[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

说明书

本申请提出一种第三代核电站非能动特性的安全评价独立验证方法和平台，其中，方法包括：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的软件体系；建立验证非能动特性的软件体系及模型的数据库；其中，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；并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。本发明通过验证分析，确认国和一号非能动安全系统的合理设计及有效性，确认并完善关键设计事故PIRT，有助于国和一号通过相关独立验证要求及安全审评。

技术领域

本发明涉及核能-安全评价技术领域，特别涉及一种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。

背景技术

根据HAF102《核动力厂设计安全规定》3.6节要求：“在提交国家核安全监管部门以前，业主必须保证由未参与相关设计的个人或团体对安全评价进行独立验证”，核安全导则HAD102/17《核动力厂安全评价与验证》中对于安全评价、安全分析和独立验证进行了补充说明。在导则中，安全评价是一个系统性过程，它贯穿于整个设计过程，以保证核动力厂设计满足所有的相关安全要求。安全评价包括(但并不仅限于)正式的安全分析。独立验证应该在营运单位负责下由一组专业人员完成，这组专业人员应尽可能独立于该核动力厂的设计者和进行安全评价的人员。如果这些专业人员未参与任何部分的设计和安全评价，则可认为是独立的。此独立验证是在设计单位内部进行的质量保证审查的补充。安全评价是设计单位在整个设计过程中为满足所有相关安全要求而进行的综合研究工作，而独立验证是由营运单位完成或在其名义下完成的工作，可仅与送国家核安全监管部门报批的设计有关。由于独立验证需要涉及的设计和安全评价问题的复杂性，一般在设计过程中要部分地进行独立验证，而不只是在核动力厂设计完成以后才进行。营运单位对独立验证负有完全责任，即使独立验证的部分工作委托给一些独立机构执行也仍然如此。

因此，独立验证是由营运单位组织，由一组熟悉核电厂设计，并熟悉安全分析和安全评价工作的专业人员对设计单位进行的安全评价进行审查，确认安全评价是否满足适用的安全要求。

但是独立验证工作目前在国内没有太多的经验，缺乏公开合理的体系指导开展相关工作，保证验证的合理性和有效性，进一步促进设计工作，从而有助于得到审管部门的认可。

发明内容

本发明旨在至少在一定程度上解决相关技术中的技术问题之一。

为此，本发明的第一个目的在于提出一种第三代核电站非能动特性的安全评价独立验证方法，针对第三代核电站非能动特性，给出较为合理的安全评价独立验证体系。

本发明的第二个目的在于提出一种第三代核电站非能动特性的安全评价独立验证平台。

为达上述目的，本发明第一方面实施例提出了一种第三代核电站非能动特性的安全评价独立验证方法，包括：

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。

另外，根据本发明上述实施例的第三代核电站非能动特性的安全评价独立验证方法还可以具有以下附加的技术特征：