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。     

核电厂内部水淹事件定量化研究

内部水淹是核电厂面临的重要风险之一,对其定量化是识别核电厂水淹风险的有效手段,也是进行内部水淹概率安全评价的基础。本文通过对国内外各种水淹事件定量化分析方法的研究,提出核电厂内部水淹事件定量化的一般方法,并定量分析了我国某900MW核电厂重要厂用水系统内部水淹事件,对国内核电厂开展内部水淹风险评估有重要参考价值。     

核电厂火灾概率安全评价中详细火灾情景分析方法探讨

火灾概率安全评价(PSA)是评估核电厂风险并发现薄弱环节的有效工具,详细的火灾情景分析是其中一个重要环节。在火灾概率安全评价的火灾隔间定量筛选的过程中,火灾隔间的分析通常较为保守,为使结果更贴近核电厂实际,有必要对风险重要的火灾隔间进行详细的火灾情景分析。通过确定特定的火灾情景,分析火灾的发展蔓延并评估火灾情景的发生频率,从而为最终的火灾风险定量化提供基础。本文探讨了详细火灾情景分析在火灾概率安全评价中的应用,并以单一火灾隔间为例阐述分析方法,为核电厂火灾概率安全评价工作提供支持和参考。     

核电厂主控室撤离场景的定量化研究

主控室由于火灾等因素可能失去控制或丧失可居留性，导致运行人员撤离主控室至远程停堆站进行核电厂指挥和控制的场景。对运行人员主控室撤离场景的定量化是火灾概率安全分析的重要内容和技术难点，但国内核电工程项目一般采用保守或专家判断的方法进行定量化，未进行详细研究。论文基于NUREG-1921及其增补版导则，结合国内核电厂实际情况，对主控室撤离场景三个阶段情景及其定量化方法进行了研究。以国内某核电厂主控室撤离场景为例，开展了人员访谈和定量化分析。案例表明该核电厂针对主控室不可控的撤离没有明确规定，导致其人误概率较大，尽管该情景条件概率较低，但后果严重，建议核电厂增加相应程序。本研究为国内核电工程项目开展主控室撤离场景的定量化提供参考。     

核电厂火灾PSA中火灾场景频率分析方法

核电厂的火灾场景频率分析是火灾概率安全分析的核心内容。本文根据美国NRC和EPRI的《核动力设施火灾概率风险评价方法》,介绍了核电厂内部火灾概率安全评价中,火灾场景频率的分析方法及参数不确定性的处理方法。以福清一期核电厂某房间的电气柜火灾为例,进行了定量分析计算,计算结果表明,在计算中考虑热释放速率参数不确定性的传递可以有效降低计算结果的保守性。     

福建福清核电厂一期工程乏燃料水池概率安全分析

以福建福清核电厂一期工程乏燃料水池为研究对象,对可能威胁乏燃料水池安全的内部始发事件进行了概率安全分析。评价了乏燃料水池中燃料元件损坏的风险,并将实施应急补水及液位连续监测这两项设计改进后的定量化结果与改进前的定量化结果进行比较分析。结果表明,改进项的实施明显降低了乏燃料水池燃料元件损坏的风险。     

核电厂内部火灾概率安全评价现状

核电厂运行经验表明火灾对其安全具有严重威胁,各国安全监管当局也加强了对核电厂火灾安全的监管,要求核电厂实施火灾危害性分析,并对火灾风险进行评估。详细介绍了核电厂内部火灾概率安全评价(PSA)的发展历史与开展情况,并对主要方法和标准做了简要介绍。     

多机组核电厂总体风险的一级PSA方法研究

福岛核事故发生后,多机组核电厂的总体风险受到越来越多的关注,但国内外缺乏评价多机组核电厂总体风险的方法或导则。本文结合有关法规对核电厂的总体安全要求,探索将单机组的一级概率安全评价（PSA）方法拓展为多机组的风险评价方法。以双机组核电厂为例,讨论了多机组厂址PSA定量化的一些问题,提出了机组间相关性的一些见解,并阐明了数学原理。本文讨论的方法对研究多机组厂址PSA方法具有重要价值。     

铀纯化转化设施始发事件分析

始发事件分析是概率安全分析的基础,对始发事件进行定量化评价是概率安全分析获得量化风险结果的必要条件。本文采用工程评估和演绎分析相结合的方法识别了典型铀纯化转化设施的始发事件,根据设施安全保护措施的异同将始发事件分为5组,并对铀纯化转化设施主要关注的UF₆泄漏事件采用事件树分析法进行事故序列分析,得到UF₆泄漏事件序列和相应的频率。     

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。     

DFM在人员可靠性分析中的应用

结合人员事件分析技术(ATHEANA),探讨动态流图法(DFM)模型识别迫使失误环境(EFC)和不安全动作(UA)的可行性,并根据此方法对核电厂的蒸汽发生器传热管破裂( SGTR)事故进行建模和求解.通过演绎分析得到26个质蕴含并对结果进行解释,其中有1个质蕴含与某核电站曾发生的人误事件情景很相似.最后对质蕴含定量化的...     

核电厂火灾异常重要性判定方法简介及适用性分析

对火灾的预防是核电厂安全工作的重要一环,但近年来,国内核电厂与火灾相关的事件和异常时有发生。本文主要介绍了美国核管会(NRC)率先开发使用的核电厂火灾异常重要性判定(火灾SDP)方法,并对该方法在我国核安全监管工作中的适用性进行了分析。     

核电厂地震概率安全评价中的电气设备易损度计算

随着福岛事故的发生,核电厂外部事件概率安全评价工作的重要性被各国核安全当局所认同。而地震,作为核电厂最为主要的外部事件,其对应的概率安全评价工作便更为人们所重视。易损度计算是完成地震概率安全评价的关键技术环节,其结果将被使用作概率安全评价事故序列模型的输入条件。因此,易损度计算的准确性和正确性对地震概率安全评价工作最终结论的影响也就不言而喻了。本文首先总体性介绍了设备易损度计算的基础数学模型,随后详细描述了核电厂地震概率安全评价中电气设备易损度计算的操作步骤,并重点探讨了电气设备功能失效模式下对试验反应谱和要求反应谱的处理简化技巧,最后通过具体算例阐述了电气设备易损度计算过程中的注意事项和简化技巧应用。     

人的认知失误事件定量分析法的进展及应用

认知可靠性与人误分析法(即认知失误分析法,CREAM)是具有代表性的第2代可靠性分析(HRA)方法,它可从回顾式和预测式进行班组人误事件概率的定量分析.本工作除描述了通用的CREAM方法外,还建立了用环境影响指数β与共同绩效条件(CPC)因子关系的人误事件概率简化的定量化公式,可用于计算核电厂人误事故中班组的人误事件概率.并假想以秦山一期蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故为例,说明人的认知失误事件概率的计算过程及结果,为核电厂概率安全评价(PSA)的班组人因分析提供了另一种有效的途径,使核电厂的风险的概率估计值更为客观、更有参考价值.     

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。     

火灾情景下的人员可靠性分析

国内外各核电厂火灾概率安全评价（PSA）表明,人员操作对火灾情景下的电厂风险有重要影响,因此,有必要采用系统的人员可靠性分析（HRA）方法来评价火灾情景下的人员失误概率。本文阐述了HCR/ORE和CBDTM模型的基本理论和在火灾情景下的特殊考虑。将HCR/ORE和CBDTM方法与THERP方法相结合应用于火灾情景下的人员可靠性分析,并进行了实例分析。为建立更符合工程实际的火灾PSA模型奠定了基础。     

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。     

核电厂地震PSA中的风险定量化研究

论述了核电厂地震概率安全评价（PSA）定量化方法和工具的现状,指出了定量化工具面临的挑战和存在的问题。根据定量化的概率论本质,提出了计算方法。以我国某核电厂厂址多方案概率地震危险性分析（PSHA）结果和核电厂地震响应分析给出的最小割集为例,展示了计算方法的应用过程,分析了地震动参数和置信度参数对定量化计算结果的影响。结果表明,针对置信度参数进行拉丁超立方采样,采样次数较小时即可给出地震导致的核电厂堆芯损坏频率（SCDF）的稳定估计值;通常情况下,设备失效对SCDF的贡献最大,厂房失效的影响相对较小;地震动年发生率对SCDF的贡献需要根据工程场地的位置进行具体分析。      

核电厂地震PSA中HRA方法研究

在调研外部事件人员可靠性分析（HRA）的发展历史及方法缺陷的基础上,研究了当前国内外外部事件HRA技术标准,并以某核电厂地震概率安全评价（PSA）中的人因事件为研究对象开展方法研究,说明了地震场景HRA与内部事件HRA的不同点,明确地震人员响应的流程,阐述地震场景下HRA方法,使其得到的分析结果更加接近外部事件的实际情况,并可为外部事件PSA的开发提供技术依据。      

核电厂起火频率分析

通过研究美国核管理委员会(NRC)和电力研究院(EPRI)的《核电厂的火灾概率风险评价方法》,介绍了核电厂内部火灾概率安全评价(PSA)过程中,各类点火源起火频率的分析方法和步骤。以大亚湾核电厂的主变压器为例,介绍了起火频率的具体分析过程。经定量计算分析,大亚湾核电厂主变压器的起火频率是4.32×10-3/(堆.年),是反应堆堆芯损坏频率(CDF)的203倍。一旦起火,发生破坏性火灾的概率高达83%。