核安全导则《核动力厂安全分析用计算机软件开发与应用》编写情况汇报
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-8-
核电软件开发计划
堆芯物理、热工和系统安全分析一体化软件包
COSINE: COre and System INtegrated Engine for design and analysis
组件参数计算程序 堆芯物理分析程序
中子动力学程序 子通道程序 系统程序 安全壳程序 平台子系统
核电软件自主化开发计划
• RG 1.168~1.173 用于核电厂安全系统计算机软件的确认、验证、评审等……
-5-
导则与规范的编制
HAD102/xx/《核动力厂安全分析用计算机软件开发与应用》 为核动力厂安全分析用计算机软件的开发、评估和应用提供规范。 年底完成第一稿，第一次征求意见
技术文件：《应急堆芯安全冷却系统行为的模型》 对ECCS系统行为计算的评价模型选择的要求 ✓ 保守模型的模型要求 ✓ 最佳估算模型的评估数据要求
开发方法 • NUREG-0800 15.02 （2007）瞬态与事故分析方法的评审
• IAEA: No. SSG-2(2009) 核电厂确定论安全分析（部分） • IAEA：No. NS-G-1.1 (2000) 核动力厂基于计算机的安全重要系统软件
过程控制 • HAD102/16 (2004) 核动力厂基于计算机的安全重要系统软件
高度1:1
（日本）
ROCOM
压力容器实验
（德国）
PMK
VVER整体 性实验
（匈牙利）
MISTRA
安全壳实验
（法国）
压水堆整体实验
高度1:2
（韩国）
ACME 水分配
CAP1400工程验证试验
蒸发器
CERT
水力学
IVR
核电软件自主化开展的分离效应实验
DP 2002
真空泵
PT 1002
PT 1001
DP 2001
COSINE：堆芯物理、热工和系统安全分析一体化软件包
需求 开发
设计
编码
验证
模型评估
申请审查 工程应用
3~4年
2~3年
2~3年
2010
2013
2015 2016
2018
启动
内部测 试版
申请审查
公开测试版 成立国际用户组 CAP1400示范堆校
核计算
审查批准
CAP1400标准 堆工程设计
堆芯物理设计程序
TC 2014
FDP 1001
TC 2010
FTM 2001
PT 1003
DP 2004
安 全 阀
DP 2006
TC 2015
TC 2016
TC 2011
TC 5001
TC 2005
TC 2001
TC 2002
TC 2003
TC
通往贮水箱
2004
压力容器 加热棒
PT 1005
LDP 2001
保守方法和最佳估 算的模型要求
主要针对ECCS系 统评价
模型要求 （技术）
过程控制 （管理）
核电厂安全系统的 计算机软件
针对仪控软件
无专门针对安全分 析软件的
开发方法 （技术+管理）
开发和评估过程分 解和定义
主要针对安全分析 用程序
-4-
典型的相关法规导则
• HAD102/17 (2004) 核动力厂安全评价与验证（部分） • IAEA: No. SSG-2(2009) 核电厂确定论安全分析（部分）
Cousins & Hewitt
程
度 增
CREARE
加
CCFL
Leihigh
简
单
比例尺增加
OTIS
LOBI
FLECHTSEASET
ACME
ROSA UPTF
GERDA
PKL 比例尺增加
运行测试 运行瞬态 TMI-2
其它
基础 单个部件 多个部件 1/1000
1/100
1/1
小型
大型
实际电厂
ROSA1、 2
-6-
ห้องสมุดไป่ตู้
需求
设计
编码
调试
安全分析中使用的计算机程序（评价模型）
HAD102/17.核动力厂安全评价与验证(2006)
放射学分析程序：评估工作人员遭受的辐照剂量 中子物理程序：模拟反应堆堆芯的行为 燃料行为程序：模拟核动力厂正常运行期间及事故后燃料元件的行为 热工水力程序：模拟核动力厂正常运行及事故发生后反应堆堆芯及相关冷却剂系统行为 安全壳热工水力程序：模拟冷却剂丧失或二回路管道破裂后安全壳压力和温度的行为 结构程序：模拟各部件和构筑物在载荷及载荷组合下的应力应变行为 严重事故分析程序：模拟自堆芯损坏至安全壳失效的事故序列进程 放射性后果分析程序：模拟放射性物质在厂区内外的迁移，确定对工作人员及公众的影响 概率程序：构筑逻辑模型，确定在假设始发事件后可能发生的事故序列并估计其发生频率
堆芯计算
组件参数计 算
截面参数 计算
瞬态分析
蒙卡
反应堆热工设计及系统安全分析程序
系统分析 子通道分析
安全壳分析
PSA、严重 事故
燃料设计
PIRT
数据库开发
确认
不确定性分 析
核电软件模型评估数据需求
分离效应试验验证
整体试验验证
电厂数据
复
杂
CCTF
SCTF
Darmouth
台 架
Winfrith
复 杂
模型要求 • 10.CFR 50. Appendix K (2000) 应急堆芯冷却系统的评价模型
• RG 1.157 (1989) 应急堆芯冷却系统性能的最佳估算
• HAD102/17 (2004) 核动力厂安全评价与验证（部分） • IAEA：No. SSG-2 (2010) 核动力厂确定论安全分析（部分） • RG 1.203，(2005) 瞬态与事故分析方法
(2005~2013)
已 加入的
OECD/NEA国际大型热工水力试验项目
PKL-3
HYMERES
ATLAS
（2012~2015）
(2013~2016) (2014~2017)
LSTF
PKL
压水堆整 体实验 高度1:1
（德国）
PACTEL
压水堆整 体实验
（芬兰）
PANDA
安全壳实验
（瑞士）
压水堆整体实验
LDP 1006
TC 2008
LDP 1001
LDP 1002
LDP 1003
LDP 1004
LDP 1005
TC 1001
TC 1020
CMT
TC 2007
FDP 1001
M 壁面热电偶
流体热电偶
DP 2003
TC 2009
M
TC 3001
M
M
DP 2005
M
M
TC 2012
TC 2013
PT 1004
重大专项核电软件自主化实施情况
2014年10月
2014年1月9日
“十二五”实施情况 “十三五”关注重点
汇报内容
-2-
核电软件开发“三要素”
推动建立法规标 准体系
• 核电软件开发规范 • 核电软件模型要求
试验 评估
法规 标准
整套核电 软件
• 获取国际数据 • 国内自主实验
与核电软件开发相关的国外 现有专用导则类型
核电软件开发计划
堆芯物理、热工和系统安全分析一体化软件包
COSINE: COre and System INtegrated Engine for design and analysis
组件参数计算程序 堆芯物理分析程序
中子动力学程序 子通道程序 系统程序 安全壳程序 平台子系统
核电软件自主化开发计划
• RG 1.168~1.173 用于核电厂安全系统计算机软件的确认、验证、评审等……
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导则与规范的编制
HAD102/xx/《核动力厂安全分析用计算机软件开发与应用》 为核动力厂安全分析用计算机软件的开发、评估和应用提供规范。 年底完成第一稿，第一次征求意见
技术文件：《应急堆芯安全冷却系统行为的模型》 对ECCS系统行为计算的评价模型选择的要求 ✓ 保守模型的模型要求 ✓ 最佳估算模型的评估数据要求
开发方法 • NUREG-0800 15.02 （2007）瞬态与事故分析方法的评审
• IAEA: No. SSG-2(2009) 核电厂确定论安全分析（部分） • IAEA：No. NS-G-1.1 (2000) 核动力厂基于计算机的安全重要系统软件
过程控制 • HAD102/16 (2004) 核动力厂基于计算机的安全重要系统软件
高度1:1
（日本）
ROCOM
压力容器实验
（德国）
PMK
VVER整体 性实验
（匈牙利）
MISTRA
安全壳实验
（法国）
压水堆整体实验
高度1:2
（韩国）
ACME 水分配
CAP1400工程验证试验
蒸发器
CERT
水力学
IVR
核电软件自主化开展的分离效应实验
DP 2002
真空泵
PT 1002
PT 1001
DP 2001
COSINE：堆芯物理、热工和系统安全分析一体化软件包
需求 开发
设计
编码
验证
模型评估
申请审查 工程应用
3~4年
2~3年
2~3年
2010
2013
2015 2016
2018
启动
内部测 试版
申请审查
公开测试版 成立国际用户组 CAP1400示范堆校
核计算
审查批准
CAP1400标准 堆工程设计
堆芯物理设计程序
TC 2014
FDP 1001
TC 2010
FTM 2001
PT 1003
DP 2004
安 全 阀
DP 2006
TC 2015
TC 2016
TC 2011
TC 5001
TC 2005
TC 2001
TC 2002
TC 2003
TC
通往贮水箱
2004
压力容器 加热棒
PT 1005
LDP 2001
保守方法和最佳估 算的模型要求
主要针对ECCS系 统评价
模型要求 （技术）
过程控制 （管理）
核电厂安全系统的 计算机软件
针对仪控软件
无专门针对安全分 析软件的
开发方法 （技术+管理）
开发和评估过程分 解和定义
主要针对安全分析 用程序
-4-
典型的相关法规导则
• HAD102/17 (2004) 核动力厂安全评价与验证（部分） • IAEA: No. SSG-2(2009) 核电厂确定论安全分析（部分）
Cousins & Hewitt
程
度 增
CREARE
加
CCFL
Leihigh
简
单
比例尺增加
OTIS
LOBI
FLECHTSEASET
ACME
ROSA UPTF
GERDA
PKL 比例尺增加
运行测试 运行瞬态 TMI-2
其它
基础 单个部件 多个部件 1/1000
1/100
1/1
小型
大型
实际电厂
ROSA1、 2
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ห้องสมุดไป่ตู้
需求
设计
编码
调试
安全分析中使用的计算机程序（评价模型）
HAD102/17.核动力厂安全评价与验证(2006)
放射学分析程序：评估工作人员遭受的辐照剂量 中子物理程序：模拟反应堆堆芯的行为 燃料行为程序：模拟核动力厂正常运行期间及事故后燃料元件的行为 热工水力程序：模拟核动力厂正常运行及事故发生后反应堆堆芯及相关冷却剂系统行为 安全壳热工水力程序：模拟冷却剂丧失或二回路管道破裂后安全壳压力和温度的行为 结构程序：模拟各部件和构筑物在载荷及载荷组合下的应力应变行为 严重事故分析程序：模拟自堆芯损坏至安全壳失效的事故序列进程 放射性后果分析程序：模拟放射性物质在厂区内外的迁移，确定对工作人员及公众的影响 概率程序：构筑逻辑模型，确定在假设始发事件后可能发生的事故序列并估计其发生频率
堆芯计算
组件参数计 算
截面参数 计算
瞬态分析
蒙卡
反应堆热工设计及系统安全分析程序
系统分析 子通道分析
安全壳分析
PSA、严重 事故
燃料设计
PIRT
数据库开发
确认
不确定性分 析
核电软件模型评估数据需求
分离效应试验验证
整体试验验证
电厂数据
复
杂
CCTF
SCTF
Darmouth
台 架
Winfrith
复 杂
模型要求 • 10.CFR 50. Appendix K (2000) 应急堆芯冷却系统的评价模型
• RG 1.157 (1989) 应急堆芯冷却系统性能的最佳估算
• HAD102/17 (2004) 核动力厂安全评价与验证（部分） • IAEA：No. SSG-2 (2010) 核动力厂确定论安全分析（部分） • RG 1.203，(2005) 瞬态与事故分析方法
(2005~2013)
已 加入的
OECD/NEA国际大型热工水力试验项目
PKL-3
HYMERES
ATLAS
（2012~2015）
(2013~2016) (2014~2017)
LSTF
PKL
压水堆整 体实验 高度1:1
（德国）
PACTEL
压水堆整 体实验
（芬兰）
PANDA
安全壳实验
（瑞士）
压水堆整体实验
LDP 1006
TC 2008
LDP 1001
LDP 1002
LDP 1003
LDP 1004
LDP 1005
TC 1001
TC 1020
CMT
TC 2007
FDP 1001
M 壁面热电偶
流体热电偶
DP 2003
TC 2009
M
TC 3001
M
M
DP 2005
M
M
TC 2012
TC 2013
PT 1004
重大专项核电软件自主化实施情况
2014年10月
2014年1月9日
“十二五”实施情况 “十三五”关注重点
汇报内容
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核电软件开发“三要素”
推动建立法规标 准体系
• 核电软件开发规范 • 核电软件模型要求
试验 评估
法规 标准
整套核电 软件
• 获取国际数据 • 国内自主实验
与核电软件开发相关的国外 现有专用导则类型