地下核电厂概率安全评价初步分析

充分考虑地下核电厂的岩土包容性、卸压洞室、隔离门、过滤排放系统设计等,对比地面核电厂,用概率安全评价方法(PSA)研究地下核电厂的大量放射性释放频率(LRF)。分析结果表明,地下核电厂的LRF比同样设计的地面核电厂大约低2个量级,可以实现从设计上实际消除大量放射性释放的安全目标。     

核电厂风险指引型管道在役检查方法研究及应用

本文对核电厂风险指引型管道在役检查(RI-ISI)方法开展研究。RI-ISI方法将风险见解融入到在役检查,采用风险矩阵从两个维度(管道失效可能性和管道失效后果)考虑安全重要度,提高了在役检查的有效性和针对性。将该方法应用于田湾核电站1、2号机组一回路压力边界内的管道在役检查,评价结果表明,在役检查工作量和成本得到明显降低,减少了在役检查人员的放射性照射。本文在最后给出了开展RI-ISI的一些建议。     

概率安全评价在设计中的应用

概率安全评价(PSA)已经成为核电站设计过程的一项重要的工具。     

核电厂运行的安全目标

描述了核电厂安全目标的定义、种类和形式，阐述了安全目标的分解以及安全目标的应用与评估，并以美国核管会（ＮＲＣ）的核电厂安全目标为例，讨论了在安全目标的发展和实际应用中可能存在的总理２及其解决途径。     

核电厂事故后果的概率安全评价方法学

本文主要介绍概率安全评价中的事故后果评价方法学以及与此相关的内容，如ＡＣＡ输入的源项、模式参数对后果的影响，评价ＡＣＡ结果的概率安全准则；同时结合广东大亚湾核电站ＰＳＡ中的后果和风险分析，说明ＡＣＡ中模式和参数的使用。文中还列举说明了ＡＣＡ在应急计划中的应用。     

风险指引型技术在核电厂设备检修策略优化中的应用研究

为了提高核电厂的经济性,核电厂通过对运行管理进行优化以提高其能力因子和运行灵活性,如优化大修期间设备检修策略以缩短大修工期。本文引入风险指引型理念对核电厂设备检修策略优化方法进行研究,并以某核电厂的余热排出系统热交换器检修策略调整为例,即内部表面目视检查由当前的每2年一列交叉检查变更为每4年检查顺序检查。使用该方法进行了详细的论证与计算。通过分析认为通过风险指引型技术方法对该电厂余热排除系统热交换器检查策略调整是合适的,能继续遵守纵深防御原则且不挑战核电厂的安全裕量,变更所引入的风险是可接受的。     

核电厂内部水淹一级概率安全评价

核电厂内部水淹事件是一种可能引起多个设备同时失效的共因故障。应用概率安全评价方法对其进行分析,能够找出电厂薄弱环节,并完善电厂的设计。本文介绍进行核电厂内部水淹一级概率安全评价的方法,并以某300MWe核电厂为对象,利用RiskSpectrum程序,计算得到了内部水淹引起的堆芯损伤频率。计算结果表明,内部水淹引起的CDF占内部事件总CDF的2.45%,是很小的比例。     

风险指引型技术在核电厂维修策略优化中的应用探索

利用概率安全分析技术来支持核电厂的日常风险管理及安全决策,已成为目前国际上的主流分析方法。本文采用概率论和确定论相结合的风险指引综合决策方法对RRI/SEC热交换器维修策略调整的可行性、合理性和安全影响进行论证,结果表明RRI/SEC热交换器的预防性维修项目可以在功率运行期间实施。应用风险指引型技术对维修策略调整,有助于提高维修工作安排的灵活性、优化大修资源配置、增强维修质量和设备可靠性,对机组安全稳定运行具有重要意义。     

核电厂风险指引型安全分级方法对比分析

核电厂物项安全分级是核电厂构筑物、系统和设备(SSCs)相关的各项管理和规定的基础。随着核电厂运维经验积累,逐渐发现传统确定论分级方法过于保守,存在优化的空间。风险指引型安全分级在传统分级的基础上应用概率安全分析技术,明确安全重要物项,优化核电厂物项分级。研究国内外风险指引型安全分级方法及其技术路线,梳理总结为设备分级方法、非能动管道部件分级方法,并开展方法对比分析与可行性分析。初步研究表明,我国核电厂具备开展风险指引型安全分级的基础,基于合理可行的方法实现物项分级的优化,在确保核电厂安全水平的前提下提升运维经济性。     

核电厂风险指引型管道在役检查应用研究

简要介绍了风险指引型管道在役检查(RI-ISI)的发展现状和方法,给出大亚湾核电站RI-ISI试点研究的结果.并阐述了在国内核电厂实施RI-ISI存在的难点及建议.     

基于风险指引型技术的核电厂定期试验监督要求优化研究

核安全重要设备和系统的定期试验属于核电厂纵深防御设计概念的第二层次防线范畴,其目的是通过执行定期试验来发现设备缺陷或潜在的设备问题。因此制定合理的试验周期以及试验策略对核电厂生产计划、设备可靠性以及优化大修工期具有重要影响。本文结合风险指引型技术在国内、外定期试验监督要求中的研究应用情况,提出了风险指引型技术应用于核电厂定期试验监督要求试验策略和试验周期优化的方法,并举例对上述方法进行验证。分析认为,风险指引型技术应用于核电厂定期试验监督要求优化是一套行之有效的方法,其对于提高核电运营安全性、经济性有着重要的作用,有广泛的应用前景。     

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。     

基于概率安全评价的技术规格书优化

概率安全评价(PSA)作为一个风险分析的方法,在国内外核电厂风险管控中得到了越来越广泛的应用,美国部分核电厂已经开发并实施了基于PSA分析的技术规格书。但对于重水堆的技术规格书优化,在国际上目前尚无该方面的经验,本文参考美国相关的技术导则与实践,以秦山核电厂三期2号停堆系统试验频率为例进行优化分析,评价该方法在重水堆机组的适用性,探索重水堆技术规格书优化的方法。     

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。     

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。     

百万千瓦级核电厂地震风险评价和见解

针对特定百万千瓦级压水堆核电厂开展地震概率风险评价,开发了电厂特定的地震危险性曲线和设备的地震易损度曲线,建立地震概率风险评价模型并完成定量化,给出地震风险结果和见解。结果表明,该特定电厂地震风险水平较低,在0.3g～0.6g地震动水平区间内地震风险贡献最为突出。     

概率安全评价在核能安全分析领域的应用和发展

概率安全评价(PSA)是核能安全分析领域的两大分析方法之一。本文从PSA概念入手,首先从理论基础、分析视角等多个方面比较了确定论和概率论2种分析方法的差异;其次,梳理PSA在核能安全分析领域的历史进程,通过回顾PSA在技术和法规上的变化,展示了PSA与核能安全在提升过程中相互促进的关系;再次,阐释PSA技术在风险量化预测、平衡安全设计、安全决策、安全监管方面的应用,并通过华龙一号(HPR1000)的实例展示了PSA在核能安全分析中的具体应用方式。最后,对PSA技术未来的发展方向进行了预测,指出确定论和概率论2种分析方法将深入融合,PSA分析从安全目标向任务目标转移、从静态向动态转换、从认知向感知转换的发展方向。     

“华龙一号”设计中风险指引技术的应用

"华龙一号"作为我国自主研发的三代先进核电机组,在设计中提出了每堆年发生严重堆芯损坏事件的概率(CDF)低于十万分之一以及每堆年发生大量放射性物质释放事件的概率(LRF)低于百万分之一的安全目标,相比法规要求均降低一个量级。为有效提高"华龙一号"安全性,确保两个安全目标的实现,应用以概率安全分析(PSA)风险模型为主要工具的风险指引设计方法,从顶层方案的确定到具体的系统设计等各个环节,通过一系列的风险指引设计工作,识别了核电厂在安全上的薄弱环节,并提出相应的优化建议,为"华龙一号"安全水平的提高和安全目标的最终实现提供了保障。     

基于概率安全评价重要度分析的提升核电厂设计阶段经济性研究

概率安全评价(PSA)是以概率论为基础的风险量化评价技术,在核电厂设计阶段,当前通常用于评价核电厂的风险、发现设计上的薄弱环节、提升电厂安全性.本文从PSA重要度和敏感性分析结果的角度,探讨在核电厂设计阶段采用PSA提升经济性的方法.     

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。