Kantuo智能化多功能多事故共享输入软件的核电厂事故分析方法与流程

kantuo智能化多功能多事故共享输入软件的核电厂事故分析方法
技术领域
本发明涉及核电厂核反应堆设计和核电厂运行安全领域，更具体地说，涉及kantuo智能化多功能多事故共享输入软件的核电厂事故分析方法。


背景技术：

本发明采用一个软件多事故共享一个输入文件进行多事故分析，减少传统的由一个软件使用多个输入文件完成多事故分析或者多软件使用多输入文件完成多事故分析产生的输入参数误差和软件计算误差共同构成的计算结果之间的不可识别性差异，大大提高了核电厂的安全性和可靠性。


技术实现要素：

1.一个由设计基准事故、严重事故(包括乏燃料水池失去冷却)、应急(撤离)响应、反应性事故、子通道模块、堆芯和地坑(或者安全壳内换料水箱)硼浓度计算模块、堆芯物理以及轴向和径向功率分布计算模块、严重事故缓解模块、放射性与源项计算模块、智能化事故类型和核电厂类型与事故名称识别模块、核电厂事故监测与诊断模块和参数输出与图形显示共12个功能各不相同的模块(软件)组成的智能化多功能多事故共享一个输入文件的一体化核电厂事故分析软件能够完成2环路或者3环路或者4环路核电厂的数以百计的设计基准事故、严重事故和从设计基准事故过渡到严重事故以及应急(撤离)响应分析。
2.智能化人机交互式多功能多事故分析方法：事故分析需要的事故类型(事件基准事故或者严重事故)、事故名称、核电厂类型(2环路或者3环路或者4环路核电厂)、破口面积以及高低压安注泵和喷淋泵是否投入、辅助给水是否投入、放射性释放方向和风速度、事故打开设置、事故启动(打开)和事故计算结束时间等不在输入文件中定义而是存储在软件内，软件通过在计算机屏幕或者仿真平台或者其它方式在计算机屏幕上顺序给出事故类型
①
、事故名称
②
、核电厂类型(环路数)
③
、破口面积
④
、高压安注泵
⑤
、低压安注泵
⑥
、喷淋泵
⑦
、安注和喷淋泵再循环
⑧
、辅助给水
⑨
、放射性释放方向以及风速
⑩
、事故开始时间和结束时间的提示，用在计算机屏幕上得到的正确回答与存储在软件内的2环路或者3环路或者4环路核电厂的45个基准事故以及设计基准事故与设计基准事故叠加或者设计基准事故与专用安全设施是否投入而耦合的数以百计的设计基准事故或者严重事故或者从设计基准事故过渡到严重事故以及应急(撤离)响应分析进行识别对比一致后，自动完成在计算机屏幕上要求的事故或者耦合新事故和打开事故设置并完成分析。
3.智能化多环路核电厂产生方法：在软件内设置了包括4反应堆冷却剂系统环路、4堆芯或者1堆芯或者2堆芯、4下降段或者1下降段、4上腔室或者1上腔室、4二次侧系统环路、与4反应堆冷却剂系统环路和4二次侧系统环路连接的专用安全设施和主辅给水系统、4 蒸汽发生器安全壳系统；以及与4个环路相关的失水事故、主蒸汽管道断裂、主给水管道断裂、蒸汽发生器传热管断裂相关破口设置；每一个环路有若干控制体组成：每两个控制体之间
至少用一个接管连接，软件根据在计算机屏幕获得的核电厂类型(环路数)启动核电厂环路的智能化自动连接链，自动耦合完成2环路或者3环路或者4环路的核电厂事故分析环路。
4.多事故共享一个输入文件，2环路或者3环路或者4环路核电厂的每一个设计基准事故、设计基准事故与设计基准事故叠加的设计基准事故，设计基准事故与高压安注泵或者低压安注泵或者喷淋泵投入与否耦合的严重事故以及从设计基准事故过渡到严重事故的事故、打开事故设置、事故启动时间和事故计算结束的瞬态控制过程被存储在软件内并由软件完成，而不是在输入文件中定义，因此，每个核电厂的输入文件中仅包含：控制体号、控制体(或流体)容积、控制体标高(高度或长度)、流动面积、温度、压力和热构件参数；接管的长度(或高度)、流动面积(或直径)、热(或湿)周、冷却剂流量或流速、出入口流动阻力和热构件参数、堆芯参数(燃料棒数、燃料重量、包壳重量、其它金属重量等)、堆芯功率、主冷却剂泵参数、压力容器参数、给水流量和蒸汽流量以及失水事故、蒸汽发生器传热管断裂、主蒸汽和主给水管道断裂的破口设置等具有共性性包络性的几何和状态参数，当完成任何一个设计基准事故或者严重事故或者从设计基准事故过渡到严重事故后再进行下一个事故分析时不需要对输入文件进行任何修改，就能完成2环路或者3环路或者4环路核电厂任何事故分析。
5.无输入事故分析方法：在软件内分别设置了2环路、3环路和4环路核电厂的多事故共享输入文件，在进行核电厂事故分析时不需要提供输入文件就能完成相应的事故分析。
6.有输入事故分析方法：在软件内设置了由用户提供2环路或者3环路或者4环路核电厂核电厂输入文件的特殊处理软件，即：在计算机屏幕上提供的事故名称前加
‘
n/’，软件能够辨识这个事故由用户提供输入，如n/locaac，并提供locaac输入文件，软件同样将用户提供的locaac事故名称与软件内设置的事故名称进行识别对比识别一致后并完成相应的事故分析。
7.乏燃料水池中的燃料和乏燃料池厂房与堆芯燃料和核电厂辅助厂房共享计算模型和计算方法，与其它严重事故分析不同之处是乏燃料池没有反应堆冷却剂环路和蒸汽发生器冷却环路，进行乏燃料失去冷却计算时，软件根据事故名称
‘
spentful’自动切断反应堆冷却剂环路和蒸汽发生器，使切断了反应堆冷却剂环路和蒸汽发生器的压力容器和堆芯燃料与乏燃料池的燃料一样没有冷却环路，增高和增大压力容器的高度和直径，形成一个与实际压力容器和堆芯不同的独立的乏燃料水池和乏燃料水池厂房，共享燃料温度、燃料包壳温度、燃料环的塌陷计算模型和计算方法；乏燃料水池中的燃料的径向环和轴向段由用户任意划分，可以与堆芯燃料划分为相同的n环和m段，也可以不相同；乏燃料水池厂房与其它严重事故使用的核电厂辅助厂房共享计算模型和计算方法；乏燃料组件数、功率、铀质量和锆质量等按照实际换料批次的存储和排列方式计算和使用或以等效方式计算和使用；软件的另外一种乏燃料水池燃料的计算方法是：采用一个独立的乏燃料水池和厂房计算模型，乏燃料的径向环和轴向段与堆芯燃料可以相同或者不相同，但燃料的计算模型和计算方法与堆芯基本相同。
8.从设计基准事故过渡到严重事故的方法，软件除了能够独立完成严重事故分析之外，还具有从设计基准事故过渡到严重事故的分析功能，原理是：设计基准事故模块首先运行，通过设计基准事故模块与严重事故分析模块之间的公共块共享反应堆冷却剂系统和二次系统的堆芯功率、燃料温度、燃料包壳温度、控制体压力、流体温度、流体流量、控制体水
位、控制体内的流体容积、反应堆冷却剂系统的流体装量和流体高度、安注流量、接管的流动速度等几何和状态参数，当设定的从设计基准事故过渡到严重事故的压力容器出入口或者上腔室或者堆芯出入口的压力或者温度或者堆芯燃料包壳温度或者堆芯水位等参数达到进入严重事故计算的定值时，设计基准事故模块退出运行并启动严重事故分析模块并完成严重事故分析。
9.核电厂事故监测与诊断分析模块与运行核电厂的数控系统连接，对来自核电厂的运行参数进行诊断与判别，确定核电厂是否发生事故或者什么事故类型，进行相应的分析，软件将事故分析结果通过参数输出与显示模块实时传送给核电厂控制室的操作员和核安全工程师，操作员根据计算结果进行必要的安全操作，并向核安全工程师提出重要操作工作单，经核安全工程师批准后进行必要的重要操作，保证核电厂安全。
10.乏燃料水池的燃料和堆芯燃料共享放射性释放率计算模型和应急(撤离)响应模块计算：软件使用65种放射性核素的放射性积存量、含有放射性的空气容积、剂量转换因子、呼吸率、安全壳混合气体泄漏率的等参数计算安全壳内、安全壳外辅助厂房、控制室或者乏燃料水池厂房内和乏燃料水池厂房外有限距离内的任一位置的放射性释放率，并实时向应急(撤离)响应模块传输：xe/kr、i、cs、te、sr、ru、la、ce、ba共9组放射性源项，应急(撤离)响应模块根据输入提供的当前风速和风向计算出风向方向的放射性释放距离和放射性释放覆盖区域内的：多种器官(皮肤、全身等效、肺、红骨髓、大肠、胃、甲状腺、骨表面、乳房等)在大气和地面受到的放射性辐照剂量。
11.智能化安注与喷淋泵自动投入与关闭以及换料水箱的切换方法，在设计基准事故(事故类型代号fd)时安注泵投入条件是：稳压器或者堆芯压力≤11.7mpa；喷淋泵的投入条件是安全壳压力≥0.13mpa，严重事故或者从设计基准事故过渡到严重事故时，安注泵或者喷淋泵可能选择不投入，因此，在软件内设置安注或者喷淋泵的第二个投入与否的限制条件：iixhhl＝0和iixhsp＝0，安注和喷淋自动投入；iixhhl＝100，iixhsp＝100安注和喷淋自动不投入；软件在计算机屏幕上接收到事故类型＝
‘
fd’时，设置iixhhl＝0和iixhsp＝0，当安注和喷淋达到上述压力投入条件时自动投入；软件根据计算机屏幕上接收到事故类型＝
‘
fb或fs’、安注泵投入＝
‘
y或n’和喷淋泵投入＝
‘
y或n’，设置iixhhl＝0或iixhhl＝100和iixhsp＝0或iixhsp＝100第二个安注和喷淋投入与否条件，当安注和喷淋达到上述压力投入条件同时达到第二投入条件时选择自动投入或关闭；换料水箱在安全壳外时：安注和喷淋的再循环安注和再循环喷淋投入切换是通过安全壳外换料水箱水位低于0.5m时从安全壳外换料水箱自动切换到安全内地坑吸水，完成再循环安注和喷淋；换料水箱在安全壳内时：软件通过读入的aaut＝aauw＝84识别安注泵和喷淋泵在安全壳内换料水箱吸水，并把安注泵和喷淋泵从安全壳内换料水箱的吸水流量返回安全壳内换料水箱维持安全壳内换料水箱水位在一个基本稳定水位，安注泵和喷淋泵不需要切换。
12.严重事故缓解措施启动方法：安全壳内氢气浓度＞1％，非能动氢气复合器或者点
火器自动启动消除安全壳内的氢气；堆芯出口温度≥600℃，打开稳压器阀门预防高压熔堆；失去外电源且堆芯水位≤1.5m时，打开堆腔充水阀门向堆腔充水带走压力容器外部热量，减缓压力容器失效可能；安全壳温度≥120℃时，打开安全壳热量导出系统和堆芯捕集器冷却水阀门(非喷淋)导出换料水箱内的热量和堆芯捕集器内的堆熔物热量，避免安全壳超压失效；安全壳压力≥0.52mpa时，打开安全壳超压过滤排放系统，降低安全壳压力。
13.软件通过在安全壳内安装有非能动氢气复合器或者氢气点火器的隔间数m、每一个隔间内安装的非能动氢气复合器或者氢气点火器数ni和每一台非能动氢气复合器或者氢气点火器的氢气复合能力计算公式：安全壳内或者任何一个隔间内复合的氢气质量，在每个时间步长dt，通过如下公式可以得到：安全壳内的剩余氢气质量＝进入安全壳内的氢气质量-dt*h
burn
得到安全壳内的剩余氢气质量和当前氢气浓度，对操作员判别安全壳内的氢气浓度是否威胁安全壳的安全非常重要。
附图说明
14.图1kantuo智能化多功能多事故共享输入软件的结构与相互关系示意图；
15.图2事故类型、核电厂类型与事故名称等选择流程示意图；
16.图3设计基准和超设计事故计算流程示意图；
17.图4严重事故或从设计基准事故过渡到严重事故计算流程示意图。
18.图5多环路核电厂(反应堆冷却剂系统和二次系统以及相连系统)模拟示意图；
19.图6安全壳和辅助厂房控制体划分示意图；
21.图7燃料径向环数和燃料轴向段数划分示意图
具体实施方式
22.以下结合具体实施例和说明书附图做进一步详细说明。
23.kantuo智能化多功能多事故共享输入软件的核电厂事故分析方法如图1所示：由设计基准事故模块、严重事故模块(包括乏燃料水池失去冷却)、应急(撤离)响应模块、反应性事故模块、子通道模块、堆芯和地坑(或者安全壳内换料水箱)硼浓度模块、堆芯物理以及轴向和径向功率分布模块、严重事故缓解模块、放射性释放与源项模块、智能化事故类型和核电厂类型与事故名称识别模块、核电厂事故监测与诊断和参数输出与图形显示模块共12 个功能各不相同的模块(软件)组成的一体化多功能多事故共享一个输入文件的软件，软件的每一个模块(软件)都能独立运行，也能够以如下方式运行：堆芯物理以及轴和径向功率分布模块+子通道模块；反应性事故模块+子通道模块；
堆芯物理以及轴和径向功率分布模块+反应性事故模块+子通道模块；设计基准事故模块+子通道模块；堆芯物理以及轴和径向功率分布模块+设计基准事故模块+子通道模块；设计基准事故模块+反应性事故模块；堆芯物理以及轴和径向功率分布模块+设计基准事故模块+反应性事故模块；设计基准事故模块+反应性事故模块+子通道模块；堆芯物理以及轴和径向功率分布模块+设计基准事故模块+反应性事故模块+子通道模块；设计基准事故模块+堆芯和地坑硼浓度计算模块；堆芯物理以及轴和径向功率分布模块+设计基准事故模块+堆芯和地坑硼浓度计算模块；严重事故模块(包括乏燃料水池失去冷却)+严重事故缓解措施模块；严重事故模块(包括乏燃料水池失去冷却)+严重事故缓解措施模块+放射性和源项计算模块+应急(撤离)响应模块；设计基准事故模块+严重事故模块(包括乏燃料水池失去冷却)+严重事故缓解措施模块；堆芯物理以及轴和径向功率分布模块+设计基准事故+严重事故模块(包括乏燃料水池失去冷却)+严重事故缓解措施模块；设计基准事故模块+严重事故模块(包括乏燃料水池失去冷却)+严重事故缓解措施模块+ 放射性和源项计算模块+应急(撤离)响应模块；堆芯物理以及轴和径向功率分布模块+设计基准事故+严重事故模块(包括乏燃料水池失去冷却)+严重事故缓解措施模块+放射性和源项计算+应急(撤离)响应模块；完成2环路或者3环路或者4环路的设计基准事故、严重事故、从设计基准事故过渡到严重事故、应急(撤离)响应以及核电厂事故监测与诊断分析。
24.如图2所示：智能化事故类型和核电厂类型与事故名称识别模块是多功能多事故共享输入方式核心软件，在软件中首先运行的模块，并通过在计算机屏幕上顺序给出
①
到项提示：如果在计算机屏幕上获得的事故类型回答是
‘
fd’、事故名称是
‘
urod’、环路数是3，表示此次需要分析的是3环路核电厂的失控提棒(设计基准)事故，根据上述信息：软件自动连接图1所示的不使用堆芯物理以及径向和轴向功率分布的设计基准事故分析模块，图3所示的失控提棒和子通道分析设计基准事故计算流程、图5和图6所示的3环路核电厂的环路连接链流程、采用无输入文件方式，计算机屏幕操作命令如下：
在给定的500s内完成分析；如果在计算机屏幕上获得的事故类型回答是
‘
fs’、事故名称是
‘
locaac’，破口面积是
‘
n’、环路数是3，同时高压安注泵是
‘
n’、低压安注泵是
‘
n’、喷淋泵是
‘
n’、辅助给水是
‘
n’、风向是’n00’、风速是
‘5’
，表示此次分析的是一个3环路核电厂环路a的冷段大破口失水事故+失去安注泵+失去喷淋泵的(耦合)严重事故分析，放射性释放分析是正北、风的速度是5m/s，根据上述信息：软件自动连接如图1所示的严重事故分析模块、图4所示的严重事故计算流程、图5和图6所示的4环路核电厂的环路连接链流程、图7所示的堆芯燃料的径向环和轴向段数计算流程、图4所示的应急(撤离)响应、采用无输入文件方式，计算机屏幕操作命令如下：在给定的10800s内完成分析；如果在计算机屏幕上获得的事故类型回答是
‘
fb’、事故名称是
‘
locaac’，破口面积是
‘
0.01’、环路数是4，同时高压安注泵是
‘
n’、低压安注泵是
‘
n’、喷淋泵是
‘
n’，、辅助给水是
‘
n’、风向是’e00’、风速是
‘
10’，表示此次分析的是一个4环路核电厂的环路a 的冷段小破口失水事故+失去安注泵+失去喷淋泵的(耦合)从设计基准事故过渡到严重事故的严重事故分析分析，放射性释放分析是正东、风的速度是10m/s，根据上述信息：软件自动连接如图1所示的设计基准事故模块和严重事故分析模块、图3所示的设计基准事故计算流程和
图4所示的严重事故计算流程、图5和图6所示的4环路核电厂的环路连接链流程、图 7所示的堆芯燃料的径向环和轴向段数计算流程、图4所示的应急(撤离)响应、采用无输入文件方式，计算机屏幕操作命令如下：在给定的10800s内完成分析。
25.如图4所示，乏燃料水池的燃料和堆芯燃料共享放射性计算模型和应急(撤离)响应模型，软件使用65种放射性核素计算释放到安全壳内或者安全壳外、乏燃料水池厂房内和乏燃料厂房外有限距离内任一位置的放射性释放率；并实时向应急(撤离)响应模块传输9组放射性源项，获得在风速和风向方向的放射性释放距离和覆盖区域，上面计算的3环路核电厂的a环路冷段locaac+失去安注泵+失去喷淋泵的严重事故分析，在正北方向，风速度5m/s 时：放射性的释放距离是14.4公里，覆盖区域为核电厂周围和正北方向5个22.5度扇
形区域。
26.如图2所示，专用安全设施(安注泵或者喷淋泵)在进行设计基准事故(fd)时，满足单一故障准侧要求的高压安注泵、低压安注泵和喷淋泵自动投入运行，确保堆芯燃料和安全壳完整；在进行严重事故(fs)或者从设计基准事故过渡到严重事故(fb)分析时，高压安注泵、低压安注泵、喷淋泵以及高压安注泵、低压安注泵和喷淋泵是否投入或者再循环是否投入是可以选择的。
27.如图4所示，非能动氢气复合器、高压熔堆预防、堆腔充水、安全壳超压过滤排放、安全壳热量导出系统和堆熔物捕集器冷却水冷却堆熔物是通过每一种严重事故缓解定值投入。
28.图1所示，核电厂事故监测与诊断模块通过核电厂数控系统得到的数据判别核电厂发生事故后，软件启动对应的事故分析，并将事故分析结果通过参数输出与显示模块实时传送给核电厂控制室的操作员和核安全工程师，操作员根据计算结果进行必要的安全操作，并向核安全工程师提出重要操作工作单，经核安全工程师批准后进行必要的重要操作，保证核电厂安全。