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。     

基于PSA分析结果的AP1000系统设计改进建议

基于对AP1000一级概率安全分析(PSA)的结果,发现正常余热排出系统(RNS)的设计不足可能会导致安注管线破裂(SI-LB)始发事件对堆芯损坏频率(CDF)贡献较高。对正常余热排出系统进行适当的系统改进,采用概率安全分析的方法重新构建了改进后的RNS系统故障树及相关事件树模型,对RNS系统可靠性进行分析,并对改进后核电厂CDF、进行了计算,结果表明,RNS系统改进后可大大减少安注管破裂始发事件导致的堆芯损坏,改进后电厂堆芯损坏频率(CDF)降低29.1%。     

10 MW固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究

钍基熔盐反应堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)项目是中国科学院科技先导项目之一。基于10 MW热功率熔盐反应堆-固体燃料(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)的设计,对TMSR的关键技术安全分析进行了初步研究。TMSR-SF与现有反应堆之间的差异对核安全审查提出挑战,TMSR-SF审查方法的研究将准备其安全审查的技术和要求。固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究包含4个方面:堆芯核设计关键安全限值、事故序列及验收准则、源项及其审评方法和验收准则、概率安全评价方法和始发事件。首先对其它类型反应堆的安全审查方法进行了研究,对其关键参数和重要规定做了概述,并借鉴了高温气体冷堆和钠冷却快堆的审评要求和方法;然后使用蒙特卡罗和其他方法、模型来计算TMSR-SF的关键参数。应用逻辑图方法讨论概率风险评价(Probabilistic Risk Assessment,PRA)方法和始发事件清单。在本研究中,计算了核心核设计安全限值,研究和讨论事故列表和分类,讨论了TMSR-SF的PRA框架和始发事件清单,该研究将支持TMSR-SF的安全审查和安全设计。     

适用于Living PSA快速求解最小割集的算法研究

概率安全／风险评价PSA／PRA（Probabilistic Safety／Risk Assessment）自20世纪70年代首次在大型核电站的事故风险分析中使用以来，已引起全世界的普遍关注并得到广泛应用。PSA是把整个系统的失效概率通过结构的逻辑性推理以及与其各个层次的子系统、部件失效概率及边界条件等联系起来，从而找出各种事故发生的概率。     

蒸汽发生器传热管诱发破裂风险评估

蒸汽发生器传热管的诱发破裂是核电厂二级概率安全分析(PSA)中要重点评价的严重事故现象之一。首先识别引起该事故的关键因素,对此建立事故进程事件树(APET),并通过风险导向的事故分析方法(ROAAM),结合热工-水力计算和参数抽样,确定APET中重要现象节点的发生概率,定量评估堆芯损坏严重事故阶段诱发蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的发生频率和条件概率,并对降低SGTR风险的设计特征进行讨论。     

从事故分析导出安全仪控系统要求的方法研究

核电厂仪控系统特别是安全仪控系统的设计离不开对电厂事故分析中假设始发事件的研究,探讨如何通过对假设始发事件的分析导出安全仪控系统的功能要求。     

固态钍基熔盐堆概率安全评价始发事件分析研究

始发事件分析是反应堆概率安全评价的起点。本文以10 MW固态钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR-SF1)为研究对象,采用主逻辑图分析方法,基于TMSR-SF1的最新概念设计,在参考已有氟盐冷却高温堆、高温气冷堆和钠冷快堆的始发事件清单和始发事件分析理论的基础上,针对TMSR-SF1始发事件分析进行初步探索研究,初步确定了TMSR-SF1的始发事件清单,共得到了TMSR-SF1的37个始发事件(功率运行情况下),并按照故障类型分类的方法对这些始发事件进行分组,共分为6组。为TMSR-SF1下一步的深入分析研究始发事件及其概率安全评价(Probabilistic safety assessment,PSA)中事故序列分析奠定了重要基础,也为安全分析的完整性提供了支持。     

美国高放废物处置设施性能评价方法学的研究动态

1985年,美国环境保护局(US EPA)颁布了“乏燃料、高放和超铀废物管理和处置设施的环境标准”。这个标准要求在高放废物处置设施性能评价中采用概率风险分析的概念。概率风险分析的方法在核能领域的应用最早始于1975年由美国核管会(US NRC)发表的“反应堆安全研究,美国商业核电站事故风险评价”,即 WASH-1400。概率风险分析一般分为下面4个步骤:1.确定可能对核设施的风险有明显贡献的初始事件和事件序列;2.确定初始事件和事件序列的发生概率;3.评价由初始事件     

安全壳内置换料水箱子系统设计改进的PSA评价

根据一级概率安全分析(Probabilistic Safety Analysis,PSA)的结果,安全壳内置换料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank,IRWST)子系统的初始设计导致安注管线破裂(Safety Injection Line Break,SI-LB)始发事件对堆芯损坏频率(Core Damage Frequency,CDF)有较大的贡献。本文提出了IRWST子系统的设计改进方案,将IRWST水箱内的滤网由两个(A/B)增加为三个(A/B/C),并通过管线实现滤网之间的相互连接。通过重新构建故障树对改进后的IRWST子系统进行建模分析,并对相应的事件树以及一级PSA模型进行详细的定量化计算。结果表明,IRWST子系统这一改进能够显著降低堆芯损坏风险。IRWST子系统的改进将SI-LB始发事件的CDF降低了53.5%,将整个一级PSA的CDF降低了21.5%。     

美国核电厂风险评估的安全效益（三）

【美国《核新闻》2003年1月刊报道】 委托监管应用 美国核管会(NRC)在监管过程中积累了大量风险知识,并根据从实施概率风险分析(PRA)中获得的这些知识对监管作出了诸多改进。本章将对一些比较重要的风险通报应用进行概要介绍。 ATWS(未能紧急停堆的预期瞬态)规则 ATWS是反应堆事故保护停堆作用失败后的停堆事件。这个不太可能发生的事件将引起反应堆系统的高压,同时产生远远超出反应堆停堆散热能力的衰变热,因此反应堆必须停堆并保持在次临界状态。NRC在1983年发布了ATWS规则(10 CFR 50.62),通过以下措施降低ATWS风险: 降低预…     

铀浓缩系统事件/事故的思考与始发事件选取研究

本文对世界铀浓缩系统主要事件/事故进行了总结与思考,基于铀浓缩系统的相关设计,采用概率安全评价(PSA)技术中主逻辑图推导法,初步找出始发事件,为下一步国内铀浓缩系统的PSA工作和安全分析工作提供依据。     

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。     

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。     

CEFR放射性钠火风险分析

对CEFR的研究发现,一回路外的钠净化管道或阀门破裂将导致放射性钠火事故发生,其中309/1设备间的泄漏后果最严重。采用概率安全评价技术对该事故进行放射性风险分析,依据钠泄漏及钠火发生后相关系统的响应特性,确立了44个事故序列,建立了事件树-故障树模型。对模型进行定量分析     

基于PSA技术的核电厂数字化仪控系统可靠性设计及应用

传统意义上核电厂数字化仪控系统主要依靠提升设备的可靠性来满足电厂安全目标。随着监管要求的逐步提高,在提升设备可靠性基础上,基于概率论技术的设计手段逐步成为核电厂安全设计新的研究方向。本文应用概率安全评价（PSA）技术,对典型电厂始发事件进行分析及研究,之后对仪控设计方案整体进行PSA建模,再将其置于电厂PSA模型中,通过定量评估分析,识别薄弱环节,给出优化改进措施。在此基础上提出了一套确保核电厂仪控系统满足整体安全目标的可靠性设计流程。      

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。     

核电厂风险管理活动中的PRA质量要求

基于美国核管理委员会(NRC)推行的在核电厂运用的概率安全评价(PRA)技术,介绍PRA质量的含义、NRC在应用PRA过程中提出的分阶段提高PRA质量的方法以及相应的管理导则。结合国内现状,给出提高PRA质量的可接受方法。     

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。     

法国压水堆安全壳在严峻工况下的行为

【《欧洲核能》1989年5—6月号报道】法国的900和1300MWe 压水堆(PWR)的安全壳,是准备对付常规设计事故的(最大的一回路主统系管线全部破裂)。这种情况是根据保守计算的压力和温度偏离额定值的结果确定的,这种压力和温度的偏离用来代表设计容许的最坏事故。不管怎样,一般认为,从安全角度看,     

核电厂管道热疲劳机理与防治

管道热疲劳是管道受交变热应力长期影响而产生管道裂纹或破裂的现象,虽然热疲劳原因引起的管道破裂事件在核电厂发生的概率很小,但管道破裂有可能引起一回路破口等事故,因此需要引起重视.本文对管道热疲劳产生的机理进行分类并进行分析,根据管道热疲劳产生机理的特征,提出核电厂设计、在役运行阶段应采取管道热疲劳预防与检测的措施.