一种核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法
阅读：432发布：2020-09-19
专利汇可以提供一种核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法专利检索，专利查询，专利分析的服务。并且本 发明 涉及一种核电厂 地震 叠加 外部 水 淹 风 险评估方法，包括如下步骤：S100、核电厂地震响应分析及定量化；S200、核电厂厂址地震导致外部水淹发生 频率 分析；S300、核电厂地震叠加外部水淹情形响应分析及定量化；S400、计算核电厂地震叠加外部水淹风险。本发明在地震概率安全评价方法和外部水淹概率安全评价方法的 基础 之上，通过定量化得到地震损伤态事故序列叠加外部水淹发生频率的方式，很好的处理了地震和外部水淹之间的相关性，从而保证了分析方法和结果的正确性。，下面是一种核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法专利的具体信息内容。
1.一种核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法，其特征在于，包括如下步骤：
S100、核电厂地震响应分析及定量化：通过故障树/事件树方法分析核电厂地震下响应情况，包括地震是否会导致核电厂发生堆芯损坏的事件发生、核电厂主要缓解系统的地震影响；建立地震前端树模型，定量化得到地震强度a下地震直接导致堆芯损坏事故序列的发生频率CDF1(a)、地震非直接导致堆芯损坏的地震损伤态事故序列的发生频率SDSF(a)；
S200、核电厂厂址地震导致外部水淹发生频率分析：通过如下公式计算核电厂厂址地震导致外部水淹发生频率F(a，h):
F(a，h)＝F(a)·D(a，h)·f(a，h)
公式中，
F(a)表示地震强度a的发生频率；
D(a，h)表示地震强度a下外部水淹高度h发生的条件概率；
f(a，h)表示地震强度a叠加外部水淹高度h下电厂防护堤的条件失效概率；
然后，定量化得到地震损伤态事故序列叠加外部水淹发生的频率SDSF(a，h)，公式如下：
SDSF(a，h)＝SDSF(a)·F(a，h)
S300、核电厂地震叠加外部水淹情形响应分析及定量化：在地震损伤态事故序列叠加外部水淹发生的基础上建立外部水淹前端树模型，得到地震叠加外部水淹前端树模型；定量化得到地震叠加外部水淹直接导致堆芯损坏事故序列的发生频率CDF2(a，h)、地震叠加外部水淹非直接导致堆芯损坏的地震叠加外部水淹损伤态事故序列的发生频率SFDSF(a，h)；
S400、计算核电厂地震叠加外部水淹风险：在地震叠加外部水淹损伤态事故序列基础上联接电厂的内部事件模型，定量化得到SFDS序列导致的堆芯损坏频率CDF3(a，h)，通过如下公式计算地震强度a、外部水淹高度h下核电厂总的堆芯损坏频率CDF总(a，h)：
CDF总(a，h)＝CDF1(a)+CDF2(a，h)+CDF3(a，h)。
2.根据权利要求1所述的核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法，其特征在于，所述步骤S200之前还包括：
S150、核电厂厂址地震导致外部水淹情形识别：根据厂址特点，选择地震叠加的外部水淹情形，所述外部水淹情形包括天文潮、风暴潮、海啸、河流溃坝、强降雨、湖震。
3.根据权利要求1所述的核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法，其特征在于，所述步骤S100之前还包括如下步骤：
S010、核电厂厂址地震危险性分析：根据核电厂厂址的地震历史、区域地震学、区域地质学内容，得到地震危险性曲线；
S020、地震叠加外部水淹下核电厂设备清单的整理和筛选：收集核电厂所有为地震叠加外部水淹事件提供保护和缓解功能所必需的构筑物、系统和部件清单；
S030、核电厂设备地震易损度评价：根据电厂抗震设计信息，评估出核电厂安全重要的构筑物、系统和部件在不同地震强度下的条件失效概率；
S040、核电厂设备外部水淹失效概率评价：计算核电厂设备淹没失效概率和冲击失效概率。
4.根据权利要求3所述的核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法，其特征在于，所述步骤S030包括：
根据三个地震易损度参数：中值抗震能力Am、随机性βR、不确定性βU，计算出不同地震强度a下的安全重要的构筑物、系统和部件条件失效概率，公式如下：
公式中：
Q＝P[f
5.根据权利要求3所述的核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法，其特征在于，所述步骤S040包括：
设备失效水淹高度的识别和确定，保守认为水位达到设备失效水淹高度，即设备失效概率为1；
未达到失效水淹高度，进行设备水动力冲击失效评估，针对海啸、洪水外部水淹方式，根据三个外部水淹易损度参数：外部水淹高度中值Hm、随机性γR、不确定性γU，计算出不同外部水淹高度h下的安全重要的构筑物、系统和部件条件失效概率，公式如下：
公式中：
Q＝P[f
一种核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法
技术领域
[0001] 本发明涉及核电厂风险评估技术，更具体的说，涉及一种核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法。
背景技术
[0002] 核电厂概率风险评估技术从上个世纪70年代开始发展至今，对于包括地震和外部水淹在内的单一内、外部灾害，都已经形成了比较成熟的导则和标准，如ASME/ANS Ra-Sa-2009，ERPI TR-1002989等。对于地震和外部水淹等对于核电厂有整体性影响的单一外部灾害，风险评估的过程一般分为危险性分析、易损度评价和系统分析(响应分析)三部分。
[0003] 在福岛核事故之前，对于核电厂外部灾害叠加情形的风险评估没有引起足够的重视，对于地震叠加外部水淹等灾害叠加情形的风险评估并没有形成一套规范成熟的技术方法，而福岛核事故正是由于地震叠加海啸导致了堆芯损坏和放射性大规模释放。
发明内容
[0004] 本发明所要解决的技术问题在于，解决现有的核电厂概率风险评估技术只能针对单一外部灾害进行风险评估、无法反应出核电厂外部灾害叠加情形对核电厂风险影响。
[0005] 本发明解决上述技术问题的技术方案为：提供一种核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法，包括如下步骤：
[0006] S100、核电厂地震响应分析及定量化：通过故障树/事件树方法分析核电厂地震下响应情况，包括地震是否会导致核电厂发生堆芯损坏的事件发生、核电厂主要缓解系统的地震影响；建立地震前端树模型，定量化得到地震强度a下地震直接导致堆芯损坏事故序列的发生频率CDF1(a)、地震非直接导致堆芯损坏的地震损伤态事故序列的发生频率SDSF(a)；
[0007] S200、核电厂厂址地震导致外部水淹发生频率分析：通过如下公式计算核电厂厂址地震导致外部水淹发生频率F(a，h):
[0008] F(a，h)＝F(a)·D(a，h)·f(a，h)
[0009] 公式中，
[0010] F(a)表示地震强度a的发生频率；
[0011] D(a，h)表示地震强度a下外部水淹高度h发生的条件概率；
[0012] f(a，h)表示地震强度a叠加外部水淹高度h下电厂防护堤的条件失效概率；
[0013] 然后，定量化得到地震损伤态事故序列叠加外部水淹发生的频率SDSF(a，h)，公式如下：
[0014] SDSF(a，h)＝SDSF(a)·F(a，h)；
[0015] S300、核电厂地震叠加外部水淹情形响应分析及定量化：在地震损伤态事故序列叠加外部水淹发生的基础上建立外部水淹前端树模型，得到地震叠加外部水淹前端树模型；定量化得到地震叠加外部水淹直接导致堆芯损坏事故序列的发生频率CDF2(a，h)、地震叠加外部水淹非直接导致堆芯损坏的地震叠加外部水淹损伤态事故序列的发生频率SFDSF(a，h)；
[0016] S400、计算核电厂地震叠加外部水淹风险：在地震叠加外部水淹损伤态事故序列基础上联接电厂的内部事件模型，定量化得到SFDS序列导致的堆芯损坏频率CDF3(a，h)，通过如下公式计算地震强度a、外部水淹高度h下核电厂总的堆芯损坏频率CDF总(a，h)：
[0017] CDF总(a，h)＝CDF1(a)+CDF2(a，h)+CDF3(a，h)。
[0018] 在本发明的核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法中，所述步骤S200之前还包括：
[0019] S150、核电厂厂址地震导致外部水淹情形识别：根据厂址特点，选择地震叠加的外部水淹情形，所述外部水淹情形包括天文潮、风暴潮、海啸、河流溃坝、强降雨、湖震。
[0020] 在本发明的核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法中，所述步骤S100之前还包括如下步骤：
[0021] S010、核电厂厂址地震危险性分析：根据核电厂厂址的地震历史、区域地震学、区域地质学内容，得到地震危险性曲线；
[0022] S020、地震叠加外部水淹下核电厂设备清单的整理和筛选：收集核电厂所有为地震叠加外部水淹事件提供保护和缓解功能所必需的构筑物、系统和部件清单；
[0023] S030、核电厂设备地震易损度评价：根据电厂抗震设计信息，评估出核电厂安全重要的构筑物、系统和部件在不同地震强度下的条件失效概率；
[0024] S040、核电厂设备外部水淹失效概率评价：计算核电厂设备淹没失效概率和冲击失效概率。
[0025] 在本发明的核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法中，所述步骤S030包括：
[0026] 根据三个地震易损度参数：中值抗震能力Am、随机性βR、不确定性βU，计算出不同地震强度a下的安全重要的构筑物、系统和部件条件失效概率，公式如下：
[0027]
[0028] 公式中：
[0029] Q＝P[f
[0030] Φ-1[·]表示框格内容的标准累积高斯分布的逆。
[0031] 在本发明的核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法中，所述步骤S040包括：
[0032] 设备失效水淹高度的识别和确定，保守认为水位达到设备失效水淹高度，即设备失效概率为1；
[0033] 未达到水淹高度，进行设备水动力冲击失效评估，针对海啸、洪水等外部水淹方式，根据三个外部水淹易损度参数：外部水淹高度中值Hm、随机性γR、不确定性γU，计算出不同外部水淹高度h下的安全重要的构筑物、系统和部件条件失效概率，公式如下：
[0034]
[0035] 公式中：
[0036] Q＝P[f
[0037] Φ-1[·]表示框格内容的标准累积高斯分布的逆。
[0038] 实施本发明，具有如下有益效果：本发明在地震概率安全评价方法和外部水淹概率安全评价方法的基础之上，通过定量化得到地震损伤态事故序列叠加外部水淹发生频率的方式，很好的处理了地震和外部水淹之间的相关性，从而保证了分析方法和结果的正确性。附图说明
[0039] 为了更清楚地说明本发明实施例中的技术方案，下面将对实施例中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。
[0040] 图1为本发明核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法较佳实施例的流程示意图；
[0041] 图2为本发明核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法另一较佳实施例的流程示意图；
[0042] 图3为本发明较佳实施例地震导致海啸风险评估方法的流程示意图；
[0043] 图4为本发明较佳实施例地震导致海啸风险评估方法中的地震导致海啸条件概率分析流程示意图。
具体实施方式
[0044] 下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动的前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。
[0045] 现有的核电厂概率风险评估技术只能针对单一外部灾害进行风险评估，但是多种外部灾害之间具有内部联系，只对单一外部灾害进行评估无法放映出核电厂外部灾害叠加情形的影响。本发明的主要创新点在于，提供一种核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法，通过定量化得到地震损伤态事故序列叠加外部水淹发生频率的方式，准确计算核电厂在地震叠加外部水淹下反应堆的堆芯损坏频率，为我国核电工作者针对核电厂地震叠加外部水淹情况的防范和缓解提供风险见解和决策依据。
[0046] 图1示出了本发明核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法较佳实施例的流程示意图，如图1所示，在本发明的核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法的较佳实施例中，包括如下步骤：
[0047] S100、核电厂地震响应分析及定量化：通过故障树/事件树方法分析核电厂地震下响应情况，包括地震是否会导致核电厂发生堆芯损坏的事件发生、核电厂主要缓解系统的地震影响；建立地震前端树模型，定量化得到地震强度a下地震直接导致堆芯损坏事故序列的发生频率CDF1(a)、地震非直接导致堆芯损坏的地震损伤态事故序列的发生频率SDSF(a)。“地震损伤态事故序列”在下文简称为SDS。
[0048] 优选的，在本步骤中，首先利用故障树/事件树方法进行核电厂地震响应分析，评估地震对于核电厂的影响，通常先分析地震是否会导致始发事件(可能导致电厂堆芯损坏的事件)的发生，接下来分析核电厂主要缓解系统的地震影响。
[0049] 然后，通过建立只考虑地震影响的地震前端树模型，得到SDS。该地震前端树模型在为一种概率安全评价(PSA)模型，全称为地震前端树概率安全评价模型，简称为地震前端树PSA模型，本文中还将出现多个采用概率安全评价方法建立的模型，在下文中都简称为PSA模型。
[0050] 地震前端树PSA模型的建立原则如下：
[0051] ①.前端树只反映地震导致的失效，系统的随机失效在模型的其他部分模化；
[0053] ③.前端树应便于通过边界条件传递与内部事件PSA模型连接。
[0054] 地震前端树通过对地震发生时对核电厂厂房、系统、设备的影响，定义并前端树中事件序列的后果，之后通过采用国际上广为应用的Risk Spectrum程序(简称RS程序)建立地震前端树PSA模型，对地震风险进行量化。地震前端树PSA模型的事件序列后果有三类：OK，堆芯损坏(CD)，内部事件PSA模型始发事件。具体如下：
[0055] OK：地震对电厂没有影响。
[0056] CD：直接导致堆芯损坏的SDS。直接导致堆芯损坏或者认为堆芯完整性不能保证就直接认为堆芯损坏(CD)，其发生频率即为堆芯损坏频率(CDF)。通过地震前端树模型，可以定量化得到地震强度a下地震直接导致堆芯损坏事故序列的发生频率CDF1(a)。
[0057] 内部事件PSA模型始发事件：非直接导致堆芯损坏的SDS。不直接导致堆芯损坏，但导致内部事件PSA模型中始发事件发生。通过地震前端树PSA模型，可以定量化得到地震强度a下地震非直接导致堆芯损坏的SDS的发生频率SDSF(a)。该SDSF(a)会与下文中步骤S200结合考虑。
[0058] S200、核电厂厂址地震导致外部水淹发生频率分析：通过如下公式计算核电厂厂址地震导致外部水淹发生频率F(a，h):
[0059] F(a，h)＝F(a)·D(a，h)·f(a，h)
[0060] 公式中，
[0061] F(a)表示地震强度a的发生频率；
[0062] D(a，h)表示地震强度a下外部水淹高度h发生的条件概率；
[0063] f(a，h)表示地震强度a叠加外部水淹高度h下电厂防护堤的条件失效概率；
[0064] 然后，定量化得到地震损伤态事故序列叠加外部水淹发生的频率SDSF(a，h)，公式如下：
[0065] SDSF(a，h)＝SDSF(a)·F(a，h)；
[0066] 优选的，本步骤的目是根据厂址关注的地震叠加外部水淹情形，计算地震强度a的发生频率F(a)、电厂在不同震动强度a下对应的不同外部水淹高度h发生的条件概率D(a，h)，进而得到厂址地震导致外部水淹的发生频率F(a，h)。
[0067] 首先，整理地震源信息，具体可以参见步骤S020，识别所有地震源中可能导致外部水淹发生的地震源，计算地震强度a的发生频率F(a)，计算这些地震源可能影响厂址在不同地震强度a下的引起外部水淹高度h的条件概率。该步骤需要进行外部水淹危险性分析，分析方法与地震危险性分析方法类似，具体可以参见步骤S010。
[0068] 其次，核电厂址均设置有防护提来防洪或波浪，若防护提不能保持稳定，不能挡洪，核岛才可能发生水淹。这时就要确定电厂防护堤在地震叠加外部水淹情况下的条件失效概率f(a，h)，即电厂防护堤易损度评价，具体方法可参见步骤S030和S040。
[0069] 根据以上步骤，最终将得到厂址地震叠加外部水淹事件发生频率F(a，h)。
[0070] S300、核电厂地震叠加外部水淹情形响应分析及定量化：在地震损伤态事故序列叠加外部水淹发生的基础上建立外部水淹前端树PSA模型，得到地震叠加外部水淹前端树PSA模型；定量化得到地震叠加外部水淹直接导致堆芯损坏事故序列的发生频率CDF2(a，h)、地震叠加外部水淹非直接导致堆芯损坏的地震叠加外部水淹损伤态事故序列的发生频率SFDSF(a，h)。
[0071] 优选的，在本步骤中，在步骤S100的地震响应分析得到的非直接导致堆芯损坏的SDS基础上，根据步骤S200的分析结果，叠加不同高度外部水淹的影响，通过考虑叠加外部水淹后是否会导致内部事件PSA模型中新的始发事件发生或新的主要缓解系统失效，建立地震叠加外部水淹前端树PSA模型。最终得到导致堆芯损坏的地震叠加外部水淹损伤态事故序列，“地震叠加外部水淹损伤态事故序列”在下文中简称为SFDS。
[0072] 地震叠加外部水淹前端树的事件序列后果也有三类：OK，堆芯损坏(CD)，内部事件PSA模型始发事件，具体如下：
[0073] OK：地震叠加外部水淹对电厂没有影响。
[0074] CD：地震叠加外部水淹直接导致堆芯损坏的SFDS。通过地震叠加外部水淹前端树模型，定量化得到地震叠加外部水淹直接导致堆芯损坏的SFDS的发生频率CDF2(a，h)。
[0075] 内部事件PSA模型始发事件：非直接导致堆芯损坏的SFDS。不直接导致堆芯损坏，但导致内部事件PSA模型中始发事件发生。通过地震叠加外部水淹前端树PSA模型，定量化得到地震叠加外部水淹非直接导致堆芯损坏的SFDS的发生频率SFDSF(a，h)，该后果需要连接内部事件PSA模型考虑。
[0076] 在定量化得到CDF2(a，h)和SFDSF(a，h)的过程中，同样采用RS程序进行计算。
[0077] S400、计算核电厂地震叠加外部水淹风险：在SFDS的基础上联接电厂的内部事件模型，定量化得到SFDS序列导致的堆芯损坏频率CDF3(a，h)，通过如下公式计算地震强度a、外部水淹高度h下核电厂总的堆芯损坏频率CDF总(a，h)：
[0078] CDF总(a，h)＝CDF1(a)+CDF2(a，h)+CDF3(a，h)。
[0079] 优选的，在本步骤中，内部事件模型为一种核电厂已有的对电厂内部事件进行概率安全评价的PSA模型。该内部事件模型在SFDS的基础上，结合步骤S300的分析结果SFDSF(a，h)，定量化得到SFDS序列导致的堆芯损坏频率CDF3(a，h)。
[0080] 通过上述步骤，分别得到了地震直接导致堆芯损坏事故序列的发生频率CDF1(a)、地震叠加外部水淹直接导致堆芯损坏的SFDS的发生频率CDF2(a，h)、SFDS序列导致的堆芯损坏频率CDF3(a，h)，三者之和即为地震强度a、外部水淹高度h下核电厂总的堆芯损坏频率CDF总(a，h)。
[0081] 图2示出了本发明核电厂地震叠加外部水淹风险评估方法另一较佳实施例的流程示意图，如图2所示，在本实施例中，在前述实施例的基础上，步骤S100和步骤S200之间还包括步骤：
[0082] S150、核电厂厂址地震导致外部水淹情形识别：根据厂址特点，选择地震叠加的外部水淹情形，所述外部水淹情形包括天文潮、风暴潮、海啸、河流溃坝、强降雨、湖震。通常影响核电厂单一的外部水淹情形包括天文潮、风暴潮、海啸、河流溃坝、强降雨、湖震等，但是与地震有因果关系的主要是海啸、河流溃坝和湖震等。根据厂址特点，需要重点选择不同的叠加情形进行分析。例如，沿海厂址主要关注地震叠加海啸，靠近江河的厂址需要关注地震可能导致的溃坝等。对于与地震无因果关系的外部水淹情形，通常两个独立事件发生的概率较低，其风险水平一般可以忽略。
[0083] 在本发明另一较佳实施例中，在前述实施例的基础上，步骤S100之前还包括如下步骤：
[0084] S010、核电厂厂址地震危险性分析：根据核电厂厂址的地震历史、区域地震学、区域地质学内容，得到地震危险性曲线。地震危险性分析的目的是根据电厂厂址的地震历史，区域的地震学和地质学相关内容，得到地震危险性曲线。地震危险性曲线指给定地震参数α(如峰值地面加速度PGA或给定频率和阻尼比下的谱加速度Sa)下的年超越频率，地震α的年超越频率代表日历年内厂址区所有地震强度不小于X的概率。这个概率反映出地震的随机性，比如我们不知道何时何地会发生下一个地震来影响电厂，我们仅能用概率来描述，即地震危险性曲线。曲线横坐标为地震α参数，通常为峰值地面加速度PGA或者谱加速度Sa，纵坐标为年超越频率。
[0085] 另外，地震危险性分析通常由概率地震危险性分析(PSHA)方法得到。地震危险性分析共包括4个步骤：震源特征和评价、地震重现、地面运动衰减关系和危险性曲线，具体分析方法可参考ERPI TR-1002989。另外，除了上述提到的地震的随机性，由于地震本身的复杂性、对地震认识的有限性和资料的局限性，在地震危险性分析中也存在着不确定性，即每条危险性曲线的可信度如何。通常不确定性的处理采用逻辑树方法，即将一个大问题按逻辑关系逐渐分解为容易解决的多个小问题。一棵PSHA逻辑树可能会有多个分支，每个分支定义一个不同的危险性曲线且根据每个分支节点的概率乘积计算得到一个与之相关的权重，所有分支的权重和为100％。权重代表了该条危险性曲线的可信度。到此，可以得到一族权重和为100％的地震危险性曲线。
[0086] S020、地震叠加外部水淹下核电厂设备清单的整理和筛选：收集核电厂所有为地震叠加外部水淹事件提供保护和缓解功能所必需的构筑物、系统和部件清单。该部分旨在收集核电厂所有为地震叠加外部水淹事件提供保护和缓解功能所必需的构筑物、系统和部件(SSC)清单。如果非安全系统的SSC在实现安全停堆的过程之中亦有所涉及，也将包括在清单之中。该部分是进行地震易损度评价、设备外部水淹失效概率评价和系统分析的基础，最重要的是要保证其完整性。
[0087] 首先，整理电厂所有安全相关设备清单；在此基础上，通过保守的或通用的地震易损度估计值(高置信度低失效概率，HCLPF)及地震危险性分析的结果，根据对地震风险的贡献对地震设备清单进行筛选，筛掉那些地震下不太可能失效(高抗震能力设备)或对地震风险影响甚微SSC，最终得到对地震风险有影响的地震设备清单(SEL)。具体方法可参考ERPI TR-1002989。
[0088] 其次，在SEL基础上，补充外部水淹事件影响设备。在SEL确定过程中，外部水淹事件影响的设备(被淹没、取水口堵塞等)可能会被筛选掉(如高抗震能力设备)，在外部水淹风险评估中，根据影响分析，需要重新添加进去，确保地震叠加外部水淹风险评估设备清单的完整性。
[0089] 最终得到的清单需要通过电厂巡访进行核实。
[0090] S030、核电厂设备地震易损度评价：根据电厂抗震设计信息，评估出核电厂安全重要的构筑物、系统和部件在不同地震强度下的条件失效概率。设备易损度通过一族权重和为100％的“易损度曲线”表示，曲线横坐标为地震α参数，通常为如峰值地面加速度PGA或给定频率和阻尼比下的谱加速度Sa，纵坐标为条件失效概率。
[0091] S040、核电厂设备外部水淹失效概率评价：计算核电厂设备淹没失效概率和冲击失效概率。淹没失效很好理解，例如对于电气类设备，如果设备完全被淹没，且没有特殊的防水措施，则认为其失效，即丧失其相应的安全功能。对于冲击失效，需要通过设备的设计力学参数，计算得到核电厂设备的冲击失效概率，该过程与地震易损度评价的方法类似。
[0092] 优选的，在本发明的另一较佳实施例中，步骤S030中核电厂设备地震易损度评价通过如下方式实现，根据三个地震易损度参数：中值抗震能力Am、随机性βR、不确定性βU，计算出不同地震强度下的安全重要的构筑物、系统和部件条件失效概率，公式如下：
[0093]
[0094] 公式中：
[0095] Q＝P[f
[0096] Φ-1[·]表示框格内容的标准累积高斯分布的逆。
[0097] 优选的，在本发明的另一较佳实施例中，步骤S040中核电厂设备外部水淹失效概率评价通过如下方式实现，设备失效水淹高度的识别和确定，保守认为水位达到设备失效水淹高度，即设备失效概率为1；
[0098] 未达到水淹高度，进行设备水动力冲击失效评估，针对海啸、洪水等外部水淹方式，根据三个外部水淹易损度参数：外部水淹高度中值Hm、随机性γR、不确定性γU，计算出不同水淹高度下的安全重要的构筑物、系统和部件条件失效概率，公式如下：
[0099]
[0100] 公式中：
[0101] Q＝P[f
[0102] Φ-1[·]表示框格内容的标准累积高斯分布的逆。
[0103] 本发明融合了核电厂地震和外部水淹风险评估技术，并根据我国CPR1000型核电机组或类似机组设计和运行的实际情况，创造性地提供了一套针对核电厂地震叠加外部水淹情形进行详细定量风险评估的技术方法，为我国核电工作者针对核电厂地震叠加外部水淹情况的防范和缓解提供风险见解和决策依据。该技术方法主要由厂址地震导致外部水淹情形识别、厂址地震危险性分析、厂址地震导致外部水淹发生频率分析、地震叠加外部水淹下核电厂设备清单的整理和筛选、核电厂设备地震易损度评价、核电厂设备外部水淹失效概率评价、核电厂地震响应分析及定量化、核电厂地震叠加外部水淹情形响应分析及定量化等几部分组成，通过采用国际上广为应用的RS程序建立概率安全评价(PSA)模型，计算核电厂在地震叠加外部水淹下反应堆的堆芯损坏频率(CDF)。
[0104] 实施例1 核电厂地震叠加海啸风险评估
[0105] 核电厂地震叠加海啸风险评估过程
[0106] 图3示出了核电厂地震叠加海啸风险评估过程的流程图。如图3所示，核电厂地震叠加海啸风险评估包括厂址地震危险性分析、厂址地震导致海啸发生频率分析、地震叠加海啸下核电厂设备清单的整理和筛选、核电厂设备地震易损度评价、核电厂设备海啸易损度评价、核电厂地震响应分析及定量化、核电厂地震叠加海啸情形响应分析及定量化几部分，具体如下：
[0107] 1.厂址地震危险性分析
[0108] 该部分目的是得到地震危险性曲线，具体参见前文中步骤S010。
[0109] 2.厂址地震导致海啸发生频率分析
[0110] 图4示出了本发明较佳实施例地震导致海啸风险评估方法中的地震叠加海啸发生频率分析流程示意图。如图4所示，该部分工作需要整理地震危险性分析中的地震源信息，识别所有地震源中可能导致海啸发生的地震源，计算这些地震源可能影响厂址的不同强度地震下引发不同海啸高度的概率，综合上述信息，计算厂址发生不同地震强度导致不同海啸高度的条件概率，进而得到厂址地震导致海啸的发生频率。
[0111] 3.地震叠加海啸下核电厂设备清单的整理和筛选
[0112] 该部分旨在获得为地震叠加海啸事件提供保护功能所必需的构筑物、系统和部件(SSC)清单，具体参见前文中步骤S020。
[0113] 4.核电厂设备地震易损度评价
[0114] 该部分旨计算设备在不同地震下的条件失效概率，具体参见前文中步骤S030。
[0115] 5.核电厂设备海啸情形下失效概率评价
[0116] 对于海啸发生情形，应该首先对核电厂防波堤进行海啸易损度评价，计算防波堤在不同强度地震叠加不同海啸高度情况下的条件失效概率，同时需要考虑海啸冲击力影响。对于防波堤失效的情况，需要评估不同海啸波高度对应的核电厂水淹高度及核电厂关键设备的失效水淹高度，设备水动力冲击失效评估的易损度评价，分析设备的可用性，具体参见前文中步骤S040。
[0117] 6.核电厂地震响应分析及定量化
[0118] 该部分旨在通过建立地震前端树模型来模化地震对于核电厂的影响，进行定量化计算，具体参见前文中步骤S100。
[0119] 7.核电厂地震叠加海啸情形响应分析及定量化
[0120] 针对地震响应分析得到的地震损伤状态，分析叠加海啸可能导致的始发事件和主要缓解系统失效，得到地震叠加海啸损伤状态和对应发生频率，具体参见前文中步骤S300。
[0121] 方法兼容性
[0122] 地震叠加外部水淹风险评估采用概率安全评价方法。以实施例地震叠加海啸事件为例，它是地震概率安全评价(SPSA)方法和海啸概率安全评价(TPSA)方法的叠加。通过分别建立地震和海啸前端树PSA模型，与内部事件PSA模型进行连接，同时根据设备地震或海啸易损度评价结果进行量化分析。
[0123] SPSA方法由地震危险性分析、地震易损度评价、系统分析等要素组成。TPSA方法由海啸危险性分析、海啸易损度评价、系统分析等要素组成，两种方法在分析流程和建模思路上类似，且均通过RS程序建模，因此地震叠加外部水淹概率安全评价在方法上是可以兼容的。SPSA方法和TPSA方法叠加处理的重点是相关性，因为SPSA与TPSA的各个要素之间不是独立的，是相关的，要素间相关性能否处理好直接关系到兼容性好坏，也关系到模型的质量。本发明借助“年超越频率”和“条件概率”方法的应用很好的处理了相关性，使如海啸危险性分析和地震危险性分析等要素间的连接不存在任何问题，从而保证了分析方法和结果的正确性。
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