状态导向与事件导向相结合的二回路管道破裂事故处理规程开发

华龙一号”采用征兆导向应急运行规程（SEOP）进行事故处理。本文对SEOP中二回路管道破裂事故相关规程进行研究,包括规程开发和支持性验证。在规程的开发过程中,构建了合理的规程框架以及不同事故采用的处理规程,并结合“华龙一号”的设计特征,确定了主要恢复策略以及相关的重要定值。在支持性验证过程中,选取典型二回路管道破裂事故进行论证,结果表明,对所选的工况,SEOP提供的缓解策略能够及时有效地将核电厂引导至预期的安全可控状态。此外,通过对不同类型事故规程进行比较,证明了SEOP在涵盖的事故范围和恢复操作的时效性方面的优势。通过本文的研究,为“华龙一号”二回路管道破裂事故处理规程的开发和验证建立了合理的方法。      

“华龙一号”征兆导向法事故处理导则定值设置研究

“华龙一号”（HPR1000）机组应用征兆导向法事故规程（SEOP），在设计上，也采用更先进的征兆导向法事故处理导则。事故导则定值在导则中用于执行事故的诊断，根据定值的设置可以通过手动操作缓解事故后果，并通过定值确认电厂处于安全停堆工况。定值的正确设置是事故处理导则设计的重要内容，保障事故处理策略缓解事故工况的效果。本文针对“华龙一号”征兆导向法事故导则，以裂变功率产生/ATWS响应导则为例，详细介绍了该导则定值的分析过程，包括导则策略分析和导则名义值的确定、安全壳不利工况临界值的确定、导则关键定值的判定、仪表误差考虑的因素以及安全壳不利工况仪表误差对导则的影响分析。本文提出一套完整的确定征兆导向法事故处理导则定值的方法。     

核电厂SGTR规程优化研究

核电厂通过应急运行规程（EOP）来缓解蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故,SGTR事故分析结果显示,在缓解过程中操纵员开启稳压器卸压阀进行反应堆冷却剂系统（RCS）降压后,安全注射（简称“安注”）流量大幅增加,导致稳压器水位大幅增加,可能存在潜在的危险。本文目的是为了更好地缓解SGTR事故,使事故缓解过程中稳压器水位不致上升过高,确保核电厂安全。通过对EOP缓解步骤进行优化,提前切除一列安注,并对优化后的EOP缓解事故过程进行分析计算,最终结果显示稳压器最高水位下降,减少了稳压器水位过高的风险,为后续核电厂规程的改进提供了依据。      

状态导向规程引导下的蒸汽发生器给水流量完全丧失事故分析研究

针对岭澳核电站二期蒸汽发生器(SG)给水流量完全丧失事故,采用CATHARE程序模拟计算了在状态导向规程(SOP)引导下的电厂瞬态响应。计算结果表明,在SOP的引导下,瞬态过程中堆芯未裸露,能够保证反应堆的安全。同时,通过该事故的分析以及与事故导向规程(EOP)的比较,展示了SOP规程在该事故工况下的应用情况。     

关于压水堆核电厂“A”型事故规程与应急状态等级关系的讨论

根据应急操作规程(EOP)与应急行动水平(EAL)的共性,以方家山核电工程1号反应堆EOP为例,将EOP中的指示和参数与NEI 99-01中的EAL进行比较,对在执行"A"型事故规程时核电厂应进入的应急状态等级进行分析讨论,以便在制定核电厂的EAL时能充分利用EOP中给出的信息。     

核电厂应急运行规程与严重事故管理指南接口分析

福岛核事故后,核工业界及核安全监管当局对严重事故更加重视,严重事故管理指南（SAMG）的制订已经成为国内核安全监管要求.核电厂制定了应急运行规程（EOP）用以防止核电厂事故升级为严重事故,在SAMG研制时,如何从EOP合理地过渡到SAMG成为必须解决的问题.本文详细分析了EOP与SAMG的接口准则和影响因素,并结合国内核电厂SAMG研制现状,对EOP与SAMG接口方案进行了分析和建议,可为其他核电厂SAMG的研制工作提供参考.     

"华龙一号"应急柴油发电机维修窗口研究

应急柴油发电机（EDG）作为核电厂重要安全设备,主要用于应对丧失厂外电事故。为确保EDG的可靠性,应制定维修计划并定期进行各种预防性维修。鉴于EDG维修时间较长,应考虑由于维修造成的不可用给“华龙一号”核电厂带来额外的安全风险,这成为“华龙一号”核电厂EDG数量配置的重要考虑因素之一。根据最新的核安全要求,将导出乏燃料贮存设施所贮存燃料的热量上升为基本安全功能,相比于国内的二代堆型,“华龙一号”考虑了乏池冷却相关设计基准工况,这直接导致2×100%EDG配置方案难以找到合适的EDG维修窗口。本论文的主要目的就是利用确定论和概率论安全分析方法对EDG的维修窗口进行详细分析,另辟蹊径为EDG提供允许维修时间。分析结果表明,2×100%配置下EDG允许维修时间能够满足维修实际需要。因此,HPR1000采用2台应急柴油发电机的配置方案下能够开展维修。     

基于SOP的核电厂操纵员监视过程马尔可夫模型

介绍了核电厂状态导向法事故规程SOP(State-oriented Procedure)原理及其重要性,描述了数字化主控室中操纵员跟随SOP处理电厂事故的流程,据此刻画了基于SOP的核电厂操纵员监视行为过程,建立了符合DCS+SOP环境的马尔可夫模型,并给出了核电厂的应用实例。     

大亚湾核电站堆芯冷却监测系统改造实践

堆芯冷却监测系统(Core Cooling Monitoring System,简称CCMS)用于对压水堆堆芯冷却状态进行监测,属于安全级系统。北京广利核公司采用FirmSys安全级数字化仪控平台产品,对大亚湾核电站CCMS系统进行了数字化改造,以解决原系统可用性降低、堆芯冷却状态算法存在不足、记录功能较弱的问题,同时满足大亚湾核电站事故管理规程从事件导向规程(EOP)向状态导向规程(SOP)过渡的需要。改造后的1#机CCMS系统在2013年11月投入使用,运行稳定可靠。这是国内在役核电厂安全级数字化仪控系统的首次改造,也是国产核级安全级数字化仪控产品FirmSys在国内核电站安全级的首次应用。改造方案可供同类系统改造借鉴。     

基于系统工程方法的HPR1000应急堆芯余热排出系统设计研究

为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对“华龙一号”核电机组（HPR1000）应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,构建系统评估指标体系,并运用层次分析法（AHP）分析应急堆芯余热排出系统的最优化设计方案。研究表明,取消汽动辅助给水系统,将非能动余热排出系统（PRS）的功能扩展至缓解预计运行事件和设计基准事故可能是HPR1000应急堆芯余热排出系统更为优化的方案。      

“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.     

状态导向与事件导向相结合的二回路管道破裂事故处理规程开发#br# #br#

HPR1000 adopts the symptom based emergency operating procedures (SEOP) to deal with accidents. In this paper, the related procedures for secondary pipe break accidents in SEOP are studied, including the development of procedures and supporting verification. In the development process of the procedures, a reasonable framework of procedures is constructed, and the operation procedures for different accidents are summarized. Based on the design characteristics of HPR1000, the main recovery strategies and relevant important setpoints are determined. In the supporting verification process, the typical secondary pipe break accidents are selected for analysis. The results show that the mitigation strategy provided by SEOP can effectively guide the nuclear power plant to the required safe and controllable state in time. In addition, by comparing different types of accident procedures, the advantages of SEOP in the coverage of accidents and the timeliness of recovery operation are proved. Through the research of this paper, a reasonable method is established for the development and verification of the operation procedure for HPR1000 secondary pipe break accidents.     

华龙一号旁通释放类事故源项的不确定性分析与应用

核电厂严重事故放射性源项分析是核安全领域关注的焦点问题,而源项分析具有很大的不确定性。本文基于最佳估算加不确定性（BEPU）分析方法,采用严重事故一体化分析程序建立华龙一号严重事故分析模型,首次从整个事故进程角度出发,开发出适用于华龙一号严重事故源项不确定性分析的流程,并采用该方法对安全壳旁通释放类进行源项不确定性分析。本文研究内容丰富了华龙一号严重事故源项分析的工作,也为华龙一号三级概率安全分析（PSA）技术的发展奠定了基础。      

核电厂新增事故规程I RCP 10的设计和设置

核电厂事件导向法(EOP)事故处理规程以预先研究核事故的发展过程为基础,随着运行事件/事故的不断反馈及人们对核安全认知的加深,各种之前没有考虑到的事件/事故被逐步引入到EOP体系。根据运行经验反馈和核安全审评的要求,新增EOP事故处理规程《一回路放射性突然升高》(I RCP 10),其目的是在燃料元件完整性丧失情况下,合理有效地控制核电机组,保证事故产生的放射性不会对运行人员及后续的废物处理过程造成危害。     

华龙一号操作干预水平研究北大核心CSCD

操作干预水平(OIL)的制定是核动力厂应急准备的重要内容。为使华龙一号核电机型符合国际核应急管理的先进规范,基于国际原子能机构(IAEA)最新的OIL分类和制定方法,采用华龙一号核电机型二级概率安全分析(PSA)严重事故源项,开展OIL的制定研究,分析IAEA OIL默认值对华龙一号的适用性。结果显示:华龙一号二级PSA事故在停堆前10天内的OIL2γ值低至60μSv/h,是IAEA默认值的3/5;其余OIL类别的计算值均能被IAEA默认值所包络。对华龙一号核电机型,建议停堆前10天的OIL2γ设定值不大于60μSv/h,OIL4γ设定值依据厂址放射性自然本底和监测仪表性质取1~4μSv/h,其余OIL可取为IAEA默认值。     

非能动安全壳热量导出系统设计方案及评价

非能动安全壳热量导出系统（PCS）是华龙一号（HPR1000）设计用来应对超设计基准事故工况的安全系统。本文描述了该系统总体配置方案的形成过程，分析了系统在缓解超设计基准事故工况及严重事故工况时的有效性，并从概率安全分析指引的角度，分析了系统对核电厂堆芯损坏频率和放射性物质大量释放频率的影响作用。结果表明：PCS对于提升HPR1000的严重事故预防和缓解能力具有明显的效果，可有效提升HPR1000的安全性。     

“华龙一号”安全系统配置策略

"华龙一号"是自主化三代核电的代表,承载着走出国门,在国际舞台上与众强同场竞争的责任。它博采众长,创新性地提出了安全系统(设施)能动加非能动的设计概念,可以有效地增强抵御核安全风险的能力。本文从基本核安全功能的角度,对华龙一号的安全系统配置进行剖析,重点论述三个非能动系统的设置合理性。