[发明专利]一种适用于核电站许可证基准变更的风险评价方法有效
申请号: | 201910280994.X | 申请日: | 2019-04-09 |
公开(公告)号: | CN110110967B | 公开(公告)日: | 2022-12-20 |
发明(设计)人: | 龚兵;童节娟;吴静;刘涛;陈永行;赵军;王庆武;陈选相;圣国龙;钟山;黄乾 | 申请(专利权)人: | 华能山东石岛湾核电有限公司;清华大学;华能集团技术创新中心有限公司;苏州热工研究院有限公司 |
主分类号: | G06Q10/06 | 分类号: | G06Q10/06;G06Q50/06 |
代理公司: | 西安智大知识产权代理事务所 61215 | 代理人: | 段俊涛 |
地址: | 253400*** | 国省代码: | 山东;37 |
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摘要: | |||
搜索关键词: | 一种 适用于 核电站 许可证 基准 变更 风险 评价 方法 | ||
一种适用于核电站许可证基准变更的风险评价方法,包括计算拟变更前的LARGE释放类发生频率,即全范围PSA模型中所有设备都处于正常可用状态时得到的LARGE释放类发生频率,记为F501;计算拟变更后的LARGE释放类发生频率,记为F502;计算拟变更引起的风险变化量△F501=F502‑F501;若△F501<0,即该变更明显会导致风险水平降低,则认为该变更活动满足风险指引的管理准则,可以接受;若△F501>0,则根据点(F501,△F501)的位置,并按照所在区域的风险可接受准则判断该变更是否可接受;对于上述评判认为可以接受的许可证基准变更,进一步结合其他因素做综合决策,本发明体现了高温气冷堆良好的安全性以及运行灵活性,为以后高温气冷堆许可证基准变更提供了方法依据。
技术领域
本发明涉及核电站机组安全运行技术领域,特别涉及一种适用于核电站许可证基准变更的风险评价方法。
背景技术
为了在核电厂建造和营运过程中保证安全,保障工作人员、社会公众的健康,保护环境,我国相关法律明确规定:核电厂从选址、设计、建造、运行到退役的每个阶段,都必须严格执行核安全许可证制度;国家核安全局对全国核电厂安全实施统一监督,负责制定和批准颁发核安全许可证件。许可证主要包括:(1)建造许可证,(2)运行许可证,(3)操纵员执照,(4)其他需要批准的文件。核电厂只有取得许可证后,才能从事相应的活动。如果在核电厂运行过程中的某些活动与取得运行许可证依据有所冲突,那就要论证这些依据是否过于保守而做出相应的变更即核电厂许可证基准变更。我国HAF103《核动力厂运行安全规定》7.2条规定:“影响到颁发运行许可证依据的安全重要构筑物、系统和部件的修改,运行限值和条件的修改,以及原先由国家核安全监管部门批准的程序和其他文件的修改必须在实施前报送国家核安全监管部门批准”。目前我国核安全监管部门支持核电厂运用概率安全分析(PSA)技术对许可证基准变更带来的风险进行定量化评价。HAD102-17《核动力厂安全评价与验证》规定“当概率安全分析的结果用于支持决策过程时,应该为此建立一个正式的框架。该过程的详细程度取决于概率安全分析实际应用的目的、决策的性质以及要使用的概率安全分析的结果。在使用概率安全分析的定量结果时,应该确定可与之比较的相应的参考值”。这些与概率安全分析结果进行比较的参考值通常被称为风险可接受准则。目前我国对许可证基准变更申请的审查依据美国核管会(Nuclear Regulatory Commission-NRC)发布的管理导则RG1.174“An Approach for Using Probabilistic Risk Assessment inRisk-Informed Decisions on Plant-Specific Changes to the Licensing Basis”即《概率风险评价用于特定电厂许可证基础变更的风险指引决策方法》,其中规定了核电厂许可证基础变更的风险可接受准则。
但是RG1.174的风险可接受准则适用于传统水堆,不适用于高温气冷堆。这是因为传统水冷反应堆在进行PSA分析时,一般将PSA划分为三级,即1级(以堆芯损伤为分析目标)、2级(分析安全壳行为,得到释放源项强度和分布)、3级(放射性释放对电站周边产生的影响),其中“堆芯损坏频率”(CDF)和“早期大量释放频率”(LERF)就是针对1级PSA和2级PSA提出的定量化目标值。对于高温气冷堆,由于其独特的堆芯、余热排出和安全壳设计,传统的PSA分析分级方式和“CDF”、“LERF”等概念并不直接适用:
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