[发明专利]第三代核电站非能动特性的安全评价独立验证方法及平台

权利要求书

1.一种第三代核电站非能动特性的安全评价独立验证方法，其特征在于，包括以下步骤：

通过核电站运行数据与试验数据的验证，结合自主开发/引进/购买的程序，建立适用于非能动特性的软件体系；

建立验证所述非能动特性的软件体系及模型的数据库；其中，所述验证所述非能动特性的软件体系的数据库包括验证堆型或类似堆型的单项实验和整体实验的相关数据；

根据选定的非能动性特性设计独立验证关键事故结合核电站设计数据信息，得到关键现象识别排序；其中，所述关键现象识别排序用于软件验证的所述单项实验和所述整体实验设计以及不确定性参数的选取；

基于所述相关数据进行非能动特性叠加不确定性分析的计算验证，根据事故分析对比或/及不确定性分析结果，对现象识别模型进行优化和完善。

2.根据权利要求1所述的第三代核电站非能动特性的安全评价独立验证方法，其特征在于，所述适用于非能动特性的软件体系是基于国际/国内安全审评机构认可的分析程序，且需要通过所述核电站运行数据与试验数据的验证，尤其是非能动特性验证。

3.根据权利要求1所述的第三代核电站非能动特性的安全评价独立验证方法，其特征在于，所述核电站运行数据与试验数据包括针对类似堆型的非能动试验数据、国际核能机构发布的基准实验数据、例题以及类似堆型核电站的运行/试验数据中的一种或多种。

4.根据权利要求2所述的第三代核电站非能动特性的安全评价独立验证方法，其特征在于，所述国际/国内安全审评机构认可的分析程序，包括：堆芯物理设计校核程序、最佳估算的系统程序、其他热工水力系统分析程序和安全壳响应分析程序中的多种。

5.根据权利要求1所述的第三代核电站非能动特性的安全评价独立验证方法，其特征在于，所述根据事故分析不同程序计算结果对比或/及不确定性分析结果，对现象识别模型进行优化和完善，包括：根据所述核电站设计数据信息建立事故分析基准模型，基于所述事故分析基准模型进行节点划分确认以及不确定性分析步骤和不同程序结果分析对比。

6.根据权利要求5所述的第三代核电站非能动特性的安全评价独立验证方法，其特征在于，所述根据事故分析不同程序计算结果对比或/及不确定性分析结果，对现象识别模型进行优化和完善，还包括：

基于所述事故分析基准模型，对所述不确定性参数的选取，进行所述不确定性分析。

7.一种第三代核电站非能动特性的安全评价独立验证平台，其特征在于，包括：

非能动特性软件体系模块，用于进行相关分析计算，通过核电站运行数据与试验数据的验证，建立适用于非能动特性软件体系；

验证数据库模块，用于建立验证所述非能动特性的软件体系及模型的数据库；其中，所述验证所述非能动特性的软件体系的数据库包括验证堆型或类似堆型的单项实验和整体实验的相关数据；

输出模块，用于根据选定的非能动性特性设计独立验证关键事故结合核电站设计数据信息，得到关键现象识别排序；其中，所述关键现象识别排序用于软件验证的所述单项实验设计和所述整体实验以及不确定性参数的选取；

优化模块，用于基于所述相关数据进行非能动特性叠加不确定性分析的计算验证，根据事故分析对比与不确定性分析结果，对现象识别模型进行优化。

8.根据权利要求7所述的第三代核电站非能动特性的安全评价独立验证平台，其特征在于，还包括分析模块，用于采用国际/国内安全审评机构认可的分析程序对要进行验证的核装置进行建模分析。

9.根据权利要求7所述的第三代核电站非能动特性的安全评价独立验证平台，其特征在于，所述验证数据库模块中核电站运行数据与试验数据包括针对类似堆型的非能动试验数据、国际核能机构发布的基准实验数据、例题以及类似堆型核电站的运行/试验数据中的一种或多种。

10.根据权利要求8所述的第三代核电站非能动特性的安全评价独立验证平台，其特征在于，所述分析模块中国际/国内安全审评机构认可的分析程序，包括：堆芯物理设计校核程序、最佳估算的系统程序、热工水力系统分析程和安全壳响应分析程序中的多种。