非能动自然循环技术的发展与研究

非能动技术在核电工程领域越来越受重视,文章列举了非能动自然循环在核电系统中的应用,对其在运行过程中可能存在的问题进行了分析。介绍了非能动自然循环可靠性分析目前的数学研究方法,并简要总结了这些方法的优缺点。最后展望了非能动自然循环的发展方向。由于非能动自然循环存在失效的可能,在系统运行过程中应对非能动自然循环物理过程失效及其可靠性予以足够重视和积极研究;为了确保系统运行的安全性,系统运行过程中要能动与非能动相互结合,同时选择精确模型,完善非能动可靠性分析方法,准确实现理论计算与实验验证。     

STAMP模型及其在核电厂DCS安全分析中的应用展望

数字化控制是核电发展的必然趋势,核电厂数字化控制系统（Digital Control System,DCS）的应用在提高核电厂系统控制能力的同时也增加了系统的复杂性,以事件链模型为基础的传统安全分析技术面临挑战。为提高核电厂DCS的安全性能,需要关注安全工程领域的新研究成果,将其引入到核电安全领域并加以研究。本文介绍一种新的基于系统理论的事故模型和过程（Systems-Theoretic Accident Modeling and Processes,STAMP）安全模型,对比分析了其与传统安全模型的优缺点,说明了基于STAMP的风险分析（STAMP-Based Hazard Analysis, STPA）技术的基本步骤,并根据STAMP在国内外的应用情况,对STAMP在我国核电领域的发展前景进行了展望。     

非能动先进压水堆核电厂SGTR事故概率安全评价

蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000的SGTR事故进行一级概率安全评价(Probabilistic Safety Assessment,PSA),采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同响应所产生的事故序列,然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析。借助Risk Spectrum软件,计算SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率(Core Damage Probability,CDF),并进行堆芯损伤的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通过一系列分析得到导致堆芯损伤的重要基本事件,从而找到系统存在的薄弱环节。     

核电厂PSA数据库平台的创建与应用

本文叙述了我国概率安全分析数据库创建的工作过程,对国家核安全局发布的《中国核电厂设备可靠性数据报告(2015版)》的内容进行了详细说明,并与国外通用数据库进行了对比分析。最后,总结了概率安全分析数据库平台的应用情况和概率安全分析数据库的下一步工作内容。通过创建概率安全分析数据库,采集整理核电设备的可靠性数据,并在进一步研究的基础上,建立健全了核电行业的可靠性标准体系,为我国核电行业在保证安全性、可靠性基础上的高速发展提供了重要支持。     

AP1000核电站非能动安全系统的比较优势

面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。     

核电站人员可靠性基础研究(英文)

核电站人员可靠性是确保核电站安全、经济运行的最直接的重要因素之一。该工作以认知科学、行为科学和人机工程学为工具,从人的认知行为特性、行为形成因子、人因失误机理和组织管理等侧面系统地研究了核电站系统人员可靠性问题;建立了人因事故分析基础理论和方法;提出了具有普遍意义的预防人因事故、提高人员可靠性的途径与对策。该成果已在核电营运单位、管理部门和科研院所应用,对核电站设计、运行和管理具有重要的指导意义和实用价值。     

核电厂运行操纵员人员绩效改进

核电厂运行操纵员的人员绩效是个永恒的话题,也是我们在核电运行领域的管理人员不断挑战自我的主题,操纵员作为安全发电的可变主体,他们不同于普通的设备或构筑物,可以通过大量的技术数据作为衡量、判断其可靠性的依据,如何使操纵员人员行为的不确定性降到最小,就成为关键。文章通过实践应用的方法、分析和效果,讨论了有别于WANO(世界核电营运者协会)防人因工具的一些管理手段,弥补了防人因工具使用的单调性,有利于防人因工具的有效应用。     

核电主设备分析法设计中应力线性化路径可靠性及优化分析

分析法设计是核电主设备设计的主要方法之一。该方法将结构设计或评定中各输入参量进行偏于安全的假设,以安全-不安全定性反映主设备设计的结构完整性状态。在确定性分析法设计的基础上,本研究基于概率统计理论,利用可靠性及优化分析方法,综合考虑结构设计或评定中涉及的主观不确定性因素(应力线性化路径选取),选取核电主设备典型结构形式——蒸汽发生器过渡锥体段为研究案例,首先对影响应力线性化路径选取的参数进行敏感性分析。随后,优化出最佳应力线性化路径。本研究方法为工程设计中应力线性化路径的选取提供建议。同时,该方法对可靠性理论在ASME核电规范与标准的分析法设计中的应用具有积极意义。     

核电厂延期换料时定期试验频度调整的评估和论证

压水堆核电站在运行初期通常采用年换料的燃料管理策略(12个自然月),为提高其经济性,在确保核安全的前提下,可实行延期换料(18个自然月)的燃料管理策略。延期换料的采用不仅会导致堆芯设计和燃料设计发生变化,也会对相关运行文件的执行产生影响,特别是核电站安全相关系统和设备的定期试验。通过应用运行经验反馈和技术经验积累、设备可靠性分析和重要度指标、概率安全分析相结合的分析方法,对定期试验频度进行确定论和概率论的综合评估和论证,从而制定合理的试验频度来满足延期换料策略的要求,最终保证核电站更安全、可靠的运行。     

核电厂丧失厂外电源事件下柴油发电机系统动态响应分析

将系统可靠性分析方法GO法与Markov法相结合,对核电厂概率安全分析(PSA)中厂外电源丧失(LOOP)后柴油发电机应急响应系统在24h内缓解全厂断电(SBO)事件中的动态过程进行分析,解决了维修相关存在下可修系统可靠性精确计算问题,并通过创建GO法“备用门”操作符真实地模拟应急响应系统工作的逻辑关系.通过将2种可靠性分析方法相结合使用的尝试,使之与柴油发电机应急响应系统存在维修相关的实际情况相适应,拓展了2种方法的分析领域,同时能够更为精确地得出SBO对系统安全运行的影响.     

多属性分析方法在方家山核电工程液态流出物排放量优化研究中的应用

根据国家标准规定和国家核安全局要求,核电厂需定期申请流出物排放量。本文论述了多属性分析方法在方家山核电项目液态流出物排放量优化研究中的应用。对废液处理系统(TEU)流出物排放所致关键居民组的个人剂量、集体剂量、工作人员剂量、废物处理所需费用、固体废物对后代的影响等五个因素进行综合分析,确定了方家山核电工程液态流出物的优化排放量。     

切尔诺贝利核电站事故及其影响

本文对切尔诺贝利核电站发生核事故过程与原因分析,以及事故的后果处理,事故对外环境的影响与对核电事业发展产生的反响,进行较系统地综述。同时应用事故树分析方法,初步分析了切尔诺贝利核电站发生的前因与后果,进而探讨核电站安全可靠性及其事故经验教训。     

概率安全评价在核电厂设计和运行期间的技术特征及应用

概率安全评价（以下简称PSA）作为核电工程项目中的一项风险评估方法和应用技术,其模型开发的详细程度随着核电工程项目的设计认证、建造调试和装料运行依次提升,对电站的安全性、可靠性以及经济性方面作出巨大贡献。为了更好地完成从设计阶段到运行阶段PSA模型的升级完善,更好地发挥PSA在核电厂整个寿期内的作用,通过分析梳理PSA技术在核电厂设计和运行阶段所支持的应用,凝练PSA的技术特征并总结模型完善的要点,促进PSA模型转化更加平顺,对更好地支持PSA技术在核电厂中的应用有重要意义。此外,本文根据分析对PSA建模提出了建议,对未来PSA模型动态化、模块化趋势进行了展望。     

核电主设备接管分析法设计一次应力可靠性分析

分析法设计是核电主设备设计的主要方法之一。该方法将结构设计或评定中各输入参量进行偏于安全的假设,以安全-不安全定性反映主设备设计的结构完整性状态。本研究在确定性分析法设计的基础上,利用可靠性分析方法,综合考虑结构设计或评定中涉及的不确定性因素(如结构几何、材料中的输入不确定性等),建立各种失效模式下的极限状态函数,基于概率统计理论求得结构在给定条件下的失效概率或可靠度,并进行相关参数的敏感性分析。以失效概率的形式定量反映部件的结构完整性状态,研究方法对可靠性理论在ASME核电规范与标准的分析法设计中的应用具有积极意义。     

HTR-10常规岛热力系统中特殊子系统的运行可靠性分析

在利用事件树和故障树相结合的方法对核电站进行概率安全评价（PSA）分析中,其备用系统和可修复系统的运行可靠性分析是一个难点。本文利用故障树分析的技术和可靠性工程数学的分析方法,对10MW高温气冷堆（HTR－10）常规中的上述子系统的运行可靠性进行了深入的分析和研究,可供PSA分析人员参考。     

确定论分析方法与概率安全评价方法的比较

事故分析是核电厂安全分析中的一个重要组成部分。目前有两种事故分析方法：一种是依据设计基准事故的确定论分析法；另一种是概率安全评价法(PSA)。本文从分析对象、基本假设、模型与参量选择、最终导致的后果等几个方面对确定论分析方法和概率论分析方法进行了比较分析．以便于更好地理解PSA分析方法在事故分析中的应用。     

火灾情景下的人员可靠性分析

国内外各核电厂火灾概率安全评价（PSA）表明,人员操作对火灾情景下的电厂风险有重要影响,因此,有必要采用系统的人员可靠性分析（HRA）方法来评价火灾情景下的人员失误概率。本文阐述了HCR/ORE和CBDTM模型的基本理论和在火灾情景下的特殊考虑。将HCR/ORE和CBDTM方法与THERP方法相结合应用于火灾情景下的人员可靠性分析,并进行了实例分析。为建立更符合工程实际的火灾PSA模型奠定了基础。     

基于PRP协议的EPICS冗余技术

冗余技术是提高EPICS(Experimental Physics and Industrial Control System)在核电领域应用可靠性的有效解决方案。不同于当前采用的"热备用"冗余模式,本文借鉴IEC 62439-3标准所发布的并行冗余协议(Parallel Redundancy Protocol,PRP)阐述的"并行"冗余模式,分析了该协议的应用层实现方案用于EPICS系统的可行性,并参照EPICS的通道访问协议(Channel Access,CA),在Linux系统下开发了基于PRP的EPICS CA协议软件。测试表明,基于PRP应用层协议方案的EPICS CA协议,在网络单点故障时可以实现无缝切换的高可靠性要求,为提高核电领域EPICS系统的通信网络可靠性,提供了实现方式。     

核电厂A类人因事故分析方法及应用

人因可靠性分析(HRA)已成为概率安全分析(PSA)必不可少的内容.事故前人因事件可靠性分析作为HRA的重要组成部分,对PSA最终计算结果有重要影响.本文描述了事故前人因事件分析的基本程序、方法及分析文档模式,建立了程序化的事故前人因事件分析模式,该分析方法在国内某核电厂最近的HRA分析中得到应用并取得成功.     

火灾PSA人员可靠性分析中的Scoping方法研究

核电厂火灾情景下的人员可靠性分析(HRA)是核电厂火灾概率安全评价(PSA)中的重要内容。本文介绍了一种新的火灾HRA定量筛选分析方法 Scoping方法,并将其应用于某非能动核电厂火灾PSA建模中,将所得出的结果与运用NUREG/CR-6850筛选法得出的结果进行了比较。结果表明,Scoping方法一般具有更少的保守性,能合理地模化火灾情景下的人员失误,具有较好的工程应用价值。