本发明属于核辐射监测技术领域，涉及核电堆型中k3类就地箱耐辐照鉴定辐照剂量的计算方法。
背景技术
三代核电对于设备鉴定提出了新的要求。对于仪控就地箱而言，最大的变化在于对1e/k3类就地箱提出了耐辐照鉴定要求，以往鉴定项目中没有此要求。由于1e/k3类就地箱的耐辐照鉴定在以往的核电项目中几乎属于技术空白，因此研究三代核电中1e/k3类就地箱的耐辐照要求有着非常重大的意义。
技术实现要素：
本发明的目的是提供核电堆型中k3类就地箱耐辐照鉴定辐照剂量的计算方法，以能够填补技术空白的验证该类就地箱能否在三代核电的鉴定要求下满足不同事故工况下的安全功能。
为实现此目的，在基础的实施方案中，本发明提供核电堆型中k3类就地箱耐辐照鉴定辐照剂量的计算方法，所述的计算方法充分考虑不同事故工况下的辐照剂量及辐照时间，对严重事故工况和设计基准事故工况分别进行计算。
本发明根据设计基准事故和严重事故两种工况分别计算不同辐射区域的辐照剂量，这充分考虑了不同工况下的辐照剂量，一方面使该鉴定试验可以涵盖核电站的两种事故工况，另一方面不会过高的提高鉴定要求，导致鉴定活动失败。
本发明的计算方法通过分析核电站基准事故及严重事故下需要执行安全功能的k3类设备及其相关的控制链路，筛选相关的1e级k3类仪控就地盘、台、屏、箱、柜并结合辐射分区计算三代核电站1e级k3类仪控就地盘、台、屏、箱、柜在鉴定中应耐受的辐照剂量。
本发明明确了三代核电站1e级k3类仪控就地盘、台、屏、箱、柜在鉴定过程中应耐受的辐照剂量，填补了三代核电技术上的一项空白。
在一种优选的实施方案中，本发明提供核电堆型中k3类就地箱耐辐照鉴定辐照剂量的计算方法，其中所述的计算方法对元器件进行分类，根据不同元器件耐受辐照能力的不同，在计算过程中按照100gy、30kgy、70kgy分别进行验证计算。
本发明充分考虑不同元器件的耐辐照能力，结合不同种类元器件所应用的仪控就地盘、箱、柜的布置区域，对于所有需要进行耐辐照鉴定的元器件给予最佳的分类，最大程度上提高了该鉴定活动的成功率。
在一种优选的实施方案中，本发明提供核电堆型中k3类就地箱耐辐照鉴定辐照剂量的计算方法，其中对于所述的严重事故工况的计算，依次包括如下步骤：
(1)清理严重事故下需要执行安全功能的1e/k3类设备并梳理这些设备的控制链路，对于控制链路上的就地箱分别进行标记房间号及辐射区域；
(2)对于标记房间进行分类，查询核岛厂房各区累积剂量及严重事故后标记房间最大累积剂量数据；
(3)清理此类就地箱内所含所有元器件类型，根据清理类型结果确定耐辐照鉴定辐照剂量。
在一种更加优选的实施方案中，本发明提供核电堆型中k3类就地箱耐辐照鉴定辐照剂量的计算方法，其中步骤(3)中，清理确定的所有此类就地箱内所含的主要元器件为端子排，根据以往耐辐照摸底试验确定端子排的耐辐照鉴定辐照剂量，从而确定此类就地箱的耐辐照鉴定辐照剂量。
在一种优选的实施方案中，本发明提供核电堆型中k3类就地箱耐辐照鉴定辐照剂量的计算方法，其中对于所述的设计基准事故工况的计算，依次包括如下步骤：
(1)对于应对安全壳外非严重事故工况的1e/k3类就地箱，从保守验证的角度考虑，采用设计基准事故工况数据进行验证；
(2)查询核岛厂房各区累积剂量及设计基准事故后核岛厂房房间最大累积剂量数据
(3)清理此类就地箱内所含所有元器件类型，根据清理类型结果确定耐辐照鉴定辐照剂量。
在一种更加优选的实施方案中，本发明提供核电堆型中k3类就地箱耐辐照鉴定辐照剂量的计算方法，其中步骤(3)中，清理确定的所有此类就地箱内所含的主要元器件为电子类元器件，进一步清理所有电子类元器件应用的就地箱，并对房间号及辐射区域进行标记，根据标记最大辐射区域确定耐辐照鉴定辐照剂量。
在一种更加优选的实施方案中，本发明提供核电堆型中k3类就地箱耐辐照鉴定辐照剂量的计算方法，其中步骤(3)中，清理确定的所有此类就地箱内所含的主要元器件为机械类元器件，根据以往耐辐照摸底试验确定此类就地箱的耐辐照鉴定辐照剂量。
本发明的有益效果在于，利用本发明的核电堆型中k3类就地箱耐辐照鉴定辐照剂量的计算方法，能够填补技术空白的验证该类就地箱能否在三代核电的鉴定要求下满足不同事故工况下的安全功能。
本发明的计算方法可包络目前已知工况下所有1e/k3类就地箱的鉴定要求，且计算结果经过鉴定试验检验切实可行，已通过该鉴定试验。
具体实施方式
示例性的本发明的核电堆型中k3类就地箱耐辐照鉴定辐照剂量的计算方法充分考虑不同事故工况下的辐照剂量及辐照时间，对严重事故工况和设计基准事故工况分别进行计算。计算方法对元器件进行分类，根据不同元器件耐受辐照能力的不同，在计算过程中按照100gy、30kgy、70kgy分别进行验证计算。
(1)严重事故工况
首先需要清理严重事故下需要执行安全功能的1e/k3类设备并梳理这些设备的控制链路，对于这些控制链路中用到的就地箱分别进行标记房间号及辐射区域。
其次对于标记房间进行分类，查询核岛厂房各区累积剂量及严重事故后标记房间最大累积剂量数。由查询结果可知：正常寿期(10年)内1e/k3类就地箱累积剂量为8.76kgy，严重事故后标记房间最大累积剂量为61kgy，共计69.76kgy。
再次，清理此类就地箱内所含所有元器件。清理后可知，所有此类就地箱内所含主要元器件为端子排，根据以往耐辐照摸底试验，初步认为端子排具备耐受69.76kgy的能力。
因此，对于仅包含端子排且需要应对安全壳外严重事故的1e/k3类就地箱，耐辐照鉴定剂量取值为69.76kgy。
(2)设计基准事故工况
首先，对于应对安全壳外非严重事故工况的1e/k3类就地箱，从保守验证的角度考虑，采用设计基准事故工况数据进行验证。
其次，查询核岛厂房各区累积剂量及设计基准事故后核岛厂房房间最大累积剂量数据。由查询结果可知：正常寿期(10年)内1e/k3类就地箱累积剂量为8.76kgy，设计基准事故后核岛厂房房间最大累积剂量(取最长时间1年计算)为21kgy，共计29.76kgy。
再次，清理此类就地箱内所含所有元器件。清理后可知，此类就地箱所含元器件种类繁多，非常复杂。根据元器件主要组成部件进行分类，可将元器件分为两类：一类为电子类元器件，另一类为机械类元器件。根据以往耐辐照摸底试验，电子类元器件对于辐照的耐受能力非常低，因此清理所有电子类元器件应用的就地箱，并对房间号及辐射区域进行标记。标记后可知，此类就地箱布置的区域剂量最大的为橙ii区，寿期(10年)内累积剂量为87.6gy。而对于机械类元器件，根据以往耐辐照摸底试验，初步判断具备耐受29.76kgy的能力。
综合考虑以上两种工况，本发明对于三代核电堆型中k3类就地箱耐辐照鉴定辐照剂量进行计算，形成结果如下：
(1)对于仅包含端子排且需要应对安全壳外严重事故的1e/k3类就地箱，耐辐照鉴定剂量取值为69.76kgy；
(2)对于不需应对安全壳外严重事故的1e/k3类就地箱内所含的机械类元器件，耐辐照鉴定剂量取值为29.76kgy；
(3)对于不需应对安全壳外严重事故的1e/k3类就地箱内所含的电子类元器件，耐辐照鉴定剂量取值为87.6gy。
显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。上述实施方式只是对本发明的举例说明，本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施，而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此，描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明，任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。