核电厂严重事故缓解进程中应急人员行为分析

为了分析核电厂人员处理严重事故的行为特征，本文通过研究严重事故管理导则的特殊性，结合现场调研和操纵员、应急技术支持人员访谈，建立了严重事故缓解进程中的人员决策模型，识别了决策人员、执行人员的关键影响因子，为严重事故下的人因可靠性分析方法研究奠定基础。      

核电厂临时设备投运人员可靠性评估模型

核电厂临时设备作为严重事故缓解的重要设施,其接入工序大多较为复杂。为了分析核电厂人员在临时设备投运时的可靠性,通过研究福岛核事故后改进项所增设临时设备接入行为的特征,基于人因失误模式和影响分析,定义人因失误发生概率、人因失误影响程度、人因失误可恢复概率为风险因子,结合专家评价与模糊语言理论提出一种临时设备投运人员可靠性评估模型。以全厂断电事故下移动电源的接入任务为例,应用所建模型获得了该任务中的人误模式重要度排序及合理的风险见解,验证了模型的可行性。      

基于模拟机实验的核电厂数字化主控室人因失误辨识

为了识别核电厂数字化主控室中操纵员的主要人因失误模式,本文基于现场观察、操纵员访谈以及认知行为分析识别操纵员的主要认知功能,并据此建立了人因失误分类体系。在此基础上,通过模拟机实验识别数字化主控室操纵员的主要人因失误模式及其原因,为提高核电厂操纵员的行为可靠性、人因失误的减少和预防提供理论支持。     

核电厂人因失误智防研究

核电作为复杂人—机系统,防止人因失误是核电运营中需要关注的重点问题.随着智能化技术迅猛发展,人因失误防御也从传统人防逐步向智防发展,目标是进一步提高人员效能和人因可靠性.本研究基于核电厂人因事件人因失误因素分析和重要度排序,以典型人因失效点作为切入点,从认知和行为两个角度入手,将工作过程分解为工作前期、工作任务准备、工...     

WANO人因事件统计及分析

对世界核电厂营运者联合会1993～2002年940份运行事件分析报告进行分析．发现有551件与人因相关．人因失误仍然是核电站事故最主要的诱因之一运用统计技术和数据挖掘技术对这551件人因事件进行分析．获得如下结论：①维修、调试,试验活动中所产生的人误导致系统潜在失效而最终诱发系统事故已成为人因事故最重要的原因;②反应堆启动阶段和停堆阶段人误概率较高,且易诱发严重事故;③人因事件发生概率与反应堆类型没有必然的联系;④对事故征兆或事故判断失误和操作失误是人误的最主要表现形式．也是导致人因事故的最主要原因,造成严重电站瞬态和安全系统的故障或者不恰当投运的事故的可能性较大;⑤理论知识欠缺、基本操作能力较差、组织管理缺陷、规程不足以及粗心大意、缺乏相互检查是导致人因失误最主要的根原因.     

AP1000与二代压水堆核电厂的严重事故预防与缓解策略比较

根据压水堆核电厂严重事故发生机理,基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段,针对AP1000和二代核电厂进行比较,在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同,最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议。     

AP1000与二代压水堆核电厂的严重事故预防与缓解策略比较

根据压水堆核电厂严重事故发生机理,基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段,针对AP1000和二代核电厂进行比较,在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同,最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议。     

简析《AP1000核电厂严重事故管理导则》的框架结构

在严重事故下,核电厂状态千变万化,如何缓解事故是对核电厂人员的极大挑战.《AP1000核电厂严重事故管理导则》指导技术支持中心评估事故状态,分析缓解措施的正反两面影响,确定最佳缓解策略,由主控室操纵员进行实施并监视其有效性.本文对《AP1000核电厂严重事故管理导则》的框架结构进行了梳理,以便核电厂工作人员更好地理解和使用这一导则.     

灰色理论在人因失误严重度识别模型中的应用

基于失效模式和影响分析的原理,建立一种由人因失误的模式概率、人因失误的影响概率以及人因失误的后果严重度等级3个决策因子确定的人因失误严重度识别模型.针对直接利用该模型进行人因失误严重度识别难以考虑因子权重的缺陷,本文结合灰色关联理论识别特定情境下的人因失误重要度,为确定人因失误重要度排序及原因提供一种新的思路,克服了3个决策因子在实际中的权重分配问题.     

大型干式安全壳严重事故下超压失效概率研究

核电厂安全壳是防止放射性产物释放到环境中的最后一道屏障,严重事故下安全壳压力可能超过设计压力,在超压情况下安全壳的完整性及失效概率的研究,是严重事故重点关注的内容,也是二级PSA安全壳失效和源项分析定量化的基础。结合美国SANDIA实验室安全壳完整性试验及分析的情况,对AP1000、EPR核电厂安全壳超压失效概率进行了分析,重点对国内典型二代改进型核电厂的安全壳超压失效概率进行了建模计算,相关计算方法和结果可为相关电厂实施严重事故管理和二级PSA提供参考。     

二级PSA在严重事故管理中的应用研究

Level 2 Probabilistic Safety Analysis (PSA) can be used to quantitatively assess the risk of severe accident and is a good tool to evaluate the severe accident management. By studying the general method and procedure for the application of level 2 PSA in severe accident management, taking an improved generation-Ⅱnuclear power plant as an example, the “primary loop depressurization operation ” and the “ primary loop emergency water injection” in severe accident management guideline are quantitatively evaluated. Analysis shows that performing the “primary loop depressurization operation” immediately after entering the severe accident management guideline can greatly reduce the risk of large radioactive release, and performing “primary loop emergency water injection operation” contributes greatly to reducing the risk of large radioactive release in the slower accident sequence. The study shows that there still has further improvement room in severe accidents management for nuclear power plants in China.     

二级PSA在严重事故管理中的应用研究

二级概率安全分析（PSA）可用来定量评估严重事故风险,是评价严重事故管理的良好工具。通过研究二级PSA应用于严重事故管理的一般方法与流程,以某二代改进型核电厂二级PSA模型为例,对严重事故管理导则中“一回路卸压”和“一回路应急注水”两个关键操作进行了定量评价。评价表明进入严重事故管理导则后立即执行“一回路卸压操作”可大幅度降低大量放射性释放风险,执行“一回路应急注水操作”对于降低进程较慢的事故序列大量放射性释放风险贡献较大。研究表明国内核电厂针对严重事故的管理还有进一步提升空间。      

小型动力堆大破口事故下安全壳内气载放射性物质浓度计算

事故是压水堆固有属性之一,在众多导致核事故的初因事件中,大破口事故现象复杂,后果特别严重。基于此,本文以小型动力堆为研究对象,针对最重要的设计基准事故——大破口事故,计算了50、150、320满功率燃耗天冷端安注、双端安注条件下安全壳内放射性源项,并将部分计算结果与安全分析报告计算结果进行了对比。结果表明：假设合理、结果正确,对于保障反应堆运行安全、及时采取合理应急措施,意义重大。     

Approach to accident management in RBMK-1500

In order to ensure the safe operation of the nuclear power plants accident management programs are being developed around the world. These accident management programs cover the whole spectrum of accidents, including severe accidents. A lot of work is done to investigate the severe accident phenomena and implement severe accident management in NPPs with vessel-type reactors, while less attention is paid to channel-type reactors CANDU and RBMK.Ignalina NPP with RBMK-1500 reactor has implemented symptom based emergency operation procedures, which cover management of accidents until the core damage and do not extend to core damage region. In order to ensure coverage of the whole spectrum of accidents and meet the requirements of IAEA the severe accident management guidelines have to be developed.This paper presents the basic principles and approach to management of beyond design basis accidents at Ignalina NPP. In general, this approach could be applied to NPPs with RBMK-1000 reactors that are available in Russia, but the design differences should be taken into account.     

“华龙一号”征兆导向应急事故规程开发

In order to compensate for the defects of event-oriented emergency procedure (EOP) and state-oriented emergency procedure (SOP), HPR1000 nuclear power technology takes the advantages of the two operation procedures. Considering probabilistic safety analysis (PSA), a new symptom based emergency operating procedures (SEOP) through a large number of operation analysis supporting calculations is established. As an example, the operator actions during steam line break accident guided by SEOP is studied and compared with EOP and SOP. The results show that SEOP can deal with the accident rapidly and directly and can defend multi-accidents. The accident identification and mitigation measures are reasonable and effective. It can make full use of HPR1000 active and passive safety systems to deal with accidents, give full play to the design advantages of the safety system, and enhance the safety level of HPR1000. The principle, methodology and technique of the development can be used in the procedure development for the similar plant and can be used as a reference to improve the procedures for nuclear power plants in service.     

“华龙一号”征兆导向应急事故规程开发

为了弥补事故导向应急事故规程（EOP）和状态导向应急事故规程（SOP）的缺陷，“华龙一号”核电技术将两者优势相结合。借鉴概率安全分析（PSA），通过大量的运行分析支持性计算，形成全新的征兆导向应急事故规程（SEOP）。以主蒸汽管道破裂事故为例，进行了SEOP引导下的典型事故应用研究及其与EOP和SOP的对比。结果表明，SEOP具有迅速直接处理事故以及较强的叠加事故应对能力，事故判断和缓解措施有效、可靠，能够合理调用能动加非能动安全系统应对事故，充分发挥了“华龙一号”安全系统设计优势，进一步提升了“华龙一号”的安全水平。SEOP开发过程所形成的思路、方法、技术体系，可用于同类核电厂的事故应急规程开发，并可为现役核电厂规程的改进提供借鉴。      

百万千瓦级压水堆严重事故卸压阀高温瞬态分析

由于核电厂严重事故的恶劣工况,在卸压过程中严重事故卸压阀门可能会经历阀门无法承受的高温瞬态而导致不可用。本文在可能导致高压熔堆的事故序列中筛选出具有一定的包络性并包含各种典型严重事故现象的典型严重事故序列。针对该事故序列考虑严重事故管理中的开阀时间范围开展了高温瞬态计算,并针对重要的影响因素阀门开启时刻的稳压器水位开展分析。最终确定了百万千瓦级核电厂具备典型性及一定包络性的严重事故卸压阀工作条件,并得到了阀门开启前后阀门可能经历的最高流体温度及流体温度变化曲线,为严重事故卸压阀门的设备鉴定及功能应用提供了重要基础。