安全壳内置换料水箱子系统设计改进的PSA评价

根据一级概率安全分析(Probabilistic Safety Analysis,PSA)的结果,安全壳内置换料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank,IRWST)子系统的初始设计导致安注管线破裂(Safety Injection Line Break,SI-LB)始发事件对堆芯损坏频率(Core Damage Frequency,CDF)有较大的贡献。本文提出了IRWST子系统的设计改进方案,将IRWST水箱内的滤网由两个(A/B)增加为三个(A/B/C),并通过管线实现滤网之间的相互连接。通过重新构建故障树对改进后的IRWST子系统进行建模分析,并对相应的事件树以及一级PSA模型进行详细的定量化计算。结果表明,IRWST子系统这一改进能够显著降低堆芯损坏风险。IRWST子系统的改进将SI-LB始发事件的CDF降低了53.5%,将整个一级PSA的CDF降低了21.5%。     

基于PSA的压水堆LBLOCA不确定性分析

为了结合确定论与概率论分析开展更加真实的核反应堆事故工况安全分析,提出了一种结合概率安全分析（PSA）和最佳估算加不确定性（BEPU）分析的方法,并以典型三环路压水堆冷管段双端断裂大破口失水事故（LBLOCA）的极限事故为对象,首先基于PSA开展了应急堆芯冷却系统的事故失效分析,而后结合BEPU分析评估了事件树中各事故序列的包壳峰值温度（PCT）分布及条件堆芯损坏概率（CCDP）,最终确定了压水堆在该事故工况中的堆芯损坏频率（CDF）。分析结果表明,压水堆在冷管段双端断裂工况中应急堆芯冷却系统能够保证反应堆的安全,且一列低压安注系统足以排出堆芯余热及保证反应堆安全。      

西安脉冲堆满功率运行工况内部始发事件一级概率安全评价

针对西安脉冲堆(XAPR)2 MW满功率运行工况,建立了内部始发事件一级概率安全评价(PSA)模型,对始发事件识别、事故序列分析及可靠性数据处理等进行了研究。应用小事件树-大故障树方法,在Risk Spectrum平台上完成XAPR堆芯损伤事故序列的定量分析。结果表明,XAPR内部事件导致的堆芯损伤频率(CDF)为4.14×10~(-6)/(堆·年),对CDF贡献最大的为堆水池堆芯高度处大破口失水事故,支配性事故序列是大破口失水事故后紧急排水系统失效。研究结果证明XAPR具有较高的安全性。     

核电厂中小LOCA事故下PSA成功准则研究

为了分析核电厂冷却剂丧失事故（LOCA）的瞬态响应，用于支持核电厂概率安全分析（PSA）成功准则的研究。本文以压水堆核电厂为研究对象，利用系统分析程序建立了电厂模型，研究了堆芯补水箱、安注箱、余热排出热交换器和ADS阀门的失效组合及操作员动作时间、破口尺寸等的敏感性，得出如下结论：在小LOCA事故下，如果3个ADS-4阀门能够开启（自动或安注信号产生后30 min手动开启）且1条IRWST注入管线可用或者1个ADS-4阀门开启（自动开启或安注信号产生后30 min手动开启）且安注信号产生后30 min手动启动一台正常余热排出系统（RNS）泵，则能够维持堆芯冷却；在中等LOCA事故下，至少一个CMT或ACC投入运行，3个ADS-4阀门开启（自动或安注信号产生后20 min手动开启）且1条IRWST注入管线可用或者1个ADS-4阀门开启（自动或安注信号产生后20 min手动开启）且在安注信号产生后20 min内启动一台RNS泵，则能够维持堆芯冷却。     

严重事故下正常余热排出系统向堆芯注水策略分析

选取导致堆芯熔化频率最高的始发严重事故--直接注入（DVI）管线断裂事故,以及典型高压熔堆事故--丧失主给水始发事故(LOFW),利用MAAP4程序,分析反应堆堆芯热工水力行为,并对正常余热排出系统（RNS）堆芯注水策略的有效性与负面效应进行评估。分析结果表明,在DVI管线断裂事故和LOFW严重事故序列中,利用RNS进行堆芯注水可有效终止堆芯熔化进程,维持堆芯长期冷却。但堆芯再淹没会产生更多的氢气,存在增加安全壳氢气燃烧风险的可能性。此外通过分析利用严重事故管理导则中辅助计算文件给出的堆芯最小流量实施堆芯注水策略,讨论注水流量对堆芯冷却的影响,结果表明,在实施堆芯注水策略时,建议在系统允许的情况下采用更高的流速进行堆芯冷却。     

大亚湾核电站全厂断电事故及第5台应急柴油机的概率安全评价

对大亚湾核电站全厂断电事故(SBO)及第5台应急柴油机改进项目进行了概率安全评价(PSA),给出了电源不可恢复因子的计算方法,并对第5台应急柴油机的接入时间进行了敏感性分析。研究结果表明,全厂断电引起的堆芯损坏频率(CDF)较大,增加第5台柴油机对降低堆芯损伤风险有明显的好处．而该台柴油机接入时间的长短对降低堆芯损坏频率有较大影响。     

非能动先进压水堆核电厂SGTR事故概率安全评价

蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000的SGTR事故进行一级概率安全评价(Probabilistic Safety Assessment,PSA),采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同响应所产生的事故序列,然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析。借助Risk Spectrum软件,计算SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率(Core Damage Probability,CDF),并进行堆芯损伤的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通过一系列分析得到导致堆芯损伤的重要基本事件,从而找到系统存在的薄弱环节。     

一、二级概率安全评价技术研究及其在300MW核电厂二期工程设计中的应用

通过引进及自行研制,建立了一、二、三级概率安全评价(PSA)分析程序;结合300MW核电厂二期工程(C-2)设计,对一、二级PSA技术进行研究及应用——包括始发事件分析、事件树分析、故障树分析、相关性分析、人员可靠性分析、数据分析、事件序列定量化、电厂损伤状态分析、事故进程和安全壳响应分析、源项分析、大量放射性早期释放频率(LERF)的计算和分析、不确定性分析、重要度和敏感性分析以及设计过程中的应用等。建造了C-2一、二级PSA模型,通过在C-2设计过程中基于PSA的发现进行了一些重要设计改进,如安注泵和喷淋泵的小流量回流管上隔离阀的设计改进;化容系统的往复式上充泵的设计改进;重要厂用水系统的设计改进等,得到C-2功率运行内部事件的堆芯损伤频率(CDF)为7.25×10-6/堆年,LERF定量化结果为3.24×10-7/堆年。     

不同设计的LBA母线失电对堆芯损坏频率的影响

110 V直流电源系统系列A(LBA)承担重要的安全功能,目前国内M310机组针对LBA母线失电后有2种不同的设计方案。文中采用概率论方法,定量分析丧失LBA事件的堆芯损坏频率(CDF),对这2种设计方案的安全性进行评价。从降低堆芯损坏风险的角度看,LBA丧失后不联跳发电机变压器组全停保护是更为合理的设计。     

燃料路径PSA应用实践

为评估核电厂受辐照燃料在操作和贮存过程中存在的安全风险，本研究采用概率安全分析（PSA）的方法，以始发事件分析为起始点，对事件序列分析等相关技术要素进行研究，并给出燃料路径中燃料损坏和放射性释放风险的定量分析结果及见解。研究结果表明，燃料机械损坏频率高于燃料热力损坏频率约4个量级，但燃料机械损坏导致的潜在放射性释放后果要远小于燃料热力损坏。燃料热力损坏频率相对于堆芯损坏频率来说是较小的，但燃料热力损坏可能导致的潜在放射性物质释放量将会非常大，并伴有火灾、氢气爆炸等次生灾害发生。对于可能导致燃料热力损坏的始发事件，事故前期的缓解非常重要。通过对燃料厂房通风系统就地冷却机组的风机进行多样化设计，可以有效降低燃料热力损坏风险。     

核电厂主控室火灾场景分析及风险评价

主控室是核电厂火灾概率安全评价的主要关注对象之一。本文对典型核电厂的主控室火灾场景进行分析并对由其导致的反应堆堆芯损坏频率进行计算评价,主要使用事件树方法演绎火灾场景,通过火灾模拟计算确定火灾场景的危害,最后在电厂内部事件一级PSA模型的基础上建立火灾风险评价模型,完成主控室火灾风险定量化。火灾演绎分析结果获得了4个火灾场景,分别能够导致不同的电厂始发事件,并对相关的操纵员动作产生较大影响。风险定量化结果表明:主控室火灾导致的堆芯损坏频率为1.953×10~(-9)/堆年。     

国内核电厂丧失厂外电源始发事件频率分析及风险评价

丧失厂外电源（LOOP）是核电厂概率安全分析（PSA）中一个重要的始发事件。本文首先介绍了基于运行经验的始发频率分析方法,然后根据国内核电厂数据进行初步分析并与通用数据比较,最后以一个能动核电厂为例分析LOOP对堆芯损伤频率（CDF）的影响。分析表明,在功率运行工况下国内核电厂LOOP始发频率要明显低于通用数据（约为1/3）,而停堆工况下的频率则接近。LOOP事件是影响核电厂风险的重要因素,本文的分析可为形成国内通用的LOOP始发频率提供参考。     

岭澳核电站主要技术改进对安全性的影响

为了评价实施了技术改造后岭澳核电站(LNPS)的安全性，在岭澳核电站1997年版和大亚湾核电站(GNPS)1999年版概率安全评价(PSA)的基础上，完成了岭澳核电站一级PSA第2版的编制。对于一些重大的技术改进，例如启动给水系统、自动补水系统、水核支线和备用柴油发电机组，都作了详细的分析。对于人因可靠性、外电网可靠性、热工水力分析、可靠性数据及模型完善都进一步做了工作。分析得出：岭澳核电站总的堆芯损伤频率(CDF)为1．03E-5／堆年，较大亚湾核电站有所降低，从“平衡设计”看．也比大亚湾核电站有所改进。岭澳核电站主蒸汽管破裂叠加蒸汽发生器传热管破裂事件序列的CDF仍然较高(1．19E-6／堆年)。建议做进一步的改进的研究。     

百万千瓦级核电厂停堆工况下的概率安全评价

对百万千瓦级核电厂停堆运行事故进行内部事件1级概率安全评价(PSA),根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历余热排出系统(RRA)低运行区间(LOI-RRA)水位对电厂风险水平构成的影响;同时采用事故系列先兆标准电厂风险分析模型人员可靠性分析(SPAR-H)方法进行人员可靠性分析,评价其定量化结果的适用性。分析结果表明,停堆工况下的电厂风险不可忽视,在停堆工况下的事故规程有待完善之处,冷停堆工况下由LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加,人因失误是造成停堆高风险的关键因素。     

中压安注对RRA连接模式下严重事故进程影响分析

针对中国改进型百万千瓦级压水堆（CPR1000）核电机组在中间停堆反应堆余热排出系统（RRA）连接模式下失去高低压安注和喷淋的冷却剂丧失事故（LOCA）,采用MAAP5程序对参考机组的反应堆堆芯、反应堆冷却剂系统以及安全壳系统进行模拟计算,同时结合计算结果分析中压安注系统对该严重事故序列进程的影响,并研究其对事故的缓解作用。分析结果表明,在RRA连接模式下出现LOCA导致的堆芯裸露和升温过程中,中压安注的及时注入能有效地限制堆芯的升温行为,并可对严重事故进程起到重要的缓解作用,甚至为事故工况下失去高低压安注和喷淋时避免堆芯完整性遭到破坏提供可能。最后,根据分析结果针对现行核电机组的运行规程提出改进建议:对于中压安注箱的行政隔离行为,只对其电气开关做相应的隔离操作,而对安全壳厂房内的阀门就地部分做挂牌警示,不做现场挂锁的操作,这样不仅可避免在正常运行工况下中压安注箱误注入行为的发生,同时能够在RRA连接模式下发生LOCA时有效地保障堆芯的完整性,在保证电厂正常安全运行的同时,提高了机组在该模式下发生严重事故的缓解能力。      

核电厂安注管线逆止阀密封性试验中的配置风险管理研究

利用概率安全分析技术支持核电厂的风险管理及安全决策，已成为目前国际上的重要分析方法。国际实践表明，对核电厂多重设备失效进行控制的有效方法是配置风险管理。核电厂执行安注管线逆止阀密封性试验PT^*RIS060期间，需关闭逆止阀上游隔离阀，导致两列低压安注冷端注入不可用，计算CDF(堆芯损伤频率)/LERF(早期大量放射性释放频率)均处于红区，按照现行的配置风险管理技术政策则不允许主动进入该风险配置。本文通过热工水力计算，针对PT^*RIS060制定试验预案，结合预案优化PSA模型，并对试验预案进行人因可靠性分析，有效降低机组风险，确保试验正常执行，提高大修工作安排的灵活性、优化大修资源配置，对机组安全稳定运行具有重要意义。     

AP1000与M310堆型余热排出系统的差异分析

简要介绍了美国西屋公司推出的三代堆型AP1000中正常余热排出系统(RNS)和M310堆型余热排出系统(RRA)的设计特点;分析了余热排出系统在这2种堆型中的主要差异.通过对比这2种堆型中余热排出系统的比较,从工艺系统角度对M310堆型的RRA系统进行局部改进,提高了系统的可靠性和安全性.     

多堆厂址始发事件分析探讨

多堆厂址一级概率安全评价（PSA）研究中，机组数目的增加使得建模工作量剧增，给整个核电厂的风险评估带来困难。结合已有基础，本文研究了多堆厂址始发事件分析的筛选方法，提出利用堆芯损伤频率（CDF）上下限值评估方法，分析厂址内不同机组数对厂址CDF的影响。结果表明，双机组厂址适合优先进行具体分析。针对双机组核电站，对多堆厂址内各始发事件进行筛选。结果表明，丧失厂外电、丧失热阱等事件适合建模分析，并对其他筛选结果给出后续分析建议，为多堆厂址一级PSA后续事故序列建模工作提供了重要基础。     

华龙一号核电机组中压安注泵关闭扬程降低的PSA分析及设计优化

通过概率安全分析（PSA）发现，在华龙一号核电机组设计过程中，中压安注泵关闭扬程的降低虽然有利于满足蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故的验收准则，但造成丧失直流电事故的堆芯损坏频率（CDF）上升。对此针对性地提出了在事故处理规程中增加快速卸压阀用于充-排的优化方案。将该方案应用于华龙一号核电机组，PSA结果表明，丧失直流电事故的CDF由2.4×10-8 （堆? 年）-1下降至2.2×10-9 （堆?年）-1。因此，本文提出的优化方案有效降低了机组风险。      

SBLOCA叠加高压安注失效事故全范围事故分析

目前,我国现有"二代加"压水堆核电厂的事故分析通常只分析至可控状态,但福岛核电厂事故提示,事故分析仅分析至可控阶段不足以揭示事故后果的全面影响,必须进行全范围事故分析。小破口失水事故(SBLOCA)在核电厂堆芯熔化频率(CDF)中的贡献是概率最大的事故序列之一。本文采用CATHARE程序详细分析了"二代加"压水堆核电厂发生SBLOCA叠加高压安注(HHSI)失效状况下的全范围事故,根据该分析结果初步识别出了现有核电厂安全设计的薄弱环节,对此,本文提出了初步改进建议措施。