一种大破口失水事故分析方法及系统
阅读说明：本技术 一种大破口失水事故分析方法及系统 (Large-break water loss accident analysis method and system ) 是由 黄涛 邓坚 李仲春 丁书华 李庆 冷贵君 刘余 卢宗健 钱立波 吴丹 陈伟 申 于 2021-06-10 设计创作，主要内容包括：本发明涉及反应堆热工水力设计及安全分析技术领域,具体公开了一种大破口失水事故分析方法及系统。选取核电站大破口失水事故相关的指标参数；建立稳态计算模型,对大破口失水事故相关参数进行稳态计算,并进行稳态计算后的参数值校验；构建瞬态计算模型,并对大破口失水事故相关参数进行瞬态计算,并根据计算结果与实际的破口、核电厂外电情况进行对比,并在出现偏离时,重新构建瞬态计算模型并进行瞬态计算；进行安注水扣除,获得液位参数值,并对瞬态模型进行更新后,在稳态计算结果基础上进行再计算,并在完成计算后,进行参数显示及分析。该方法和系统解决了压水堆大破口失水事故分析的工况多、流程繁琐、人因失误率高的难题。(The invention relates to the technical field of reactor thermal hydraulic design and safety analysis, and particularly discloses a large-break water loss accident analysis method and system. Selecting index parameters related to the loss of coolant accident of the large break of the nuclear power station; establishing a steady-state calculation model, performing steady-state calculation on the relevant parameters of the large-break water loss accident, and verifying the parameter values after the steady-state calculation; constructing a transient calculation model, carrying out transient calculation on related parameters of the large-break water loss accident, comparing the calculation result with the actual break and the external electric condition of the nuclear power plant, and reconstructing the transient calculation model and carrying out transient calculation when deviation occurs; and (4) carrying out safety water injection deduction to obtain a liquid level parameter value, updating the transient model, recalculating on the basis of a steady-state calculation result, and carrying out parameter display and analysis after the calculation is finished. The method and the system solve the problems of multiple working conditions, complex flow and high human error rate of analysis of the large-break water loss accident of the pressurized water reactor.)
技术领域
本发明属于反应堆热工水力设计及安全分析技术领域，具体涉及一种大破口失水事故分析方法及系统。
背景技术
大破口事故决定核电站运行功率的最要设计基准事故之一，其分析评价模型可以从保守评价模型、组合评价模型、最佳估算模型和风险指引评价模型中选择。这些模型主要包括计算机程序、系统部件可用性假设、初始条件和边界条件四部分。当计算机程序采用满足法规要求的附录K模型的系统程序、系统部件可用性采用保守假设、初始条件和边界条件采用实际数据+不确定性时，形成失水事故组合评价模型DMRM，该组合评价模型具有以下优点：1)保守的计算机程序开发成本低，保守性满足法规要求；2)实际数据+不确定性的初始条件和边界条件，释放了过度的保守裕量，在相同的系统设计下，能够提升系统容许的功率上限。
然而采用DMRM组合评价模型，不确定性分析需要开展多工况分析，每个工况的计算流程包括参数抽样、稳态输入卡生成、稳态工况计算、瞬态输入卡修改、瞬态计算、安注水扣除、再启动计算和结果处理等多个过程，依靠技术人员开展完整失水事故分析，不仅耗费分析时间，拖延设计进度，而且容易造成人因失误，无法确保技术质量。
发明内容
本发明的目的在于提供一种大破口失水事故分析方法及系统，解决大坡口失水事故分析效率低、分析过程人因失误的问题。
本发明的技术方案如下：一种大破口失水事故分析方法，该方法包括：
选取核电站大破口失水事故相关的指标参数，并对各参数进行样本抽样后进行参数分布检查，以验证参数样本值的有效性；
建立稳态计算模型，对大破口失水事故相关参数进行稳态计算，根据稳态计算值与参数抽样值的偏差值是否超过设定阈值，来进行稳态计算后的参数值校验；
构建瞬态计算模型，并对大破口失水事故相关参数进行瞬态计算，并根据计算结果与实际的破口、核电厂外电情况进行对比，并在出现偏离时，重新构建瞬态计算模型并进行瞬态计算；
进行安注水扣除，获得液位参数值，并对瞬态模型进行更新后，在稳态计算结果基础上进行再计算，并在完成计算后，提取大破口失水事故相关参数，并进行参数显示及分析。
所述核电站大破口失水事故相关的指标参数包括核电站大破口失水事故相关的保守性假设、初始条件和边界条件的参数、参数范围和分布形式构成的指标参数集；
所述对抽样的参数样本值有效性进行验证是通过对抽样后的参数分布进行检查从而确定抽样参数样本的有效性，其中，热流密度热通道因子FQ和核焓升热通道因子FΔH两参数抽样值需要满足正态分布；反应堆功率、反应堆平均温度、系统压力、安注箱水体积、安注箱压力、安注箱水温、安注水温度、堆芯上部功率分布、堆芯中部功率分布、破口面积、厂外电是否丧失，上述参数需要满足均匀分布。
所述构建稳态计算模型是通过获得的各工况下的参数抽样样本，根据各个参数的物理含义，利用python的正则表达式对关键词进行定位，将每个抽样工况获得的参数值写入输入文本卡对应的位置，完成稳态计算模型构建。
所述对稳态计算输出文件校验是通过对稳态计算输出文件进行识别，并判断稳态计算结束时间与预设时间是否相同，从而判断稳态计算是否完成而进行校验，若未完成稳态计算，则返回修改抽样形成的文本卡信息，并重新进行稳态计算。
所述瞬态计算模型是在完成稳态计算后，通过将稳态计算获得的二回路蒸汽流量参数值及抽样获得的破口面积、厂外电丧失情况信息写入瞬态卡中，形成瞬态计算模型。
所述液位参数值获取是在完成瞬态计算后，提取计算结果中的硼浓度值，并不断检测核电厂模型中下腔室内的硼浓度，当硼浓度超过所设定的阈值时，获得此时刻的水容积差值，从而计算此时安注箱内剩余水容积，并根据球形安注箱容积及水位的关系，将水容积转化获得液位值。
所述瞬态计算或稳态计算是利用python的os模块调用包含附录K模型的系统程序，进行瞬态计算或稳态计算。
所述更新瞬态模型后，在稳态计算结果基础上进行再计算时，是将安注箱液位值更新在已建立模型的瞬态卡信息中，并在稳态计算结果的基础上进行再计算；所述对大破口失水事故相关参数监控，并进行显示和分析是通过提取大破口失水事故相关参数值后，利用matplotlib库完成结果图的自动绘制，基于文档模板，自动生成分析报告。
一种大破口失水事故分析系统，该系统参数抽样模块、稳态计算模块、瞬态计算模块以及硼浓度监测模块，其中，所述参数抽样模块与所述稳态计算模块相互连接，并通过所述参数抽样模块可将采集的核电站大破口失水事故相关参数值形成输入文本后，输入所述稳态计算模块进行稳态计算；所述稳态计算模块将稳态计算值传输至相互连接的所述瞬态计算模块进行瞬态计算；所述硼浓度监测模块与所述瞬态计算模块相互连接，并通过所述硼浓度监测模块从瞬态计算模型提取并获得安注箱液位值后，对所述瞬态计算模型中的瞬态计算进行更新再计算，并利用与所述瞬态计算模块相连接的数据显示模块对相关参数进行显示和分析。
所述参数抽样模块可采集对失水事故下PCT影响较大的参数，包括但不限于反应堆功率、反应堆平均温度、系统压力、安注箱水体积、安注箱压力、安注箱水温、安注水温度、热流密度热通道因子FQ、核焓升热通道因子FΔH、堆芯上部功率分布、堆芯中部功率分布、破口面积、厂外电是否丧失；所述参数抽样模块可对采集的抽样参数进行数据验证，其中，采集的参数除热流密度热通道因子FQ、核焓升热通道因子FΔH两参数为正态分布外，其它参数均需满足均匀分布，如某项参数不满足该项参数的分布要求，则需要进行重新抽样。
所述参数抽样模块可采集核电厂工况下的各参数样本值，并形成输入文本卡；所述稳态计算模块根据所述输入文本卡，将每个抽样工况获得的参数值写入文本卡对应的位置，形成稳态计算模型；对所述文本卡中的参数进行稳态计算，对稳态计算后的参数进行核实，并在获得参数稳态计算值与抽样获得的参数值的偏差大于设定的阈值时，向参数抽样模块发送相应参数重新抽样请求信号。
所述稳态计算模块对稳态计算输出文件进行识别，并根据稳态计算结束时间与预设时间的一致性来判断稳态计算是否完成，并在未完成稳态计算时，则向所述参数抽样模块发生修改输入文本卡信息的请求信息，并利用所述稳态计算模块进行稳态计算。
所述瞬态计算模块将稳态计算模块稳态计算后的二回路蒸汽流量参数值及稳态计算时的破口面积和厂外电丧失情况信息输入瞬态卡，并进行瞬态计算，并根据瞬态计算结果与实际抽样获得的破口、厂外点情况信息进行校验，若出现偏离，瞬态计算模块则向稳态计算模块发送请求，在进行参数修改后，继续进行瞬态计算。
所述硼浓度监测模块可提取所述瞬态计算模块计算后的硼浓度值，并当硼浓度值超过所设定的阈值时，获得此刻水容积差值，并计算相应时刻安注箱内剩余水容积值，并根据球形安注箱容积及水位的关系，获得液位值；将该液位值传输至瞬态计算模块，并更新瞬态计算模块中的瞬态信息后进行再计算。
本发明的显著效果在于：本发明所述的一种大破口失水事故分析方法和系统，解决了压水堆大破口失水事故分析的工况多、流程繁琐、人因失误率高的难题。利用该发明，能够显著提升压水堆核电厂大破口失水事故分析的效率，缩短大破口失水事故评价周期，降低人因失误率，确保评价结果的合理性。该方法可用于我国自主化三代核电厂华龙一号及后续电厂的大破口失水事故分析，同时也可用于小破口失水事故分析以及一些需要开展大量敏感性研究的事故分析，有助于提升安全分析的效率，确保分析过程中参数处理的传递的正确性。
附图说明
图1为本发明所述的一种大破口失水事故分析系统结构示意图。
具体实施方式
下面结合附图及具体实施例对本发明作进一步详细说明。
一种大破口失水事故分析方法，该方法具体包括如下步骤：
S1、选取核电站大破口失水事故相关的指标参数，并对各参数进行样本抽样后进行参数分布检查，以验证参数样本值的有效性；
分析核电站大破口失水事故相关的保守性假设、初始条件和边界条件的参数、参数范围和分布形式，并将上述信息以JSON格式输入到制定的输入文本中，其中，所制定的输入文本中抽样参数包含对失水事故下PCT影响较大的参数，包括但不限于反应堆功率、反应堆平均温度、系统压力、安注箱水体积、安注箱压力、安注箱水温、安注水温度、热流密度热通道因子FQ、核焓升热通道因子FΔH、堆芯上部功率分布、堆芯中部功率分布、破口面积、厂外电是否丧失，上述参数分布除热流密度热通道因子FQ、核焓升热通道因子FΔH两参数为正态分布外，其它参数均需满足均匀分布；
对上述参数进行抽样并获得各参数的样本值，并按工况进行输出；对每个工况下的参数分布进行检查，若任一参数不满足分布要求，则需要进行重新抽样；
S2、建立稳态计算模型，对大破口失水事故相关参数进行稳态计算，根据稳态计算值与参数抽样值的偏差值是否超过设定阈值，来进行稳态计算后的参数值校验；
S2.1、构建稳态计算模型；
针对获得的各工况下的参数抽样样本，根据各个参数的物理含义，利用python的正则表达式对关键词进行定位，将每个抽样工况获得的参数值写入输入文本卡对应的位置，完成稳态计算模型构建；
S2.2、进行各个工况下的稳态计算，并在计算获得的某项参数稳态计算值与抽样获得的参数值的偏差大于所设定的阈值后，转入步骤S1进行重新抽样；
利用python的os模块调用包含附录K模型的系统程序，对输入文本卡中的参数进行稳态计算，完成稳态计算后，主要对上述参数进行核实，若计算获得的参数稳态计算值与抽样获得的参数值的偏差大于设定的阈值，则返回步骤S1；
S2.3、对稳态计算输出文件进行校验，实时判定稳态计算是否完成；
对稳态计算输出文件进行识别，并判断稳态计算结束时间是否与预设时间相等，从而判断稳态计算是否成功或完成，若未完成稳态计算，则返回修改输入文本卡信息，并重新进行稳态计算；
S3、构建瞬态计算模型，并对大破口失水事故相关参数进行瞬态计算，并根据计算结果与实际的破口、核电厂外电情况进行对比，并在出现偏离时，重新构建瞬态计算模型并进行瞬态计算；
S3.1、在完成稳态计算后，将稳态计算获得的参数写入瞬态卡中，建立瞬态计算模型；
在判断稳态计算完成后，将稳态计算获得的二回路蒸汽流量参数值写入瞬态模型中，并将抽样获得的破口面积和核电厂外电丧失情况写入瞬态卡中，形成瞬态计算模型；
S3.2、进行瞬态计算，并对瞬态计算结果进行校验；
利用python的os模块调用包含附录K模型的系统程序，进行瞬态计算，并将瞬态计算结果与实际抽样的破口、核电厂外电情况进行校验，若出现偏离，则继续进行瞬态模型构建及瞬态计算；
S4、进行安注水扣除，获得液位参数值，并对瞬态模型进行更新后，在稳态计算结果基础上进行再计算，并在完成计算后，提取大破口失水事故相关参数，并进行参数显示及分析；
S4.1、完成瞬态计算后，利用所获得的硼浓度值，获得安注箱液位值；
在完成瞬态计算后，提取计算结果中的硼浓度值，并不断检测核电厂模型中下腔室内的硼浓度，当硼浓度超过所设定的阈值时，获得此时刻的水容积差值，从而计算此时安注箱内剩余水容积，并根据球形安注箱容积及水位的关系，将水容积转化获得液位值；
S4.2、更新瞬态模型，并在稳态计算结果基础上进行再计算，并监控大破口失水事故相关参数，并进行显示和分析；
将获得的安注箱液位值，在已建立模型的瞬态卡信息中，并对已有瞬态模型进行更新，并在稳态计算结果的基础上，进行再计算；
实时监控大破口失水事故相关参数计算值，提取如反应堆功率、稳压器压力、堆芯水位、安注流量、破口流量、包壳峰值温度等结果参数，利用matplotlib库完成结果图的自动绘制，基于文档模板，自动生成分析报告。
如图1所述，一种大破口失水事故分析系统，该系统包括参数抽样模块、稳态计算模块、瞬态计算模块以及硼浓度监测模块，其中，参数抽样模块与稳态计算模块相互连接，并通过参数抽样模块可将采集的核电站大破口失水事故相关参数值形成输入文本后，输入稳态计算模块进行稳态计算，其中，参数抽样模块可采集对失水事故下PCT影响较大的参数，包括但不限于反应堆功率、反应堆平均温度、系统压力、安注箱水体积、安注箱压力、安注箱水温、安注水温度、热流密度热通道因子FQ、核焓升热通道因子FΔH、堆芯上部功率分布、堆芯中部功率分布、破口面积、厂外电是否丧失等相关参数；同时，参数抽样模块可对上述采集的参数进行数据验证，其中，采集的参数除热流密度热通道因子FQ、核焓升热通道因子FΔH两参数为正态分布外，其它参数均需满足均匀分布，如某项参数不满足该项参数的分布要求，则需要进行重新抽样；针对上述参数进行抽样并获得各参数的样本值，并按照工况进行输出形成输入文本；
稳态计算模块根据参数抽样模块传输的包含参数值的输入文本，根据每个参数的物理含义，将每个抽样工况获得的参数值写入文本卡对应的位置，形成稳态计算模型；对文本卡中的参数进行稳态计算，对稳态计算后的参数进行核实，并在获得参数稳态计算值与抽样获得的参数值的偏差大于设定的阈值时，向参数抽样模块发送相应参数重新抽样请求信号；稳态计算模块对稳态计算输出文件进行识别，并根据稳态计算结束时间与预设时间的一致性来判断稳态计算是否完成，并在未完成稳态计算时，则向参数抽样模块发生修改输入文本卡信息的请求信息，并利用稳态计算模块进行稳态计算；
稳态计算模块还与瞬态计算模块相互连接，稳态计算模块在完成稳定计算后，将稳态计算获得的二回路蒸汽流量参数值，以及稳态计算时的破口面积和厂外电丧失情况信息传输至瞬态计算模块，并进行瞬态计算，并根据瞬态计算结果与实际抽样获得的破口、厂外点情况信息进行校验，若出现偏离，瞬态计算模块则向稳态计算模块发送请求，在进行参数修改后，继续进行瞬态计算；
硼浓度监测模块与瞬态计算模块相互连接，利用硼浓度监测模块提取瞬态计算模块计算后的硼浓度值，并当硼浓度值超过所设定的阈值时，获得此刻水容积差值，并计算相应时刻安注箱内剩余水容积值，并根据球形安注箱容积及水位的关系，获得液位值；将该液位值传输至瞬态计算模块，并更新瞬态计算模块中的瞬态信息后进行再计算；数据显示模块与瞬态计算模块相连接，通过数据显示模块可将传输至数据显示模块的核电站大破口失水事故相关参数值进行显示，并利用文档模板库，直接将获得的参数引入生成分析报告。
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