申请/专利权人：中国核电工程有限公司

申请日：2020-07-07

公开（公告）日：2024-04-12

公开（公告）号：CN111967130B

主分类号：G06F30/20

分类号：G06F30/20;G21D3/06

优先权：

专利状态码：有效-授权

法律状态：2024.04.12#授权;2021.09.17#实质审查的生效;2020.11.20#公开

摘要：本发明属于核电厂事故处理策略设计领域，具体涉及一种压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法。用于对核电厂的事故处理策略中的堆芯的过冷裕度的定值进行分析，包括如下步骤：步骤S1，确定事故处理策略中过冷裕度的定值名义值；步骤S2，确认过冷裕度是事故处理策略的关键定值；步骤S3，计算安全壳正常和不利工况下的过冷裕度不确定度；步骤S4，对事故处理策略定值考虑过冷裕度不确定度的影响并进行事故处理策略的验证。本发明提供的分析方法适用于不同堆型的压水堆核电厂，提出了一种广泛适用于压水堆核电厂的过冷裕度定值的分析方法。

主权项：1.一种压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法，用于对核电厂的事故处理策略中的堆芯的过冷裕度的定值进行分析，包括如下步骤：步骤S1，确定事故处理策略中过冷裕度的定值名义值；步骤S2，确认所述过冷裕度是所述事故处理策略的关键定值，所述关键定值需要考虑仪表不确定度，所述仪表不确定度是指仪表误差；步骤S3，计算安全壳正常和不利工况下的过冷裕度不确定度，所述过冷裕度不确定度是指所述过冷裕度的误差；步骤S4，对事故处理策略定值考虑所述过冷裕度不确定度的影响并进行事故处理策略的验证；在所述步骤S3中，计算安全壳正常和不利工况下的所述过冷裕度不确定度包括：热电偶测堆芯最高温度的误差分析；一回路压力对应的饱和温度误差分析；过冷裕度不确定度计算分析；综合考虑分段选取过冷裕度不确定度；在所述步骤S3的所述过冷裕度不确定度计算分析中，由于所述过冷裕度是堆芯最高温度与一回路压力对应饱和温度的差值，所述过冷裕度不确定度的计算与堆芯温度误差范围及饱和温度误差范围相关，将堆芯温度误差范围最小值与一回路压力的某压力定值对应饱和温度误差范围最大值做差可得该压力对应过冷裕度不确定度的最小值；而将堆芯温度误差范围最大值与该压力定值对应饱和温度误差范围最小值做差可得该压力对应过冷裕度不确定度的最大值；不同压力定值的一回路压力对应一组过冷裕度范围在整个压力定值的测量范围内，可以得到所述过冷裕度的误差曲线，所述过冷裕度的误差曲线包括正偏差上限值曲线以及负偏差上限值曲线；在所述步骤S3的所述过冷裕度不确定度计算分析中，采用分段方法，在不同的一回路的压力定值范围下保守考虑该压力范围内的过冷裕度不确定度；所述分段方法的依据有两点：第一点，所述过冷裕度的误差曲线随着一回路压力的变化而变化；对所述过冷裕度的误差曲线取导数，所述导数为过冷裕度不确定度导数；根据所述导数变化的分段进一步确定压力分段的范围；对所述过冷裕度不确定度导数的绝对值在0，0.5之间，[0.5，1]之间，1，∞之间进行分段划分，再确认其对应的压力范围分段；第二点，结合核电厂基本运行工况的压力分界定值进行划分。

全文数据：

权利要求：

百度查询： 中国核电工程有限公司 一种压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法

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