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。     

关于EPRI型风险指引管道在役检查优化方法的探讨及改进建议

当前国内核电厂普遍采用EPRI型方法开展风险指引管道在役检查优化,其需要完成管段失效可能性分析、管段失效后果分析及风险增量计算等工作,对此,本文开展探讨研究并论述其中可能存在的问题。此外,通过对风险指引型分级方法理念及WOG风险指引型管道在役检查优化方法的简要介绍和探讨,本文提出不断提高管段失效可能性计算水平的要求以及结合使用风险减少因子(Risk Reduction Worth,简称RRW)和风险增加因子(Risk Achievement Worth,简称RAW)完成管段失效后果分析的改进建议,以在我国当前技术水平条件下,找出一套能够恰当评价核电厂风险变化的在役检查优化方法。     

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.     

风险指引型在役检查优化申请的独立审核计算

本文详细介绍了环境保护部核与辐射安全中心针对风险指引型在役检查(RI-ISI)优化申请所开展的独立审核计算。在大亚湾核电厂RI-ISI优化申请的审评工作中,采用国家核安全局标准概率安全分析(PSA)监管模型,计算管段失效后果和拟实施变更后的风险增量,对申请者管段失效后果分析结果进行核算,并独立评价该申请是否满足风险可接受准则。实现了核安全监管部门对PSA应用试点项目的独立审核计算,为核安全决策提供进一步的支持,提高核安全监管的独立性、科学性和有效性。     

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。     

M310型核电厂在役检查的改进和优化

核电厂在役检查是核电厂机械设备安全运行的重要保证手段之一。本文结合国内核电厂在役检查的经验反馈,对RSE-M规范中某些技术条款的合理性进行探讨,介绍风险指引型在役检查方法的应用,并为我国M310型压水堆核电厂在役检查的优化提供建议。     

压水堆核电厂地震概率安全评价开发方法研究

福岛核事故引发了全球范围内对核电厂地震风险的重新审视。我国是地震多发国家,同时在可以预期的未来多年内是世界上最大的核电建造国,因此应重视核电厂的地震风险。现有核电厂的抗震设计主要是基于确定论设计,难以全面评估核电厂地震风险的大小。核电厂地震概率安全评价是利用概率论方法评估核电厂地震风险的有效方法,对核电厂抗震薄弱环节识别和抗震安全改进具有重要意义。文章全面介绍了压水堆核电厂地震概率安全评价方法的开发流程和技术要素,指出了应在核电厂地震概率安全评价中考虑的重要因素和处理方法,为国内核电厂地震概率安全评价工作提供参考。文章建议尽快完善我国核电厂地震概率安全标准体系建设,指导国内核电厂广泛开展地震概率安全评价工作。     

核电厂风险指引型允许后撤时间(AOT)优化研究

核电厂风险指引型允许后撤时间(AOT)优化可以在确保安全的前提下,实现在线维修,提高安全系统维修工作的灵活性和维修质量。本文对核电厂风险指引型AOT优化方法开展研究,包括AOT优化对象的确定、传统工程分析、概率安全评价(PSA)和性能监督,针对AOT优化PSA分析过程中的关键技术进行了深入的分析,包括AOT优化对电厂安全的影响,PSA模型的修改及风险影响评估等方面。本文将该方法应用于某电厂低压安注系统的AOT优化,评价结果表明低压安注系统两列不可用时,后撤时间从31小时延长到7天是可以接受的。     

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。     

核电厂蒸汽发生器与主泵对接焊缝检查系统开发

AP1000核电厂蒸汽发生器出口接管与主泵泵壳对接焊缝泵壳侧为粗晶奥氏体铸造材料,由于该焊缝壁厚大、超声衰减、晶粒散射严重等导致焊缝的超声检测技术开发难度大。本研究采用特殊的设计,开发了一套从蒸汽发生器出口接管内壁实施超声检测的自动检查系统,并将该系统应用于国内某AP1000核电厂的役前检查。结果表明,该检查系统完全满足现场检查要求,检验结果与焊缝出厂检验结果具有良好的一致性。      

核电厂射线探伤安全监督经验与改进

射线探伤作为一种常用的工业无损检测技术,在使用过程中具有电离辐射风险,如操作不当将造成人员超剂量照射事故。核电厂在设备管道、压力容器的役前和在役检查中大量采用射线探伤技术,所使用的设备以移动式探伤设备为主,设备存储、运输、作业过程中均存在风险。某核电厂在总结历史事件经验的基础上,对射线探伤辐射风险因素进行了归纳与总结,并对射线探伤风险管理与安全监督进行了改进,应用至今取得了良好的效果,保障了作业人员及公众的辐射安全。     

风险监测器在运行核电站中的风险管理应用探讨

风险监测器(Risk Monitor)是概率安全分析(PSA)最重要的应用工具之一,风险监测器的使用能够优化核电站的安全系统配置和机组维修活动,在全球核电站风险指引决策领域中得到了广泛应用。随着国内风险监测器应用的深入,发现风险监测器在使用中也存在一定局限性,本文以典型核电站风险监测器为例进行探讨,阐述了风险监测器的风险阈值适合以分布的方式给定,同时从核电厂PSA角度详细分析了风险监测器计算结果对电厂真实风险的反映情况,并开发了一种结合核电厂纵深防御识别重要风险贡献项,在核电站运行期间电站人员能够更加准确识别、评价风险的流程方法,可支持风险监测器更有效的使用。     

核电站关键部件在役检查可靠性分析

基于可靠性概率统计模型和超声检测数值模型,对在役检查的可靠性进行计算与分析.以核电厂反应堆压力容器环焊缝超声检测为例,计算不同检测参数下环焊缝中裂纹类缺陷及横孔的检出率曲线和95％置信下限.结果表明,可靠性分析方法的引入可以实现在役检查工艺方法及结果的定量评估.     

2 大型自主化核电厂PSA分析软件PSAP 1．0

概率安全分析（PSA）是核电站安全分析的一种有效方法，在核电站的安全评价、运行、维修及为安全管理部门的决策提供技术支持等方面具有重要的作用。PSA方法已广泛应用于在役核电厂的运行管理、系统及部件的维修以及核电厂的风险监控之中，取得了很好的经济效益与社会效益。长期以来，我国有关PSA的工作主要是在核电厂的应用方面，在PSA方法学研究及PSA技术研发方面做得工作很少。没有开发自己的PSA分析软件，因而，在开展核电厂PSA工作时，采用的都是国外的PSA软件。     

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。     

反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价

根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝.依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线.在此基础上,对机组运行5 a的瞬变统计次数与设计瞬态次数进行了对比研究,采用优化疲劳分析方法对典型缺陷焊缝进行了疲劳分析与评价.评价结果表明:辅助管道核1级焊缝在核电厂运行10 a内不会发生疲劳失效.     

核电厂概率安全目标发展概述

定量的概率安全目标作为衡量技术安全目标是否被满足的重要指标,反映了各种假想事故情况下核电厂的可接受水平。目前,我国用于核电厂的风险衡量指标主要是堆芯损坏频率和大量释放频率,还没有针对三级概率安全分析的风险可接受性准则。本文梳理了国内外核电厂概率安全目标的发展动态,推荐了我国核电厂风险可接受水平的建议值,可为我国审管部门制定风险指引型管理导则提供参考,也可为全范围三级概率安全分析的开展提供评价依据。     

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。     

反应堆压力容器入口接管焊缝超声不可达区域非线性研究

压水反应堆压力容器入口(Inlet)接管与筒体对接焊缝具有复杂的几何体特征,且焊缝超声检查区域在多种在役检查规范中定义不一致,这些因素导致其不可达区域呈非线性变化。为研究该区域的特殊变化规律,建立了Inlet接管与筒体焊缝参数模型,分析坡面特征导致的不可达区域仿真方法和分类判别法则。基于该法则,结合美国机械工程师学会(ASME)规范与核电厂相关参数,运用三维仿真软件采集接管组件不可达区域体积离散数据集,求取出左、右不可达区体积占比-超声折射角关系图,并介绍占比指标在相控阵和常规超声工艺的应用和优化方法。本研究以减少不可达区域并提高缺陷发现概率为目的,特别适用于相控阵和常规超声工艺在此类焊缝的不可达性和分布规律的数理研究。     

核电厂主泵安全端焊缝体积检测的改进分析

部分核电厂使用的主泵在泵壳与主管道之间存在安全端。通过采用超声和射线2种检测技术进行研究,分析比对了法国的《压水堆核岛机械设备在役检查规则》(RSE-M)与美国机械工程师协会(ASME)规范等的相关内容,并就工程实践因素进行了论述,论证了超声相比于射线在技术必要性、规范符合性、实施便利性等方面的优势,证明超声可对主泵安全端焊缝最普遍发生、最危险的裂纹进行准确、持续、经济的在役检查监督。