一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法及系统与流程

本公开涉及压水堆核电厂安全壳风险评价，具体涉及一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法及系统。

背景技术：

1、本部分的陈述仅仅是提供了与本公开相关的背景技术信息，不必然构成在先技术。

2、在压水堆核电厂严重事故中，如果反应堆压力容器(rpv)下封头失效时反应堆冷却剂系统(rcs)处于高压状态，堆芯熔融物、高温蒸汽以及rpv内残留的冷却剂将以很高的速度喷放到堆腔。喷放出来的熔融物等物质可能扩散到安全壳的其它隔间，并通过复杂的物理化学过程对安全壳大气进行加热，使安全壳内压力、温度迅速升高，从而可能导致安全壳的早期失效，该过程称为安全壳直接加热(dch)。另外，堆芯熔融物中未氧化的金属会与安全壳内的氧气继续反应，释放一定热量，氧化反应产生的氢气可能燃烧，也会加热安全壳大气。

3、对于某核电厂设计，开展dch工况事故进程特征分析，评估dch发生时安全壳能否保持完整，有助于更加全面地论证核电厂应对dch的能力。

4、现有的dch分析中，主要对安全壳内初始条件、rpv失效后熔融物向堆腔的喷射比例、rpv内锆的氧化比例等参数进行一系列保守假设，采用确定论的方法分析发生dch后安全壳内的压力峰值，从而得到最严重的包络性工况后果，为安全壳结构完整性评估提供输入。这种方法将各种影响因素的偏保守取值进行叠加，分析结果非常保守，可以作为工程设计的参考，但不能代表真实的事故工况，无法将真实的电厂事故工况进行定量化分析，获得安全壳失效的概率。

技术实现思路

1、本公开为了解决上述问题，提出了一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法及系统，采用保守模型包络分析计算和优化模型精确化计算，引入概率论方法，对影响dch分析的重要参数进行抽样计算，从概率论的角度分析dch的后果，对dch现象进行精度更高、更接近真实的电厂事故工况的定量化分析，获得安全壳失效的概率。

2、根据一些实施例，本公开采用如下技术方案：

3、一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法，包括：

4、根据确定论安全壳直接加热现象分析的结果和规律性结论，筛选安全壳直接加热现象的关键影响因素；获取典型严重事故序列进行批量化模拟分析，构建数据库并确定各关键影响因素的概率分布；

5、基于严重事故序列批量化模拟分析结果，对筛选的关键影响因素进行抽样，形成样本库，并针对每个样本生成输入卡；

6、通过选择保守模型以及优化模型对样本库的样本进行计算，获取核电厂发生安全壳直接加热情况下对应的安全壳压力峰值，进行定量化分析，基于定量化分析的结果，获取安全壳压力值的概率分布；

7、根据安全壳压力值的概率分布以及安全壳失效条件概率曲线，确定安全壳直接加热定量分析下的安全壳失效概率。

8、根据一些实施例，本公开采用如下技术方案：

9、一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估系统，包括：

10、参数获取模块，用于根据确定论安全壳直接加热现象分析的结果和规律性结论，筛选安全壳直接加热现象的关键影响因素；获取典型严重事故序列进行批量化模拟分析，构建数据库并确定各关键影响因素的概率分布；

11、样本抽取模块，用于基于严重事故序列批量化模拟分析结果，对筛选的关键影响因素进行抽样，形成样本库，并针对每个样本生成输入卡；

12、失效概率计算模块，用于通过选择保守模型以及优化模型对样本库的样本进行计算，获取核电厂发生安全壳直接加热情况下对应的安全壳压力峰值，进行定量化分析，基于定量化分析的结果，获取安全壳压力值的概率分布；

13、根据安全壳压力值的概率分布以及安全壳失效条件概率曲线，确定安全壳直接加热定量分析下的安全壳失效概率。

14、与现有技术相比，本公开的有益效果为：

15、本公开用于对核电厂严重事故下安全壳直接加热(dch)现象进行确定论和概率论相结合的分析方法，(1)基于大量事故序列计算分析，结合工程判断，确定影响dch分析关键参数的概率分布；(2)对dch进行定量化分析，保守模型分析结果较为保守可用于包络分析，优化模型可提供更精确的分析结果；(3)对重要参数进行抽样计算和批处理，相比确定论的方法，获得更合理、准确的安全壳失效概率分析结果。弥补现有方法对dch分析的不足，同时引入抽样分析技术，对可能影响dch后果的因素进行抽样计算，获得更合理、现实的安全壳失效概率。

技术特征：

1.一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法，其特征在于，包括：

2.如权利要求1所述的一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法，其特征在于，获取的关键影响因素包括：

3.如权利要求1所述的一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法，其特征在于，基于严重事故序列批量化模拟分析结果，对筛选的关键影响因素进行抽样，包括：

4.如权利要求1所述的一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法，其特征在于，通过选择保守模型以及优化模型进行定量化分析的步骤包括：

5.如权利要求4所述的一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法，其特征在于，计算安全壳各单元内熔融物与气体之间的热容比，所述气体包括安全壳内原有气体和从反应堆冷却剂系统喷放到安全壳的气体，热容比计算方式为：安全壳单元内熔融物与气体之间的热容比的物理含义为温度达到平衡后熔融物与气体之间的能量比，对于保守模型，安全壳单元内熔融物与气体之间的热容比计算公式为：

6.如权利要求5所述的一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法，其特征在于，对于优化模型，安全壳各单元内熔融物与气体之间的热容比计算公式为：

7.如权利要求4所述的一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法，其特征在于，根据热容比，计算安全壳各单元内气体和蒸汽吸收的能量的过程包括：对于保守模型，安全壳单元气体和蒸汽吸收能量的计算公式为：

8.如权利要求7所述的一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法，其特征在于，对于优化模型，安全壳各单元内气体和蒸汽吸收能量的计算公式为：

9.如权利要求1所述的一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法，其特征在于，安全壳失效条件概率的计算方法为：采用对数正态分布来构建安全壳失效条件概率分布，确认安全壳失效模式的安全壳失效中值，采用安全壳屈服压力最佳估算值作为安全壳失效压力分布的中值。

10.一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估系统，其特征在于，包括：

技术总结
本公开提供了一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法及系统，涉及压水堆核电厂安全壳风险评价技术领域，方法包括确定安全壳直接加热现象的关键影响因素；获取典型严重事故序列进行批量化模拟分析，基于严重事故序列批量化模拟分析结果，对筛选的关键影响因素进行抽样，形成样本库，通过选择保守模型以及优化模型对样本库的样本进行计算，获取核电厂发生安全壳直接加热情况下对应的安全壳压力峰值，进行定量化分析，基于定量化分析的结果，获取安全壳压力值的概率分布；根据安全壳压力值的概率分布以及安全壳失效条件概率曲线，确定安全壳直接加热定量分析下的安全壳失效概率。本公开能够获得更合理、准确的安全壳失效概率分析结果。

技术研发人员：瞿凡,付廷造,曹克美,史国宝,郑明光,严锦泉,黄高峰,王佳赟,张琨,芦苇
受保护的技术使用者：上海核工程研究设计院股份有限公司
技术研发日：
技术公布日：2024/1/15