核燃料循环设施始发事件定量分析

分析了典型核燃料循环设施始发事件的特点。依据始发事件的数学模型和核燃料循环系统中硬件相关始发事件的失效机理,给出了核燃料循环设施始发事件定量分析的途径,以具有相同工艺过程特征的假想模型为例,对由多重因素导致的始发事件进行了定量分析,并给出了静电火花、管塞泄漏、腐蚀导致泄漏、溶剂探测器失效等几类始发事件频率。     

后处理设施共去污分离循环工段的始发事件研究

始发事件的确定和分组是概率安全评价(PSA)的重要基础。乏燃料后处理设施与核电厂的主要差异在于乏燃料后处理设施的危险物质分布广泛而且不局限于放射性物质。应用失效模式和影响分析(FMEA)与主逻辑图(MLD)两种方法对采取普雷克斯(Purex)流程的典型乏燃料后处理设施的共去污分离循环工段的始发事件进行了识别。然后,根据乏燃料后处理设施中设备室即安全屏障的特点,对始发事件进行了分组。结果显示,本工段内只有两个设备室不需要就安全问题进行特别关注,临界、着火和红油爆炸是需要重点分析的始发事件。     

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。     

采用人工神经网络的基于征兆的核电厂运行诊断系统

核电厂运行过程中有许多瞬态过程，装置失灵、处理系统故障和安全系统失效都可能引起瞬态过程。这些瞬态过程可能导致电厂进入非期望的异常状态。如果电厂处于非期望状态(一般称为始发事件)，操纵员必须执行诊断和纠正措施，但是操纵员的反应可能太慢而不能减轻故障的不利影响。而本论文的目的是开发一种基于人工神经网络的操纵员支持系统，这个系统将辅助操纵员在始发事件的发展初期将其识别出来。电厂异常情况可通过处理仪表的读数来诊断和识别。基于征兆的诊断系统用于识别始发事件。该系统对始发事件的识别是通过使用弹性反传算法(Resilient Back Propagation Neural Network Algorithm)来实现。一旦识别出始发事件，系统将显示始发事件类型和必要的操纵员规程，还显示相关参数的趋势曲线。目前该系统能够识别Narora核电站的8个始发事件。本文将以一个始发事件为例，说明该诊断系统的特征。     

西安脉冲堆满功率运行工况内部始发事件一级概率安全评价

针对西安脉冲堆(XAPR)2 MW满功率运行工况,建立了内部始发事件一级概率安全评价(PSA)模型,对始发事件识别、事故序列分析及可靠性数据处理等进行了研究。应用小事件树-大故障树方法,在Risk Spectrum平台上完成XAPR堆芯损伤事故序列的定量分析。结果表明,XAPR内部事件导致的堆芯损伤频率(CDF)为4.14×10~(-6)/(堆·年),对CDF贡献最大的为堆水池堆芯高度处大破口失水事故,支配性事故序列是大破口失水事故后紧急排水系统失效。研究结果证明XAPR具有较高的安全性。     

应用蒙特卡罗方法模拟核电厂丧失设备冷却水系统始发事件的频率

采用蒙特卡罗(MC)模拟方法,针对高温气冷堆丧失设备冷却水系统始发事件频率进行分析计算,得到该始发事件频率为2.7×10~(-3)(堆·年)~(-1),主要贡献因素为设备冷却水系统循环泵/厂用水系统泵共因需求失效。传统故障树计算结果为3.8×10~(-1)(堆·年)~(-1)主要贡献因素为设备冷却水系统循环泵/厂用水系统泵独立运行失效。该计算结果与美国核管理委员会(NRC)的NUREG/CR-5750报告中的统计结果9.7×10~(-4)(堆·年)~(-1)更为接近。经分析,其原因是始发事件考虑的任务时间为1堆·年,冗余设备的交替运行以及故障设备的修复等因素对分析结果具有重要影响;故障树分析中由于缺乏时间因素,对于此类与时序有关的问题,其分析假设过于保守;MC模拟则是一种动态的计算方法,可以充分描述系统运行的动态过程,所得结果与实际核电厂运行的统计值更为接近。     

应用Jeffreys方法计算可靠性参数和始发事件频率的无信息先验

在核电厂概率安全评价（PSA）分析中,有些始发事件频率或设备失效记录在工业界几乎无历史数据。为了计算这些无信息先验的可靠性参数和始发事件频率,可采用Bayesian统计学中的Jeffreys方法。本文阐述了Jeffreys先验和简化的受限无信息先验分布（SCNID）的数学原理,分别导出了Gamma-Poisson模型和Beta-Binomial模型的Jeffreys无信息先验公式和不确定性区间。结合反应堆冷却剂小破口失水事故(SLOCA)实例介绍了如何应用Jeffreys先验计算始发事件频率。结果表明,Jeffreys方法是一种计算无信息先验的有效方法。     

核电厂仪控系统误动作事故分析

为全面评价核电厂仪控系统误动作事故,提出基于简化分析的方法,该方法基于功能组概念对仪控误动作假设始发事件（PIE）进行了系统化地识别和归并,得到不能被已有事故分析包络的潜在新增事故工况,并根据保守的分析假设和准则,针对识别出的潜在新增事故进行了定性评价和定量分析。研究结果表明,核电厂保护系统能够对仪控系统误动作事故提供多样化保护,事故后果满足验收准则,并建议增设“2个热管段实际压力与饱和压力之差低2信号触发安注启动以及所有主泵停运”功能。      

核电厂PSA中事故序列后果分析方法研究

在核电站PSA事故序列后果求解过程中,为减小事件树转换成故障树的规模,需对事故序列的布尔表达式进行简化。首先,引入“三步法”,即在事件树转换成后果故障树前,先形成以始发事件和功能事件为节点的故障树;然后,利用FAUNET规则对该故障树进行化简;最后,用始发事件和功能事件的实际输入替代这些节点。在FAUNET简化规则基础上,增加1条新的吸收规则用于简化事故序列后果故障树的某些特殊结构。在FDS团队开发的大型可靠性/概率安全分析软件RiskA平台上对上述方法进行了实现,并经大量实例测试证明了这种处理方法的有效性。     

浅谈除核电外核燃料循环中物料泄漏事故的隐患排查

本文首先归纳国内外除核电外核燃料循环中典型的物料泄漏事故,为达到"全面深入、细致彻底、不留死角、不留盲区"的物料泄漏事故隐患排查目标,采用概率安全分析中始发事件分析、失效模式和影响分析、人因分析思想对除核电外核燃料循环各个主要环节进行了事故隐患分析,得到了各环节较为全面的事故隐患清单,可供相关环节的安全检查和隐患排查工...     

后处理设施放射性液体贮罐泄漏事故环境释放源项估算

放射性液体泄漏事故是后处理设施典型的事故,泄漏事故通常发生在设备室。高放废液贮槽泄漏后气载放射性核素生成包括两个过程:一是在泄漏放射性液体的过程中惰性气体从溶液中释放,以及与空气、地板相互作用产生的气溶胶;二是泄漏后的蒸发过程(包括冲洗前稀释前和稀释后)。气溶胶在设备室内生成后会发生沉积,同时随着设备室排风系统,经过滤后向环境排放。本文给出了一种放射性溶液贮槽泄漏事故源项估算方法,实现了事故泄漏质量、泄漏活度、设备室气载放射性活度浓度及积分浓度、环境释放源项估算,为事故应急决策和响应行动提供数据支持。     

Probabilistic safety analysis of an accelerator—Lithium target based experimental facility

The international fusion materials irradiation facility (IFMIF) is aimed to provide an intense neutron source by a high current deuteron linear accelerator and a high-speed lithium flow target, for testing candidate materials for future fusion reactors.An activity aimed at the safety assessment of the IFMIF plant as a whole has been carried out applying the probabilistic risk assessment (PRA) approach to identify and quantify in terms of expected frequencies, the dominant accident sequences related to the plant operation, and define the reference accident scenarios to be further analyzed through deterministic transient analysis, in order to verify the fulfilment of the safety criteria.The accident sequences have been modeled through the event tree technique, which allows identifying all possible combinations of success or failure of the safety systems in responding to a selection of initiating events. The identification of accident initiators, provided by the failure mode and effect analysis (FMEA) procedure, is followed by the systems analysis based on fault tree technique, for the unavailability assessment of the safety systems: finally the accident sequence scenarios are assessed by RISK SPECTRUM software.The study has allowed for the development of all accident sequences resulting from selected initiators relative to IFMIF plant and their grouping within sequence families, denoted as plant damage states, on account of the plant response and expected consequences. The frequency assigned to each family sequence is the sum of the contributors relative to all sequences ending into that particular plant state.The outcome of the analysis shows that IFMIF plant is quite safe and presents no significant hazard to the environment: in fact all the sequences implying potential undesired effects as radioactive release to the outside, show very low frequencies, well below the limit for credible accident (1.0E−6/year). In addition, due to the novelty of the design and the large spreading assigned to the failure parameter probabilistic distributions (data utilized in the probabilistic analysis of this one of a kind plant are largely of a generic nature), an uncertainty analysis has been performed to add credit to the model quantification and to assess if the sequences have been correctly evaluated on the probability standpoint.     

核临界事故报警系统布置分析方法研究

本文阐述了布置核临界事故报警系统的意义和原则,分析了核临界事故可能发生的机理,初步建立了一套核临界事故情景假设分析方法。研究了最小临界事故源项计算方法以及三维剂量场分布计数的方法,采用各设备最小临界事故剂量场分布最小值等高线图的方法来从众多剂量场分布图中优化选取合适的核临界事故报警系统布置点位,以确保其可以覆盖到每个具有核临界事故风险的设备,并对核临界事故报警系统探头类型选择的原则和方法进行了分析。     

FMEA技术在CPR1000机组关键敏感设备维修优化中的应用

结合核电厂维修管理特点形成了简化的失效模式与影响分析即潜在失效模式及后果分析（FMEA）方法,对CPR1000多个机组的关键敏感设备管理（CCM）涉及的设备故障模式、故障影响和维修策略进行了分析,建立了关键敏感设备FMEA数据库。实践证明,该项工作的开展识别出了关键敏感设备未管理到的潜在停机停堆故障模式,发现了关键敏感设备技术文件存在的错误及不一致性,并复核了关键敏感设备清单的正确性和完整性,同时基于群厂运维大数据对众多关键敏感设备维修策略进行了系统性的优化,弥补了关键敏感设备的维修管理不足,减少了不必要的关键敏感设备维修资源投入,对关键敏感设备相关设备管理工作的互助开展,降低核电机组的非计划停机停堆风险有重要参考价值。      

核电厂人员闸门数字样机应用技术研究

为提高核电厂人员闸门的安全、可靠性,基于数字样机技术,构建人员闸门整机和关键零部件的参数化模型,结合故障模式及影响分析（FMEA）方法,对人员闸门参数化模型进行可靠性分析,找到薄弱环节。并借助动力学仿真分析软件（ADAMS）和有限元分析软件（ANSYS）,对人员闸门顶升机构和筒体与密封门组成的承压部件薄弱环节进行了动力学仿真分析和应力计算与评定。结果表明,人员闸门自身存在的薄弱环节不会导致其产生功能或结构完整性失效事故,验证了人员闸门数字样机结构设计的合理性、装配关系的正确性。      

秦山核电厂SRCM的应用实践

文章简要介绍了SRCM的主要工作流程,包括确定系统功能、通过系统功能故障分析识别关键／重要功能、通过FMEA分析识别关键／重要设备、根据设备故障机理分析进行预防性维修任务的选择。同时,针对几个特殊SSC的分析给出了思路。最后,文章提出有待完善的几个方面。     

后处理厂1A柱有机相着火事故源项估算

我国对于后处理工业的需求随着核电事业的迅猛发展变得愈发强烈,为了满足后处理工业安全发展必不可少的核应急需求,为核应急工况下后处理厂的核应急响应与决策支持提供依据。针对后处理厂1A柱有机相着火事故这一基准事故,结合实际工艺流程及监测手段,选取了核应急工况下的可获得参数(有机溶剂泄漏质量等)作为输入,在有机相燃烧速率经验公式基础上,结合后处理的工艺特点,引入少量修正建立了后处理厂1A柱有机相着火事故源项估算模型,并使用FORTRAN编程语言开发了相应软件。数值验证结果表明,该估算模型可以满足后处理厂1A柱有机相着火事故的核应急需求。     

储液容器地震易损性参数计算

本文介绍了核电厂设备的易损性分析方法以及易损性模型的参数化计算方法。对核电厂中的典型储液容器应急补水箱（ASG水箱）使用Housner质量-弹簧简化模型进行了分析。对ASG水箱的各项易损性参数进行了计算,绘制出其易损性曲线,并得出高置信度低失效概率（HCLPF）值。结果表明：ASG水箱的HCLPF值低于安全停堆地震（SSE）水平,属于抗震能力较低的设备,需在结构上进行加强。     

Ecological problems in the development of nuclear power

Conclusions The initial and middle stages of the nuclear fuel cycle, i.e., mining and reprocessing of ore, uranium enrichment, production of fuel elements, and the normal operation of a nuclear power plant, do not cause any serious danger to the environment. Comparisons show that the negative-effect coal-fired HEP is much greater.The probability for accidents involving the emission of a large quantity of radionuclides in modern nuclear power plants equipped with tested safety systems is significantly lower than the accident probability in other areas of industry. This conclusion is valid, however, if safety requirements, starting with the nuclear power plant, are satisfiedunscrupulously, if the strictest technological discipline, making sure that all the components have sufficient reliability, is followed, and if constant efforts are made to train personnel.It is as yet impossible to evaluate quantitatively the environmental effects of reprocessing plants.Czechoslovakian Technical University, Prague. Translated from Atomnaya Énergiya, Vol. 49, No. 6, pp. 352–357, December, 1980.     

Fault Tree Analysis of System Anomaly Leading to Red Oil Explosion in Plutonium Evaporator

Results of scenario identification, preparation of reliability data, fault tree construction and its analysis, are rendered for a system anomaly considered liable to lead to a red oil explosion in a Pu evaporator of a typical model of reprocessing facility.

Japan Atomic Energy Research Institute has introduced the model plant data, the basic failure frequency data together with the fault tree analysis code FTL from NUKEM GmbH, Germany, and used to execute the above analyses.

The frequency of occurrence of the system anomaly initiated by failures of the Pu purification process such as a pulse column failure or a mixer settler failure has been evaluated to be 2.6×10-³/yr for the solvent carry over into the evaporator for the German model reprocessing facility. In addition to this event, if an abnormal state such as continuously heating the solution to over 150°C inside the evaporator would happen with the analyzed occurrence probability of 1.0×10^?8, it would be the more possible to result in the red oil explosion. The occurrence frequency for the combined events has been calculated to be 2.6×10^?11/yr, so small compared with the public acceptance limit which might be set as 1×10-⁶/yr.