應用非能動系統物理過程失效的方法、裝置及設備與流程
2023-04-26 02:59:41 2
本發明涉及核電站概率安全評價領域，尤其涉及在核電站概率安全評價中應用非能動系統物理過程失效的方法、裝置及設備。
背景技術：
：概率安全評價方法在三哩島核事故之後被業界認可並廣泛應用在核電廠的安全評價過程中，隨著方法的進一步發展與應用，在許多核安全法律法規及指導文件中，風險指引的思想被越來越多的提及並推廣，概率安全評價方法也在核電廠的設計、取證、運行、維護及燃料的後處理等環節有著更廣泛及深入的應用。日本福島核事故再一次敲響了核安全的警鐘，為了提高核電站的安全等級，避免類似事故的發生以及所造成的嚴重後果，非能動安全系統被應用到新一代的反應堆堆型中，以確保在沒有人為幹預的較長一段時間裡，核電站仍能通過非能動系統維持在安全狀態，採用「非能動」設計也是目前核電站發展的一個主要趨勢。非能動系統通常依賴重力、自然對流和熱傳遞等自然規律運行，而不需要外界提供動力。非能動系統具有結構簡單，對外部的控制信號及人員操作依賴少等優點，這提高了非能動系統的可靠性。但是也正因為非能動系統依靠自然規律運行，其驅動力弱，對環境條件與參數依賴比能動系統更加敏感，物理過程失效也成為非能動系統運行失效的一個重要因素，所以在可靠性評價過程中應給予充分考慮，這也是與傳統能動系統可靠性分析中最大的不同之處。自上世紀90年代開始，歐洲一些研發組織和機構開展了非能動系統可靠性方法的研究，經過二十幾年的發展，形成了以歐洲的非能動安全系統的可靠性評估（ReliabilityEvaluationofPassiveSafetySystems：RMPS）和印度的非能動系統可靠性的評價（AssessmentofPassiveSystemReliability：APSRA）為代表的非能動系統可靠性評價方法。RMPS方法基於對系統的失效概率的評估以對給定集合的場景執行期望功能，考慮了其偏差可能導致系統失效的那些物理和幾何參數的不確定性。但是RMPS方法所提出的在概率安全評價模型中考慮物理過程失效是複雜的。在APSRA方法中，通過考慮影響系統性能的所有那些比較參數來生成失效表面。然後，通過根診斷來找到這些參數的偏差起因。但是，APSRA方法與傳統能動核電站的概率安全評價方法相同，也只是對硬體進行了評價，其沒有考慮物理過程失效。並且無論RMPS方法還是APSRA方法，都沒有給出如何將非能動系統可靠性評價結果應用於PSA模型的具體方法與流程，本專利就這部分內容進行了詳細的描述。在核電站安全方面，已經存在許多對核電站風險進行評估的方法。如發明1（CN10710400B）提出根據維護型設備狀態值在基於風險實時評價模型下計算核電站的風險評估；發明2（CN103685490A）提出根據電廠系統/設備的性能狀態和電廠系統/失敗資料庫中記錄的電廠系統/設備信息評估電廠的安全水平；在文章「自適應蒙特卡羅方法計算海水淡化堆非能動系統物理失效概率，肖玲梅、于濤、餘紅星、李喆、湯華鵬，核動力工程，第31卷第1期，61-64頁」中用自適應蒙特卡羅方法和目前已有的其他方法研究非能動系統的物理失效概率；在文章「非能動系統可靠性分析方法比較，陳娟等，華電技術，第35卷第2期，14-17頁」以及「非能動系統可靠性分析方法探討，玉宇等」中針對核電站非能動系統硬體失效較少、物理過程失效較多的特定，對其可靠性進行了分析。通過對已有文獻進行調研發現，目前非能動核電站的概率安全評價方法要麼只是對硬體及人因等因素進行了評價，要麼只提出如何計算非能動系統物理過程失效概率，但是沒有提出如何將非能動系統物理過程失效簡單有效地應用到概率安全評價模型中。隨著非能動核電站的普及和人們對非能動系統認識的加深，如何在核電站概率安全評價過程中體現非能動系統物理過程失效的可靠性將會成為必須要解決的問題。技術實現要素：為此，本文提出一種簡單而又有效地在概率安全評價模型中應用非能動系統物理過程失效的方法、裝置及設備。根據本發明的一個方面，提供了一種應用非能動系統物理過程失效的方法，包括：查找概率安全評價模型中的事件樹中是否包含非能動系統相關的題頭；如果包含，則確定事件樹中非能動系統相關的題頭的具體意義；以及根據所述具體意義將非能動系統物理過程失效連接到事件樹中。根據本發明的另一個方面，提供了一種應用非能動系統物理過程失效的裝置，包括：查找模塊，用於查找概率安全評價模型中的事件樹中是否包含非能動系統相關的題頭；確定模塊，用於如果包含則確定事件樹中非能動系統相關的題頭的具體意義；以及連接模塊，用於根據所述具體意義將非能動系統物理過程失效連接到事件樹中。根據本發明的再一個方面，提供了一種應用非能動系統物理過程失效的設備，包括：用於查找概率安全評價模型中的事件樹中是否包含非能動系統相關的題頭的裝置；用於如果包含則確定事件樹中非能動系統相關的題頭的具體意義的裝置；以及用於根據所述具體意義將非能動系統物理過程失效連接到事件樹中的裝置。附圖說明在閱讀結合以下附圖所描述的根據本發明的實施例之後，本領域技術人員將會更清楚地理解本發明的原理。圖1示出根據本發明的實施例的應用非能動物理過程失效的方法的流程圖。圖2示出根據本發明進一步實施例的應用非能動物理過程失效的方法的流程圖。圖3示出根據本發明的實施例的應用非能動物理過程失效的裝置的簡化框圖。圖4示出根據本發明進一步實施例的應用非能動物理過程失效的裝置的簡化框圖。圖5示出非能動系統失效故障樹模型示意圖。圖6示出作為示例的壓力容器外部冷卻（ERVC）系統故障樹的示意圖。具體實施方式在以下具體實施方式中，闡述了許多具體細節，以提供對本發明的實施例的透徹理解。然而，本領域技術人員將理解，可以在沒有這些具體細節的情況下實施本發明的實施例。圖1示出根據本發明的實施例的應用非能動物理過程失效的方法100的流程圖。在進行該方法的應用之前，根據諸如RMPS或APSRA等的非能動系統可靠性評估方法，得到非能動系統可靠性結果。首先，在步驟S101，確定概率安全評價模型中的事件樹。然後，在步驟S102，查找概率安全評價模型中的事件樹中是否包含非能動系統相關的題頭。接著，如果在事件樹中包含非能動系統相關的題頭，則在步驟S103，確定事件樹中非能動系統相關的題頭的具體意義。在概率安全評價模型中，事件樹的題頭描述事故的進程。最後，在步驟S104，根據所述具體意義將非能動系統物理過程失效連接到事件樹中。其中，根據非能動系統可靠性平均方法得到的非能動系統可靠性結果以數值的形式連接到事件樹中，以作為輸入參數用於根據概率安全分析模型進行的計算。通過上述流程，可以將非能動系統的物理過程失效應用到概率安全評價過程中，完善了非能動電站的概率安全分析模型，為確保模型的正確性及合理性提供了有效的方法。以此為基礎，可為核電站整體的安全評價，系統設計的優化，重要設備的識別以及後續核電站運行維修或風險實時監測等工作提供良好的基礎。接下來參照圖2來更詳細的進一步描述非能動系統物理過程失效在核電站概率安全分析模型中的應用。圖2示出根據本發明進一步實施例的應用非能動物理過程失效的方法的流程圖。在進行該方法的應用之前，根據諸如RMPS或APSRA等的非能動系統可靠性平均方法，得到非能動系統可靠性結果。如圖1中一樣，首先，在步驟S201，確定概率安全評價模型中的事件樹。然後，在步驟202，查找概率安全評價模型中的事件樹中是否包含非能動系統相關的題頭。對於不包含非能動系統相關的題頭的情況，還在步驟S204，確定事故序列是否與非能動系統有關。這是因為在有些事故情景已經確認非能動系統的硬體成功，或已經滿足非能動系統運行的條件時，並沒有考慮系統物理過程失效的可能性，因此就沒有在事件樹題頭中體現。如果事故序列與非能動系統有關，則在步驟S205，增加非能動系統相關的題頭。接著，如果在事件樹中包含非能動系統相關的題頭或者增加了非能動系統相關的題頭，則如圖1中一樣，在步驟S203，確定事件樹中非能動系統相關的題頭的具體意義。在步驟S206，根據事件樹中非能動系統相關的題頭的具體意義來判斷在所述題頭處是否需要考慮非動能系統的硬體失效。其中，硬體失效的評價方法已經十分成熟，並且在傳統概率安全評價過程中應用。對於不需要考慮非能動系統的硬體失效的情況，在步驟S207，將非能動系統物理過程失效作為基本事件連接到事件樹的題頭。物理過程失效作為一個基本事件，失效概率值取其可靠性分析結果，例如可以通過RMPS來獲得。其中，根據非能動系統可靠性平均方法得到的非能動系統可靠性結果以數值的形式連接到事件樹中，以作為輸入參數用於根據概率安全分析模型進行的計算。而對於需要考慮非能動系統的硬體失效的情況，在步驟S208，建立非能動系統的故障樹。故障樹可以包括硬體失效部分及物理過程失效部分，並以「或」的關係連接在非能動系統失效的頂事件下，因為無論是非能動系統的硬體失效還是物理過程失效，都會導致整個系統的失效。在圖5中，示出了這樣的非能動系統失效故障樹模型示意圖。硬體失效部分可以按照傳統的方法進行細分，直至硬體級的基本事件，而物理過程失效作為一個基本事件，失效概率值取其可靠性分析結果，例如可以通過RMPS來獲得。其中，根據非能動系統可靠性平均方法得到的非能動系統可靠性結果作為一個基本事件包括在故障樹中，以用於根據概率安全分析模型進行的計算。在建立了故障樹之後，在步驟S209，將所述故障樹連接到事件樹的題頭。其中還使用所建立的新的非能動系統故障樹，計算非能動系統的失效概率。在更新了事件樹之後，例如在將非能動系統物理過程失效作為基本事件連接到事件樹的題頭或在將包括非能動系統硬體失效和物理過程失效的故障樹連接到事件樹的題頭之後，在步驟S210，對概率安全評價模型進行分析，例如，得到堆芯損壞或放射性物質大規模釋放的概率。根據本發明的上述方法能夠使非能動系統物理過程失效體現在整個核電站的概率安全分析模型中，更加真實的反應了核電站的安全狀態，可以得到新的安全殼大規模釋放的概率，並且給出新的最小割集及重要度，敏感性分析結果，這為指導發現核電站設計運行的薄弱環節提供了很大的幫助。除此之外，通過上述方法完善後的概率安全分析模型還可以支持核電站的安全審查，設計優化，運行維護等內容，提高核電站的安全性與經濟性，也對非能動型核電站概率安全評價技術的發展起到積極的推動作用。以下參考圖3和4來描述根據本發明的實施例的應用非能動物理過程失效的裝置。圖3示出根據本發明的實施例的應用非能動物理過程失效的裝置300的簡化框圖。該裝置300包括查找模塊301、確定模塊302以及連接模塊303。在該實施例中，查找模塊301查找概率安全評價模型中的事件樹中是否包含非能動系統相關的題頭，並將查找結果發送給確定模塊302。確定模塊302接收查找結果。並且如果查找結果表明包含非能動系統相關的題頭，則確定模塊302確定事件樹中非能動系統相關的題頭的具體意義。連接模塊303用於根據確定模塊302所確定的具體意義將非能動系統物理過程失效連接到事件樹中。應該理解，裝置300還可以包括其他模塊，例如包括用於確定概率安全評價模型中的事件樹的模塊、中央處理器（CPU）、存儲器、通信單元等，本發明在此方面不受限制。圖4示出根據本發明進一步實施例的應用非能動物理過程失效的裝置400的簡化框圖。除了如圖3中所示出的模塊一樣的查找模塊401、確定模塊402和連接模塊403以外，裝置400還包括分析模塊404，並且連接模塊403進一步包括判斷模塊403-1和樹建立模塊403-2。在該實施例中，查找模塊401查找概率安全評價模型中的事件樹中是否包含非能動系統相關的題頭，並將查找結果發送給確定模塊402。另外，查找模塊401還用於確定事故序列是否與非能動系統有關，並且如果相關，則增加非能動系統相關的題頭。確定模塊402接收查找結果。並且如果查找結果表明包含非能動系統相關的題頭（或者增加了非能動系統相關的題頭），則確定模塊402確定事件樹中非能動系統相關的題頭的具體意義。在裝置400中，連接模塊403還包括判斷模塊403-1和樹建立模塊。判斷模塊403-1根據事件樹中非能動系統相關的題頭的具體意義來判斷在所述題頭處是否需要考慮非動能系統的硬體失效。如果判斷模塊403-1判斷在所述題頭處不需要考慮非能動系統的硬體失效，則連接模塊403將非能動系統物理過程失效作為基本事件連接到事件樹的題頭。而如果判斷模塊403-1判斷在所述題頭處需要考慮非能動系統的硬體失效，則樹建立模塊403-2建立非能動系統的故障樹，並且連接模塊403將所述故障樹連接到事件樹的題頭，其中所述故障樹包括硬體失效部分和物理過程失效部分，並以「或」的關係連接在非能動系統失效的頂事件下，因為無論是非能動系統的硬體失效還是物理過程失效，都會導致整個系統的失效。在圖5中，示出了這樣的非能動系統失效故障樹模型示意圖。在更新了事件樹之後，例如在連接模塊403將非能動系統物理過程失效作為基本事件連接到事件樹的題頭或將建立的故障樹連接到事件樹的題頭之後，分析模塊404對概率安全評價模型進行分析，例如，得到堆芯損壞或放射性物質大規模釋放的概率。應該理解，裝置400還可以包括其他模塊，例如包括用於確定概率安全評價模型中的事件樹的模塊、中央處理器（CPU）、存儲器、通信單元等，並且判斷模塊403-1和樹建立模塊403-2也可以在連接模塊403的外部，本發明在此方面不受限制。根據本發明的應用非能動物理過程失效的裝置能夠獲得與根據本發明的應用非能動物理過程失效的方法同樣的優點和效果，在此不再贅述。作為示例，考慮AP1000非能動壓力容器外部自然循環冷卻非能動系統（ERVC），使用在本文中所描述的方法在AP1000概率安全分析模型中加入了物理過程失效，使事件樹及故障樹更加合理，完善了概率安全分析模型。按照本發明所描述的方法，進行的具體實施過程如下：1.查找AP1000概率安全分析模型中的事件樹中與ERVC相關的題頭首先確定AP1000壓力容器外部自然循環冷卻系統為研究對象，查找AP1000概率安全分析事件樹模型中是否含有ERVC相關的題頭。經查找並不存在ERVC相關的題頭，但是在1A，1P，2E等9顆事件樹中，堆腔淹沒題頭事件與ERVC系統有關，因此增加該題頭進行下一步分析。2.確定事件樹中堆腔淹沒題頭的具體意義堆腔淹沒題頭在各個事件樹中的具體意義是不同的，經判斷得出1A、1P、2L、2R、3A和3C六顆事件樹，隨著事故的進程堆腔已經被淹沒，這裡的堆腔淹沒題頭表示ERVC自然循環成功與否，因此該過程不涉及到ERVC硬體失效。對於2E、3D和6三棵事件樹，根據事故進程分析，為完成堆腔淹沒，還需要冷卻水注入的過程，因此涉及到ERVC的硬體失效。3.將ERVC物理過程失效以基本事件的形式連接到事件樹的題頭中對於不涉及到ERVC硬體失效的1A、1P、2L、2R、3A和3C六顆事件樹，ERVC物理過程失效可以通過非能動系統可靠性評價方法（RMPS）獲得，其可靠性為0.81。建立ERVC物理過程失效基本事件，失效概率為0.19，並將該基本事件連接到1A、1P、2L、2R、3A和3C六顆事件樹的堆腔淹沒題頭。4.建立ERVC系統失效故障樹對於涉及到ERVC的硬體失效的2E、3D和6三棵事件樹，ERVC系統失效可分為硬體失效和物理過程失效兩部分，根據圖5所示的故障樹模型示意圖，建立ERVC系統失效故障樹FERVC，如圖6中所示。該故障樹左半部分表示硬體失效，右半部分為物理過程失效。根據建立完成的FERVC故障樹，分析得出FERVC故障樹失效概率為0.2。5.將FERVC故障樹連接到事件樹的題頭將FERVC故障樹連接到2E、3D和6三棵事件樹的堆腔淹沒題頭上，形成含有評價ERVC系統物理過程的概率安全分析模型。6.計算分析概率安全分析模型在更新了事件樹及故障樹模型之後，進行整個電廠概率安全分析模型的分析計算，更新了放射性物質大規模釋放的概率等信息，見表1。可見加入了ERVC物理過程失效的概率安全評價結果與之前的是有差別的，安全殼大規模釋放概率值由原來的1.95E-8每堆年升高到5.9E-8每堆年，這體現了考慮非能動系統物理過程對整個核電廠概率安全分析的影響。後果類型原概率安全分析模型結果更新後的概率安全分析模型結果BP5.94E-95.94E-9CFE1.2E-85.17E-8CFI1.26E-91.26E-9CFL2.48E-152.48E-15CI4.03E-104.03E-10LRF1.95E-85.9E-8表1：加入了ERVC物理過程失效的概率安全評價結果與之前結果的比較。通過該方法，在AP1000概率安全評價模型中加入了ERVC物理過程失效，得到了合理的結果，證明了該方法的有效性。本發明可以被實施為方法、裝置、和/或電腦程式產品實現的設備。因此，可以在硬體和/或軟體（包括固件、駐留軟體、微代碼等）中實施本發明。此外，本發明可以採用計算機可用或計算機可讀儲存介質上的電腦程式產品的形式，所述儲存介質具有在該介質中實施的計算機可用或計算機可讀程序代碼，以供指令執行系統使用或結合指令執行系統使用。在本文的上下文中，計算機可用或計算機可讀介質可以是任何可以包含、儲存或傳播程序以供指令執行系統、裝置或者設備使用或結合指令執行系統、裝置或者設備使用的介質。軟體可以由存儲在諸如存儲器或其他類型的存儲裝置的計算機可讀媒體上的計算機可執行指令組成。此外，這種功能對應於模塊，模塊是軟體、硬體、固件或其組合。多個功能可以按期望在一個或多個模塊中執行，並且所描述的實施例僅僅是例子。軟體可以在數位訊號處理器、ASIC、微處理器、或其他類型的處理器上執行，這些處理器在計算機系統（比如個人計算機、伺服器或其他計算機系統）上直接操作。本發明所提供的方法、裝置和設備的具體實施過程簡單並且其有效地將非能動系統物理過程失效應用在概率安全分析模型中。通過本發明得出的概率安全分析模型體現了非能動系統和非能動核電站的特性，更加真實的反應了核電站的安全狀態，具有十分重要的意義。以上公開的僅為本發明的具體實施例，但是本發明並非局限於此，本領域的技術人員可以對本發明進行各種改動和變型而不脫離本發明的精神和範圍。這些改動和變型均應屬於本發明要求的保護範圍保護內。當前第1頁1 2 3