[发明专利]一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法

说明书

本发明属于核电站安全评估技术领域，具体涉及一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法。该方法对核电机组堆腔注水冷却系统有效性评价结果进行独立评估，具体包括以下步骤：环节1：CIS系统有效性独立评估数据收集；环节2：确定代表性严重事故序列；环节3：建立CIS系统有效性独立评估计算分析模型；环节4：严重事故序列计算分析；环节5：判定是否满足压力容器热工失效准则；环节6：CIS系统有效性独立评估。通过计算分析得到的压力容器下封头外壁面热流密度与CHF实验结果比对分析，成功验证了该系统在严重事故下保证压力容器下封头完整性设计功能的有效性，解决了对华龙一号堆腔注水冷却系统有效性评价结果进行独立评估的问题。

技术领域

本发明属于核电站安全评估技术领域，具体涉及一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法。

背景技术

“华龙一号”是我国自主研发的具有先进安全理念的三代百万千瓦级压水堆核电机组，充分借鉴了国家引进的三代核电技术和先进的设计理念，对设计基准事故之外的扩展工况进行了分析并制定了预防和缓解措施，以预防严重事故发生或减轻严重事故的后果。

与M310改进型核电机组相比，“华龙一号”设置了堆腔注水冷却系统(CavityInjection and Cooling System，简称CIS系统)，在发生堆芯熔化的设计扩展工况(严重事故工况)时，该系统通过对压力容器外壁面进行冷却带走堆芯熔融物热量，降低压力容器外壁面的温度，维持压力容器的完整性，实现压力容器内堆芯熔融物的滞留(In-VesselRetention，简称IVR)，以提高核电机组的安全性。

在设计过程中“华龙一号”CIS系统有效性评价采用的是基于风险导向的事故分析方法(Risk-Oriented Accident Analysis Methodology，简称ROAAM)，属于概率论分析方法。该方法以压力容器热失效准则为判据，首先明确严重事故序列及熔融池的最终包络状态；在分析包络状态下各关键参数概率分布的基础上，通过参数抽样确定压力容器外壁面热流密度；与实验研究得到的压力容器外壁面临界热流密度(Critical Heat Flux，简称CHF)进行对比分析，判断是否能够满足压力容器热失效准则，从而完成CIS系统有效性评价。

根据核动力厂设计安全规定(HAF102-2016)需对设计安全评价进行独立评估。目前尚没有系统得开展“华龙一号”CIS系统有效性独立评估的方法。福清核电5、6号机组是国内首次开展堆腔注水冷却系统有效性独立评估的“华龙一号”核电机组。为了验证CIS系统有效性评价结果的合理性，亟需研制一种对“华龙一号”CIS系统有效性评价进行独立评估的方法。

发明内容

本发明要解决的技术问题是提供一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，以解决对华龙一号机组堆腔注水冷却系统有效性评价结果进行独立评估的问题。

为了实现这一目的，本发明采取的技术方案是：

一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，应用该方法的华龙一号堆型核电机组设置堆腔注水冷却系统，在发生堆芯熔化的设计扩展工况时，该系统通过对压力容器外壁面进行冷却带走堆芯熔融物热量，降低压力容器外壁面的温度，维持压力容器的完整性，实现压力容器内堆芯熔融物的滞留，以提高核电机组的安全性；该方法对核电机组堆腔注水冷却系统有效性评价结果进行独立评估，具体包括以下步骤：

环节1：CIS系统有效性独立评估数据收集

收集核电机组堆腔注水冷却系统有效性分析所需系统参数、运行参数、设备参数、运行规程，为后续环节3建立计算分析模型和环节4严重事故序列计算分析进行数据输入准备；

环节2：确定代表性严重事故序列

环节2-1：以特定电厂设计阶段功率运行工况概率安全评价PSA确定导致堆芯损伤的支配性序列为基础，对支配性序列进行归并、筛选，形成CIS系统有效性独立评估的第1部分严重事故序列；