仅仅用以解释本技术，并不用于限定本技术。
[0027]
在一个实施例中，如图1所示，提供了一种核电厂安全设计分析方法的流程示意图，本实施例以该方法应用于终端进行举例说明，可以理解的是，该方法也可以应用于服务器，还可以应用于包括终端和服务器的系统，并通过终端和服务器的交互实现，其中，终端可以但不限于是各种个人计算机、笔记本电脑、智能手机和平板电脑等。服务器可以用独立的服务器或者是多个服务器组成的服务器集群来实现。本技术实施例中，该方法包括以下步骤：
[0028]
步骤101，获取核电厂的放射性来源信息，并获取核电厂的放射性泄露途径信息。
[0029]
其中，核电厂种类有多种，包括压水堆核电厂、沸水堆核电厂、高温气冷堆核电厂、重水堆核电厂、压力管式石墨慢化沸水堆核电厂和钠冷快堆核电厂。核燃料(包括乏燃料)是核电厂中产生早期放射性释放或大量放射性释放的源头，确认核燃料在核电厂中所处的位置，即可识别出放射性来源，因此，放射性来源信息可以是核燃料在核电厂中的位置信息。不同核电厂由于存放核燃料的位置不同放射性来源不同，如压水堆核电厂，放射性来源为反应堆压力容器和乏燃料水池。放射性泄露途径是放射性来源突破与外部环境隔离的放射性屏障从而建立的放射性来源与外部环境的通道，通过放射性来源即可确定至少一个放射性泄露途径，如压水堆核电厂中的反应堆压力容器，放射性泄露途径包括安全壳主体、安全壳底部和旁路安全壳，其中旁路安全壳是指安全壳上与其它部件的衔接处。不同的放射性来源的放射性屏障可能会不同，进而放射性泄露途径也会有所不同。放射性泄露途径信息是放射性泄露途径的位置信息，如可以是安全壳主体上至少一个点的位置信息，安全壳底部中至少一个点的位置信息和旁路安全壳上的至少一个点的位置信息。
[0030]
可选的，在核电厂设计阶段，终端根据核电厂设计图中的放射性来源标识和放射性屏障标识，得到放射性来源信息和放射性屏障信息，然后终端中设置的训练好的训练模型根据放射性来源信息和放射性屏障信息确定出可能的至少一个放射性泄露途径，从而得到至少一个放射性泄露途径信息以及至少一个放射性泄露途径标识，其中放射性泄露途径标识用来唯一识别放射性泄露途径，如0011—安全壳主体a区，放射性泄露途径标识与放射性泄露途径信息一一对应，如0011—(0.3，2，4)。需要说明的是，不同的放射性来源的放射性来源标识不同，不同的放射性屏障的放射性屏障标识也不同。
[0031]
与传统的根据人工经验判断放射性泄露途径的方式相比，通过训练模型确定放射性泄露途径的方式，使得得到的放射性泄露途径信息更接近实际情况，即得到的放射性泄露途径信息的准确度更高。
[0032]
步骤102，根据放射性来源信息以及放射性泄露途径信息确定多个不同的泄露事故工况信息。
[0033]
其中，泄露事故工况信息是表征产生放射性泄露原因的内容，如堆芯熔融物-混凝土相互作用(molten corium-concrete interaction，mcci)、安全壳直接加热(direct containment heating，dch)、氢气爆炸、蒸汽爆炸、安全壳晚期超压失效、一回路主承压部件破裂、大量反应性引入事故、安全壳旁通类事故、安全壳开启的严重事故、乏燃料水池燃
料熔毁。不同的放射性来源信息和放射性泄露途径信息可能会产生不同的泄露事故工况信息，也可能产生相同的泄露事故工况信息。具体的，在严重泄露事故工况发生之后，如果没有进行及时的缓解，就可能导致压力容器失效。如果在压力容器失效时堆芯的压力较高，那么就会发生高压熔喷(high pressure molten eject，hpme)，则可能导致dch。夹带的熔融物进入安全壳，使安全壳内的压力升高或者点燃安全壳内的氢气，发生氢气快速燃烧或爆炸。同时也可能导致飞入安全壳内的高温堆熔物损坏安全壳内的相关系统、设备和监测系统，对安全壳完整性造成早期威胁，可能导致早期放射性释放或大量放射性释放。
[0034]
可选的，终端可以根据放射性来源信息和放射性泄露途径信息计算得到放射性来源与放射性泄露途径的距离，然后终端中训练好的模型可根据放射性来源与放射性泄露途径的距离，以及放射性来源和放射性泄露途径，分析得出至少一个泄露事故工况信息。如放射性来源与放射性泄露途径的距离为2米，其中放射性来源为反应堆堆芯，放射性泄露途径为安全壳主体b区，终端得出泄露事故工况信息为dch。
[0035]
与传统的根据人工经验确定泄露事故工况信息的方式相比，通过训练模型确定泄露事故工况信息的方式，使得得到的泄露事故工况信息更接近实际情况，即得到的泄露事故工况信息的准确度更高。
[0036]
步骤103，确定各泄露事故工况信息对应的发生概率。
[0037]
其中，在核电厂的设计中，一般都会设计安全系统和/或缓解系统，泄露事故工况信息对应的发生概率指的就是在核电厂的安全系统和/或缓解系统下发生泄露事故工况的概率。具体的，核电厂的安全设计贯彻纵深防御的理念，多样化冗余的安全系统和/或缓解系统设计旨在保证核电厂的安全性。在泄露事故工况发生之后，核电厂的安全系统和/或缓解系统会对泄露事故工况进行缓解，防止堆芯熔化。如果缓解失败，导致堆芯熔化，那么需要将高压序列向低压序列进行转化，避免高压熔喷。在始发事件发生之后，两列冗余的反应堆保护系统可以确保反应堆停堆。设计基准事故的缓解系统主要包括安全注入系统、应急补水系统、蒸汽大气排放系统，这些系统将对泄露事故工况进行缓解并维持反应堆的安全状态。如果设计基准事故叠加安全系统失效或多重始发事件，那么设计基准事故将演变成设计扩展工况a事故。设计扩展工况a事故的缓解系统主要包括手动充排动作、应急硼化系统、二次侧非能动余热排出系统等。如果反应堆停堆失败，则变成未能停堆的预期瞬变，同样属于设计扩展工况a事故。设计基准事故和设计扩展工况a事故的安全设计预防了反应堆堆芯熔化。如果这些安全系统和/或缓解系统失效，那么堆芯熔化，会进入严重泄露事故工况。在dch的工况下，无法卸压事故的缓解系统主要包括严重事故专用卸压阀，严重事故专用卸压阀能够实现高压序列向低压序列的转化，避免dch，从而保证安全壳的完整性。
[0038]
可选的，终端首先根据各泄露事故工况信息，从预先针对核电厂的各种泄露事故工况设计的多个安全系统和/或缓解系统的预设数据库中，识别出预防每一个泄露事故工况的安全系统和/或缓解系统并进行梳理，确定出每一个泄露事故工况对应的安全系统和/或缓解系统。然后用确定论分析程序和概率论分析程序，计算出各泄露事故工况在对应的安全系统和/或缓解系统下，各泄露事故工况信息对应的发生概率，其中概率论分析程序包括psa(probabilistic safety analysis，概率安全分析)模型。由确定论分析程序计算得到的泄露事故工况信息对应的发生概率要么是1，要么是0；由概率论分析程序计算得到的泄露事故工况信息对应的发生概率在0和1之间。需要说明的是，对于不同的泄露事故工况
采用确定论分析程序和概率论分析程序中的一种，如设计基准事故、设计扩展工况a事故采用确定论分析程序，严重事故专用卸压阀采用概率论分析程序。
[0039]
步骤104，基于各泄露事故工况信息对应的发生概率以及各泄露事故工况信息对应的发生概率的和值，获取针对核电厂的目标判断结果，目标判断结果用于指示核电厂是否满足实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放的条件。
[0040]
可选的，终端将各泄露事故工况信息对应的发生概率分别与概率安全目标的十分之一比较，若泄露事故工况信息对应的发生概率小于概率安全目标的十分之一，则说明该泄露事故工况信息对应的泄露事故工况产生的早期放射性释放或大量放射性释放，能够被安全系统和/或缓解系统消除或缓解，从而可以确定核电厂针对该泄露事故工况设计的安全系统和/或缓解系统是合格的；若泄露事故工况信息对应的发生概率大于等于概率安全目标的十分之一，则说明该泄露事故工况信息对应的泄露事故工况产生的早期放射性释放或大量放射性释放，无法被安全系统和/或缓解系统消除或缓解，从而可以确定核电厂针对该泄露事故工况设计的安全系统和/或缓解系统是不合格的，需要对核电厂的安全系统和/或缓解系统重新设计，其中概率安全目标的十分之一可以是10-7
/堆
·
年。
[0041]
可选的，终端将各泄露事故工况信息对应的发生概率的和值与概率安全目标比较，若各泄露事故工况信息对应的发生概率的和值小于概率安全目标，则说明核电厂的安全设计是合格的，能够实际消除多个泄露事故工况产生的早期放射性释放或大量放射性释放；若各泄露事故工况信息对应的发生概率的和值大于等于概率安全目标，则说明核电厂的安全设计不合格，无法实际消除多个泄露事故工况产生的早期放射性释放或大量放射性释放，需要核电厂重新进行安全设计，其中概率安全目标可以是10-6
/堆
·
年。
[0042]
可选的，针对核电厂的目标判断结果有四种，第一种是各泄露事故工况信息对应的发生概率小于概率安全目标的十分之一，且各泄露事故工况信息对应的发生概率的和值小于概率安全目标；第二种是各泄露事故工况信息对应的发生概率小于概率安全目标的十分之一，且各泄露事故工况信息对应的发生概率的和值大于等于概率安全目标；第三种是存在至少一个泄露事故工况信息对应的发生概率大于等于概率安全目标的十分之一，且各泄露事故工况信息对应的发生概率的和值小于概率安全目标；第四种是存在至少一个泄露事故工况信息对应的发生概率大于等于概率安全目标的十分之一，且且各泄露事故工况信息对应的发生概率的和值大于等于概率安全目标。上述第一种目标判断结果表示核电厂的安全设计满足实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放，其它的目标判断结果表示核电厂的安全设计不满足实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放。
[0043]
例如，设计基准事故的发生概率为0、设计扩展工况a事故的发生概率为0，严重事故专用卸压阀的卸压能力足以在压力容器失效时将一回路压力降到2.0mpa以下，避免hpme和dch，而卸压阀无法卸压事故的发生概率为10-9/堆
·
年，因此，针对设计基准事故、设计扩展工况a事故、无法卸压事故的安全设计均是合格的，能够实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放。
[0044]
通过在安全系统和/或缓解系统下，判断各泄露事故工况信息对应的发生概率是否小于概率安全目标的十分之一，以及判断各泄露事故工况信息对应的发生概率的和值是否小于概率安全目标，实现了用分项概率与总概率对核电厂的安全设计的定量分析，能够准确识别出核电厂的设计缺陷，且在实际应用中具有较高的可行性。
[0045]
综上所述，通过获取核电厂的放射性来源信息，以及获取核电厂的放射性泄露途径信息，并根据放射性来源信息以及放射性泄露途径信息确定多个不同的泄露事故工况信息，然后确定各泄露事故工况信息对应的发生概率，再基于各泄露事故工况信息对应的发生概率以及各泄露事故工况信息对应的发生概率的和值，获取针对核电厂的目标判断结果，其中目标判断结果用于指示核电厂是否满足实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放的条件。本技术通过各泄露事故工况信息对应的发生概率以及各泄露事故工况信息对应的发生概率的和值得到核电厂的设计是否安全的目标判断结果，实现了对核电厂设计是否安全的定量分析，从而提高了核电厂安全设计分析结果的准确度。
[0046]
在其中一个实施例中，基于各泄露事故工况信息对应的发生概率以及各泄露事故工况信息对应的发生概率的和值，获取针对核电厂的目标判断结果，包括：获取预先设定的概率目标值以及安全系数；根据概率目标值和安全系数，确定概率基准值；根据各泄露事故工况信息对应的发生概率是否小于概率基准值，以及和值是否小于概率目标值，确定目标判断结果。
[0047]
在其中一个实施例中，根据各泄露事故工况信息对应的发生概率是否小于概率基准值，以及和值是否小于概率目标值，确定目标判断结果，包括：若各泄露事故工况信息对应的发生概率均小于概率基准值，且，和值小于概率目标值，则将第一结果作为目标判断结果，其中，第一结果指示核电厂满足实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放的条件；若各泄露事故工况信息中存在发生概率大于等于概率基准值的泄露事故工况信息，或者，和值大于等于概率目标值，则将第二结果作为目标判断结果，其中，第二结果指示核电厂不满足实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放的条件。
[0048]
其中，概率目标值，是作为核电厂安全设计是否满足实际消除早期放射性释放或大量放射性释放的判断值；概率基准值，是作为核电厂中各安全系统和/或缓解系统是否满足实际消除早期放射性释放或大量放射性释放的判断值。
[0049]
可选的，在人机交互界面上分别输入概率目标值以及安全系数，概率目标值可以是10-6
/堆
·
年，安全系数可以是10-1
，终端将概率目标值和安全系数的乘积作为概率基准值，即得到概率基准值为10-7
/堆
·
年，然后将上述步骤3中得到的各泄露事故工况信息对应的发生概率分别与概率基准值比较，再将所有泄露事故工况信息对应的发生概率相加得到各泄露事故工况信息对应的发生概率的和值，且将和值与概率目标值比较，最后将各泄露事故工况信息对应的发生概率均小于概率基准值，且和值小于概率目标值作为第一结果，将各泄露事故工况信息中存在发生概率大于等于概率基准值的泄露事故工况信息，或者，和值大于等于概率目标值，作为第二结果，其中第一结果表示核电厂的安全设计合格，第二结果表示核电厂的安全设计不合格，需要重新进行安全设计。当出现第二结果时，终端输出所有发生概率大于等于概率基准值对应的泄露事故工况信息，以及相对应的安全系统和/或缓解系统等信息。
[0050]
通过改变概率目标值以及安全系数，可以灵活应对各种核电厂安全设计标准要求。另外仅通过输入概率目标值以及安全系数，就可得出核电厂安全设计是否合格的结果，以及所有发生概率大于等于概率基准值对应的泄露事故工况信息，还有相对应的安全系统和/或缓解系统，实现了自动化识别核电厂设计缺陷，极大降低了核电厂安全设计分析花费的时间，以及提高了核电厂安全设计分析的准确度。
[0051]
在其中一个实施例中，核电厂安全设计分析方法还包括：对于各泄露事故工况信息，针对泄露事故工况信息进行判断处理，以得到泄露事故工况信息对应的发生概率；其中，判断处理包括第一判断处理和第二判断处理中的至少一种，其中，第一判断处理包括：将泄露事故工况信息输入至预先设定的核电厂事故分析程序，以由核电厂事故分析程序基于核电厂的布置几何信息、系统设备参数与事故假设，对泄露事故工况信息进行判断处理；第二判断处理包括：将泄露事故工况信息输入至预先设定的风险分析程序，以由风险分析程序基于泄露事故工况信息构建psa模型，并针对psa模型对泄露事故工况信息进行判断处理。
[0052]
其中，核电厂的布置几何信息包括核燃料的位置信息、堆放核燃料容器的长宽高、放射性屏障的位置信息和安全系统和/或缓解系统的位置信息等，系统设备参数包括所用材料的熔点、比热容等，事故假设包括由泄露事故工况信息对应的泄露事故工况引起的事故工况，如dch引起设计设计扩展工况a。
[0053]
可选的，针对不同的泄露事故工况信息，终端做不同的判断处理，对于简单、物理上确定发生或不可能发生的泄露事故工况信息，进行第一判断处理，对于复杂，概率事件发生或不发生的泄露事故工况信息，进行第二判断处理，决定对泄露事故工况信息做第一判断处理还是第二判断处理可以选择由专业人员根据经验决定，也可以选择使用终端中训练好的训练模型决定。其中，第一判断处理是基于核电厂设计信息，如核电厂布置几何信息、系统设备参数与事故假设，对泄露事故工况信息，以及泄露事故工况引起的其它事故工况进行评价，得到安全设计下核电厂中泄露事故工况信息对应的发生概率。第二判断处理是基于核电厂设计信息，使用风险分析程序riskspectrum构建事件树和故障树，融合数据分析、相关性分析、人因分析等形成完整的psa模型，采用核电厂事故规程与系统流程作为输入，通过布尔代数进行计算，最终获得泄露事故工况信息对应的发生概率。
[0054]
可选的，对泄露事故工况信息分别进行第一判断处理和第二判断处理，泄露事故工况信息对应的发生概率可以由第一判断处理结果和第二判断处理结果共同决定，其中第一判断处理结果占比和第二判断处理结果占比可以根据需要确定，在此不做限定。
[0055]
在其中一个实施例中，根据放射性来源信息以及放射性泄露途径信息确定多个不同的泄露事故工况信息，包括：确定放射性泄露的故障类型，故障类型包括应力失效类型和结构失效类型；根据放射性来源信息以及放射性泄露途径信息，按照故障类型构建多个不同的泄露事故工况，并根据构建的多个不同的泄露事故工况获取多个不同的泄露事故工况信息。
[0056]
其中，应力失效类型为突破极限应力导致的失效，源于安全壳超温超压，结构失效类型为丧失结构完整性导致的失效，源于堆芯熔融物熔穿。因此，根据故障类型，可以确定泄露事故工况信息。
[0057]
可选的，放射性来源信息对应至少一个放射性泄露途径信息，一个放射性泄露途径信息对应2个故障类型，因此，一个放射性来源信息对应多个泄露事故工况信息。如，1个放射性来源信息，8个放射性泄露途径信息，可以得到16个泄露事故工况信息。
[0058]
根据故障类型确定导致放射性泄露的泄露事故工况，从而得到核电厂可能导致早期放射性释放或大量放射性释放的泄露事故工况信息，降低了确定泄露事故工况信息的复杂度。
[0059]
在其中一个实施例中，获取核电厂的放射性来源信息，包括：根据核电厂的类型确定核电厂中的放射性部件，放射性部件可产生放射性释放；将放射性部件在核电厂中的位置信息作为放射性来源信息。
[0060]
其中，目前核电厂分为压水堆核电厂、沸水堆核电厂、高温气冷堆核电厂、重水堆核电厂、压力管式石墨慢化沸水堆核电厂和钠冷快堆核电厂。每种核电厂中产生放射性释放的放射性部件不同，如压水堆核电厂，放射性部件为反应堆压力容器和乏燃料水池，而放射性部件所处的位置信息就是放射性来源信息。在核电厂设计阶段，终端可以根据核电厂设计图中的放射性部件标识找到放射性部件，并根据核电厂设计图比例尺和放射性部件的几何信息得到放射性来源信息。
[0061]
在其中一个实施例中，获取核电厂的放射性泄露途径信息，包括：确定核电厂中的放射性部件与外部环境之间设置的放射性屏障部件；确定放射性屏障部件中可能出现的放射性泄露路径，将放射性泄露路径在放射性屏障部件中的位置信息作为放射性泄露途径信息。
[0062]
其中，在核电厂中，放射性部件与外部环境均会设置一个或多个放射性屏障部件，该放射性屏障部件用来将放射性部件产生的放射性释放控制在一定区域内。放射性屏障部件会因为压强超标，温度过高等因素出现放射性能够释放到外部环境的通道，该通道称为放射性泄露路径。
[0063]
可选的，在核电厂设计阶段，终端可以根据核电厂设计图中的放射性部件标识和放射性屏障标识，定位到放射性部件对应的放射性屏障部件，然后利用训练模型根据放射性部件和放射性屏障部件确定出可能的至少一个放射性泄露路径，在根据核电厂设计图比例尺和放射性泄露路径的几何信息得到放射性泄露途径信息。
[0064]
在其中一个实施例中，执行完上述任一方法实施例后，当得到核电厂的安全设计满足实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放后，还应采取可能的运行操作和事故管理尽量降低放射性后果风险。因为早期放射性释放或大量放射性释放的实际消除不是简单的概率截断，应该在可能的范围内尽量降低事故风险与后果。任何能够降低事故风险和后果的设计改进、运行操作、事故管理等，都应该在核电厂中实际应用，尽可能保障公众的安全。例如，核电厂严重事故管理导则(severe accident management guideline，samg)中针对界面一回路失水事故(loss of coolant accident，loca)的淹没和喷淋策略就能够降低放射性物质的释放量，从而缓解事故后果。
[0065]
综上所述，如图2所示，提供了另一种核电厂安全设计分析方法的流程示意图，根据核电厂的类型确定核电厂中的放射性部件，放射性部件可产生放射性释放，将放射性部件在核电厂中的位置信息作为放射性来源信息。确定核电厂中放射性部件与外部环境之间设置的放射性屏障部件，确定放射性屏障部件中可能出现的放射性泄露路径，将放射性泄露路径在放射性屏障部件中的位置信息作为放射性泄露途径信息。确定放射性泄露的故障类型，故障类型包括应力失效类型和结构失效类型，根据放射性来源信息以及放射性泄露途径信息，按照故障类型构建多个不同的泄露事故工况，并根据构建的多个不同的泄露事故工况获取多个不同的泄露事故工况信息。从预先针对核电厂的各种泄露事故工况设计的多个安全系统和/或缓解系统的预设数据库中，识别出预防每一个泄露事故工况的安全系统和/或缓解系统并进行梳理，确定出每一个泄露事故工况对应的安全系统和/或缓解系
统。对于各泄露事故工况信息，针对泄露事故工况信息进行判断处理，以得到泄露事故工况信息对应的发生概率；其中，判断处理包括第一判断处理和第二判断处理中的至少一种，其中，第一判断处理包括：将泄露事故工况信息输入至预先设定的核电厂事故分析程序，以由核电厂事故分析程序基于核电厂的布置几何信息、系统设备参数与事故假设，对泄露事故工况信息进行判断处理；第二判断处理包括：将泄露事故工况信息输入至预先设定的风险分析程序，以由风险分析程序基于泄露事故工况信息构建psa模型，并针对psa模型对泄露事故工况信息进行判断处理。获取预先设定的概率目标值以及安全系数，根据概率目标值和安全系数，确定概率基准值，若各泄露事故工况信息对应的发生概率均小于概率基准值，且，和值小于概率目标值，则将第一结果作为目标判断结果，其中，第一结果指示核电厂满足实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放的条件；若各泄露事故工况信息中存在发生概率大于等于概率基准值的泄露事故工况信息，或者，和值大于等于概率目标值，则将第二结果作为目标判断结果，其中，第二结果指示核电厂不满足实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放的条件，需要进行设计改进。
[0066]
应该理解的是，虽然如上所述的各实施例所涉及的流程图中的各个步骤按照箭头的指示依次显示，但是这些步骤并不是必然按照箭头指示的顺序依次执行。除非本文中有明确的说明，这些步骤的执行并没有严格的顺序限制，这些步骤可以以其它的顺序执行。而且，如上所述的各实施例所涉及的流程图中的至少一部分步骤可以包括多个步骤或者多个阶段，这些步骤或者阶段并不必然是在同一时刻执行完成，而是可以在不同的时刻执行，这些步骤或者阶段的执行顺序也不必然是依次进行，而是可以与其它步骤或者其它步骤中的步骤或者阶段的至少一部分轮流或者交替地执行。
[0067]
基于同样的发明构思，本技术实施例还提供了一种用于实现上述所涉及的核电厂安全设计分析方法的核电厂安全设计分析装置。该装置所提供的解决问题的实现方案与上述方法中所记载的实现方案相似，故下面所提供的一个或多个核电厂安全设计分析装置实施例中的具体限定可以参见上文中对于核电厂安全设计分析方法的限定，在此不再赘述。
[0068]
在一个实施例中，如图3所示，提供了一种核电厂安全设计分析装置300，包括：第一获取模块301、第一确定模块302、第二确定模块303、第二获取模块，其中：
[0069]
第一获取模块301，用于获取核电厂的放射性来源信息，并获取核电厂的放射性泄露途径信息。
[0070]
第一确定模块302，用于根据放射性来源信息以及放射性泄露途径信息确定多个不同的泄露事故工况信息。
[0071]
第二确定模块303，用于确定各泄露事故工况信息对应的发生概率。
[0072]
第二获取模块304，用于基于各泄露事故工况信息对应的发生概率以及各泄露事故工况信息对应的发生概率的和值，获取针对核电厂的目标判断结果，目标判断结果用于指示核电厂是否满足实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放的条件。
[0073]
在其中一个实施例中，第二获取模块304，还用于获取预先设定的概率目标值以及安全系数；根据概率目标值和安全系数，确定概率基准值；根据各泄露事故工况信息对应的发生概率是否小于概率基准值，以及和值是否小于概率目标值，确定目标判断结果。
[0074]
在其中一个实施例中，第二获取模块304，还用于若各泄露事故工况信息对应的发生概率均小于概率基准值，且，和值小于概率目标值，则将第一结果作为目标判断结果，其
中，第一结果指示核电厂满足实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放的条件；若各泄露事故工况信息中存在发生概率大于等于概率基准值的泄露事故工况信息，或者，和值大于等于概率目标值，则将第二结果作为目标判断结果，其中，第二结果指示核电厂不满足实际消除早期放射性释放或者大量放射性释放的条件。
[0075]
在其中一个实施例中，第二确定模块303，还用于对于各泄露事故工况信息，针对泄露事故工况信息进行判断处理，以得到泄露事故工况信息对应的发生概率；其中，判断处理包括第一判断处理和第二判断处理中的至少一种，其中，第一判断处理包括：将泄露事故工况信息输入至预先设定的核电厂事故分析程序，以由核电厂事故分析程序基于核电厂的布置几何信息、系统设备参数与事故假设，对泄露事故工况信息进行判断处理；第二判断处理包括：将泄露事故工况信息输入至预先设定的风险分析程序，以由风险分析程序基于泄露事故工况信息构建psa模型，并针对psa模型对泄露事故工况信息进行判断处理。
[0076]
在其中一个实施例中，第一确定模块302，还用于确定放射性泄露的故障类型，故障类型包括应力失效类型和结构失效类型；根据放射性来源信息以及放射性泄露途径信息，按照故障类型构建多个不同的泄露事故工况，并根据构建的多个不同的泄露事故工况获取多个不同的泄露事故工况信息。
[0077]
在其中一个实施例中，第一获取模块301，还用于根据核电厂的类型确定核电厂中的放射性部件，放射性部件可产生放射性释放；将放射性部件在核电厂中的位置信息作为放射性来源信息。
[0078]
在其中一个实施例中，第一获取模块301，还用于确定核电厂中放射性部件与外部环境之间设置的放射性屏障部件；确定放射性屏障部件中可能出现的放射性泄露路径，将放射性泄露路径在放射性屏障部件中的位置信息作为放射性泄露途径信息。
[0079]
上述核电厂安全设计分析装置中的各个模块可全部或部分通过软件、硬件及其组合来实现。上述各模块可以硬件形式内嵌于或独立于计算机设备中的处理器中，也可以以软件形式存储于计算机设备中的存储器中，以便于处理器调用执行以上各个模块对应的操作。
[0080]
在一个实施例中，提供了一种计算机设备，该计算机设备可以是终端，其内部结构图可以如图4所示。该计算机设备包括处理器、存储器、输入/输出接口、通信接口、显示单元和输入装置。其中，处理器、存储器和输入/输出接口通过系统总线连接，通信接口、显示单元和输入装置通过输入/输出接口连接到系统总线。其中，该计算机设备的处理器用于提供计算和控制能力。该计算机设备的存储器包括非易失性存储介质和内存储器。该非易失性存储介质存储有操作系统和计算机程序。该内存储器为非易失性存储介质中的操作系统和计算机程序的运行提供环境。该计算机设备的输入/输出接口用于处理器与外部设备之间交换信息。该计算机设备的通信接口用于与外部的终端进行有线或无线方式的通信，无线方式可通过wifi、移动蜂窝网络、nfc(近场通信)或其他技术实现。该计算机程序被处理器执行时以实现一种核电厂安全设计分析方法。该计算机设备的显示单元用于形成视觉可见的画面，可以是显示屏、投影装置或虚拟现实成像装置。显示屏可以是液晶显示屏或者电子墨水显示屏，该计算机设备的输入装置可以是显示屏上覆盖的触摸层，也可以是计算机设备外壳上设置的按键、轨迹球或触控板，还可以是外接的键盘、触控板或鼠标等。
[0081]
本领域技术人员可以理解，图4中示出的结构，仅仅是与本技术方案相关的部分结
构的框图，并不构成对本技术方案所应用于其上的计算机设备的限定，具体的计算机设备可以包括比图中所示更多或更少的部件，或者组合某些部件，或者具有不同的部件布置。
[0082]
在一个实施例中，还提供了一种计算机设备，包括存储器和处理器，存储器中存储有计算机程序，该处理器执行计算机程序时实现上述各方法实施例中的步骤。
[0083]
在一个实施例中，提供了一种计算机可读存储介质，其上存储有计算机程序，该计算机程序被处理器执行时实现上述各方法实施例中的步骤。
[0084]
在一个实施例中，提供了一种计算机程序产品，包括计算机程序，该计算机程序被处理器执行时实现上述各方法实施例中的步骤。
[0085]
本领域普通技术人员可以理解实现上述实施例方法中的全部或部分流程，是可以通过计算机程序来指令相关的硬件来完成，所述的计算机程序可存储于一非易失性计算机可读取存储介质中，该计算机程序在执行时，可包括如上述各方法的实施例的流程。其中，本技术所提供的各实施例中所使用的对存储器、数据库或其它介质的任何引用，均可包括非易失性和易失性存储器中的至少一种。非易失性存储器可包括只读存储器(read-only memory，rom)、磁带、软盘、闪存、光存储器、高密度嵌入式非易失性存储器、阻变存储器(reram)、磁变存储器(magnetoresistive random access memory，mram)、铁电存储器(ferroelectric random access memory，fram)、相变存储器(phase change memory，pcm)、石墨烯存储器等。易失性存储器可包括随机存取存储器(random access memory，ram)或外部高速缓冲存储器等。作为说明而非局限，ram可以是多种形式，比如静态随机存取存储器(static random access memory，sram)或动态随机存取存储器(dynamic random access memory，dram)等。本技术所提供的各实施例中所涉及的数据库可包括关系型数据库和非关系型数据库中至少一种。非关系型数据库可包括基于区块链的分布式数据库等，不限于此。本技术所提供的各实施例中所涉及的处理器可为通用处理器、中央处理器、图形处理器、数字信号处理器、可编程逻辑器、基于量子计算的数据处理逻辑器等，不限于此。
[0086]
以上实施例的各技术特征可以进行任意的组合，为使描述简洁，未对上述实施例中的各个技术特征所有可能的组合都进行描述，然而，只要这些技术特征的组合不存在矛盾，都应当认为是本说明书记载的范围。
[0087]
以上所述实施例仅表达了本技术的几种实施方式，其描述较为具体和详细，但并不能因此而理解为对本技术专利范围的限制。应当指出的是，对于本领域的普通技术人员来说，在不脱离本技术构思的前提下，还可以做出若干变形和改进，这些都属于本技术的保护范围。因此，本技术的保护范围应以所附权利要求为准。