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。     

乏燃料联运数字化应急演练系统研究与应用

组织乏燃料运输核事故应急实战演练的时间和人力成本高,协调难度大,因此,实战演练的次数有限。同时,实战演练模拟的事故情景不够全面,严重的事故情景难以模拟,复盘效果差。为解决实战演练中的难点与痛点,提高乏燃料运输过程中应急组织对各类突发事件的应急处理能力,设计并实现了乏燃料联运数字化应急演练系统。该系统以乏燃料运输应急情景化构建为基础,借助数字化手段实现对特定场景应急脚本的演练,能打破传统实战演练的壁垒,随时随地辅助演练的开展,大大提升演练效率,有效提高乏燃料运输过程的应急处置及响应能力。