核电站风险概率评价

本文说明核电站风险概率评价(PRA)的目的、时机、所需资料与人员以及研究对象。简述了用功能事件树、系统事件树确定事件列,用故障树推导系统模型的方法。最后给出一些事故发生频率的统计数据。     

核电站地震概率风险评价

一、引言在地震多发地区建核电站必须考虑两个问题,构筑物抗震能力和电站各系统的抗震能力。在进行如此复杂而庞大的核电站的上述抗震能力的分析时,通常是通过两个途径来进行:一条是所谓的确定论的途径,根据地震部门提供的地震资料确定运行基准地震     

秦山核电厂的概率风险评价工作介绍

本文介绍了上海核工程研究设计院开展秦山核电厂 PRA 工作的情况,以及 PRA 在该电站安全决策中的意义.     

低放废物处置系统的简化概率风险评价

根据处置系统失效概率已开发出一种可用于低放废物处置系统概率风险评价的简化方法。可以把浅地层埋藏沟看作是一个由四重屏障组成的系统。该系统的总失效概率可由这些单重屏障的失效概率计算出来。可将放射性核素的可能释放速率作为时间函数予以估算。 1.引言对于低放废物的处置,到目前为止已经提出过各种各样的方案,如浅地层埋藏、工程设施处置、岩洞处置等。浅地层埋藏是诸多处置方案中最简单的一种,自从本世纪四十年代以来,它已经被一些国家采用。最近,美国核管会(NRC)已为低放废物的浅地     

核电站一级概率风险评价与 SETS 程序

本文分析了核电站一级概率风险评价的算法,概述了 SETS 程序的功能特点,并介绍了国际原子能机构地区合作计划 INT/9/063 在中国的执行情况。     

概率风险评价(PRA)的新动向——介绍IAEA举办的“概率风险评价含义”学术讨论会

1985年3月18日至22日,国际原子能机构(IAEA)在英国布莱克普尔市召开了“概率风险评价含义’学术讨论会。会议反映了当前世界各国专家们对PRA的认识。本文根据作者参加会议的体会,总结了会议的主要内容和动向,供国内从事PRA工作的同志们参考。     

美国高放废物罐概率安全评价简介

美国核安全专家ＭａｃＦａｒｌａｎｅ应本院邀请,于１９９９年４月２１日来华进行了为期１０天的学术交流活动。其间,ＭａｃＦａｒｌａｎｅ博士在本院作了“美国核设施的安全分析哲学与实践”及“汉福特高放废物罐概率安全评价（ＰＳＡ）”的学术报告,并与有关科研人员分专题讨论了高放废液罐安全评价的相关问题及ＰＳＡ方法的运用,讨论主要涉及到高放废物罐初始事件的确定、事故序列概率的确定、事故源项分析以及事故对人员的健康影响评价等。根据ＭａｃＦａｒｌａｎｅ博士的学术报告,本文主要介绍美国汉福特高放废物罐的概率安全评价…     

核电站概率风险评价中相依故障分析方法评述

一、概述根据单一故障的安全设计准则,核电站安全系统是按冗余原则设计的。随着冗余度的增加,可以使部件的独立故障对系统故障的贡献逐渐减少,然而,多个部件同时故障导致     

概率风险评价在反应堆保护逻辑改进中的应用

用概率风险评价方法对大亚湾核电站反应堆保护逻辑设计进行了分析，证实原安全壳压力高通道及换料水储存箱水位低通道的逻辑设计存在失电误动的严重问题。该保护误动将直接导致轴封水丧失事故发生。由此引起的轴封水丧失事故事件概率为６．５×１０－６。     

风险评价中重复操作人误事件概率的定量化

介绍了用于风险评价中重复连续操作人误事件的概率模型和概率的估算方法,推导了多重并联和串联任务时人误事件失效概率计算的常用公式。通过计算实例证明,本模型能较精确地解决重复连续相关操作人误事件的概率计算,并可以应用于计算考虑人误事件时的冗余系统的不可用度。     

适用于三级概率安全评价的核反应堆实时风险计算方法

风险监测是反应堆安全监管与核应急决策的重要技术基础。面向核反应堆实时风险的三级概率安全评价（PSA）提出改进的实时风险计算方法,解决传统风险监测器重点集中在一级PSA的堆芯熔毁频率（CDF）计算的问题。针对反应堆运行时的实际系统配置,通过实时风险模型与在线状态监测进行实时事故频率计算,并采用放射性释放事故分类与实时气象下大气扩散方式分别实现了事故源项与场外剂量的实时计算。反应堆风险模型的计算案例验证了本研究方法与流程的有效性,该方法不仅支持堆芯熔毁实时风险计算,而且支持源项释放实时风险与场外剂量实时风险的计算,可为核反应堆安全监管与核应急提供技术支持。     

多堆核电场址概率风险评价中的始发事件分析

绝大多数核电厂概率风险评价均以单个反应堆为单位,安全目标的制定也是如此。事实上,同一场址（site）上有多座核电厂（plant）、同一厂址（plant）上有多个反应堆（reactor）的情况并不罕见。为将概率风险评价从单个反应堆推广至整个场址,本文在定义场址风险的基础上,针对始发事件展开分析,给出其分类及识别方法建议。分析表明,多堆场址的始发事件可归入2类单堆始发事件,以及3类多堆始发事件。此结果是开展多堆场址概率风险评价的第1步,具有重要价值。     

池式钠冷快堆放射性释放风险概率安全评价事件树分析

池式钠冷快堆的安全特性和放射性释放机制与压水堆有着显著不同,在核安全新要求下,亟待开展放射性释放风险概率安全评价(PSA)研究。本文以池式钠冷快堆为研究对象,通过分析放射性来源、包容边界及破坏包容边界完整性的严重事故现象,确定了池式钠冷快堆大量放射性释放的主要位置和释放模式,构建分析了放射性释放事件树。本文分析结果可为进一步开展池式钠冷快堆放射性释放风险PSA提供参考。     

池式钠冷快堆放射性释放风险概率安全评价事件树分析

池式钠冷快堆的安全特性和放射性释放机制与压水堆有着显著不同,在核安全新要求下,亟待开展放射性释放风险概率安全评价（PSA）研究。本文以池式钠冷快堆为研究对象,通过分析放射性来源、包容边界及破坏包容边界完整性的严重事故现象,确定了池式钠冷快堆大量放射性释放的主要位置和释放模式,构建分析了放射性释放事件树。本文分析结果可为进一步开展池式钠冷快堆放射性释放风险PSA提供参考。     

关于核电厂火灾概率风险的研究

火灾是核电厂安全面临的重要威胁之一。应用概率风险评价(PRA)方法对其进行分析,能找出电厂薄弱环节,优化电厂的设计。通过研究国际广泛使用的火灾PRA方法,以典型的二代压水堆核电厂为对象,开展了火灾概率风险分析,计算得到了火灾引起的堆芯损坏频率(CDF)为4.03×10-6(堆·年)-1。在此基础上,开展了敏感性分析,讨论了人因事件和定量筛选值对结果的影响。     

核工业部第一次“核电站风险概率评价”座谈会在京召开

1984年2月17日至18日,核工业部科技核电局在北京召开了第一次“核电站风险概率评价”(PRA)座谈会。出席会议的代表共20名,他们来自原子能研究所、西南反应堆工程研究设计院、北京核工程设计院、上海“七二八”反应堆工程设计院和秦山核电站等单位。代表们在会上所作的报告有:“计算系统不可用度的限制抽样蒙台卡洛法”(李中强),“一个新设计     

EPR的二级概率安全评价

EPR设计广泛采用了概率安全分析（PSA）作为确定论分析的补充。PSA采用三级分析评价电厂运行所带来的风险。1级PSA用于导致堆芯损坏熔化事件的风险评价，并确定对风险有贡献的事件、系统失效及运行错误。2级PSA用于评价裂变产物从电厂释放到环境的风险，并对严重事故导致的放射性释放（通常称为源项）的频率和大小进行量化分析。3级PSA对事故所导致的放射性释放对社会造成的危害进行量化分析，也就是对健康和对食物链污染的可能影响。     

HFETR供电系统概率安全评价

反应堆供电系统失效可导致堆芯熔毁等严重事故后果。本工作应用RiskSpectrum软件,对高通量工程试验堆(简称HFETR)供电系统开展概率安全评价(PSA)工作。通过整合部分法考虑共因故障,建立了以全场断电(SBO)为顶事件的系统故障树模型,并定量给出HFETR发生SBO概率为7.49×10~(-8),证明HFETR现役供电系统安全可靠。同时,以供电系统模型及运行可靠性数据为基础,进行了割集、重要度、敏感度等分析,较全面地分析了现役供电系统的风险水平,为HFETR供电系统变更、升级和改造提供了重要参考。     

核事故情况下撤离措施的概率风险研究

以概率风险评价的方法,研究了在发生核事故的情况下,撤离措施的必要性及其规模范围对放射性释放源项和剂量干预水平的依赖关系,并研究了在目前轻水堆核电站的事故释放源项下,惰性气体放射性核素释放对撤离措施的决策可能产生的影响。