核电厂内部火灾概率安全评价现状

核电厂运行经验表明火灾对其安全具有严重威胁,各国安全监管当局也加强了对核电厂火灾安全的监管,要求核电厂实施火灾危害性分析,并对火灾风险进行评估。详细介绍了核电厂内部火灾概率安全评价(PSA)的发展历史与开展情况,并对主要方法和标准做了简要介绍。     

核电厂电气设备间火灾概率安全分析研究

电气设备间是核电厂火灾风险评价的重要内容之一。本文对典型核电厂的电气设备间进行火灾风险分析,使用事件树方法演绎分析火灾场景并确定火灾场景的危害,最后在核电厂电气设备间火灾序列演绎分析的基础上建立火灾风险评价模型,完成电气设备间火灾风险定量化。火灾演绎分析结果获得了6个火灾场景,分析各火灾场景对核电厂始发事件和系统设备的影响。风险定量化结果表明:电气设备间火灾导致的堆芯损坏频率为1.42×10~(-9)/(堆·年)。     

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。     

核电厂火灾概率安全评价中详细火灾情景分析方法探讨

火灾概率安全评价(PSA)是评估核电厂风险并发现薄弱环节的有效工具,详细的火灾情景分析是其中一个重要环节。在火灾概率安全评价的火灾隔间定量筛选的过程中,火灾隔间的分析通常较为保守,为使结果更贴近核电厂实际,有必要对风险重要的火灾隔间进行详细的火灾情景分析。通过确定特定的火灾情景,分析火灾的发展蔓延并评估火灾情景的发生频率,从而为最终的火灾风险定量化提供基础。本文探讨了详细火灾情景分析在火灾概率安全评价中的应用,并以单一火灾隔间为例阐述分析方法,为核电厂火灾概率安全评价工作提供支持和参考。     

核电厂火灾PSA方法浅析

作为PSA工作中不可缺少的一部分,核电厂火灾PSA正在发挥着越来越重要的作用。本文对核电厂火灾PSA的发展、应用和研究的基本情况进行了论述。     

核电厂起火频率分析

通过研究美国核管理委员会(NRC)和电力研究院(EPRI)的《核电厂的火灾概率风险评价方法》,介绍了核电厂内部火灾概率安全评价(PSA)过程中,各类点火源起火频率的分析方法和步骤。以大亚湾核电厂的主变压器为例,介绍了起火频率的具体分析过程。经定量计算分析,大亚湾核电厂主变压器的起火频率是4.32×10-3/(堆.年),是反应堆堆芯损坏频率(CDF)的203倍。一旦起火,发生破坏性火灾的概率高达83%。     

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。     

核电厂火灾PSA中火灾场景频率分析方法

核电厂的火灾场景频率分析是火灾概率安全分析的核心内容。本文根据美国NRC和EPRI的《核动力设施火灾概率风险评价方法》,介绍了核电厂内部火灾概率安全评价中,火灾场景频率的分析方法及参数不确定性的处理方法。以福清一期核电厂某房间的电气柜火灾为例,进行了定量分析计算,计算结果表明,在计算中考虑热释放速率参数不确定性的传递可以有效降低计算结果的保守性。     

核电厂主控室火灾场景分析及风险评价

主控室是核电厂火灾概率安全评价的主要关注对象之一。本文对典型核电厂的主控室火灾场景进行分析并对由其导致的反应堆堆芯损坏频率进行计算评价,主要使用事件树方法演绎火灾场景,通过火灾模拟计算确定火灾场景的危害,最后在电厂内部事件一级PSA模型的基础上建立火灾风险评价模型,完成主控室火灾风险定量化。火灾演绎分析结果获得了4个火灾场景,分别能够导致不同的电厂始发事件,并对相关的操纵员动作产生较大影响。风险定量化结果表明:主控室火灾导致的堆芯损坏频率为1.953×10~(-9)/堆年。     

核电厂火灾危害性分析方法及标准研究

核电厂火灾危害性分析是一项涉及范围广、参与专业多的工作,期间需要对各相关专业的设计方案和技术参数进行核实和确认,收集大量的基础数据,并在此基础上通过核查火灾危害、防火屏障、消防相关系统功能等,从而论证各项设计是否满足消防安全要求,以证明消防设计满足了核电厂各项防火要求和总体安全目标.文章从核电厂火灾危害性分析方法与标准...     

核电厂中临时可燃物的火灾影响区域研究

核电厂中的临时可燃物种类多且可能出现的位置范围广,是核电厂中的重要起火源之一。本文介绍火灾影响区域的一般计算方法;针对核电厂的特点,提出适用于核电厂中临时可燃物火灾影响区域分析的热气层分析方法和除热气层外其他火灾影响区域的立方体模型;以电缆为火灾目标物,计算出在临时可燃物的不同热释放速率取值下火灾影响区域的立方体模型大小。     

防火屏障有效性分析方法研究

该论文的目的是对当前的各类核电厂防火屏障有效性分析方法进行对比研究,为工程实践提供参考。文中对用于评估核电厂防火屏障耐火能力的等效火灾持续时间评估法(包括等效面积法、等效温度法)以及计算机模拟法分别进行了阐述,并利用这些方法对核电厂中两种比较典型的防火隔间(液压机组间和电气设备间)的防火屏障耐火能力进行了评估,通过比较各种方法的分析结果,对这些方法的优缺点及其在工程应用中的适用范围进行了评估,指出了在评估防火屏障有效性时应结合具体的情况,选取合适的方法开展评估,在实际工程应用中建议优先采用等效面积法对耐火极限进行估算,与此同时,还应尽可能地应用计算机模拟法,进行更现实的估算或进一步了解特定隔间的火灾特性,后续还应从法规、标准、规范以及方法等方面进一步完善数值评估法,推动数值评估法在国内核电厂防火设计中的使用。     

核电厂辐射防护管理程序体系梳理实践

通过对漳州核电厂辐射防护管理程序体系梳理实践活动的总结,介绍了一种可用于核电厂(尤其是在建核电厂)管理程序体系梳理工作的方法。     

核电厂RCV主泵断轴事件的重要性判定

本文介绍了美国核管会的异常重要性判定(SDP)方法及实施过程,并以此为基础开发了功率工况SDP方法。应用功率工况SDP方法对国内某核电厂发生的化学和容积控制系统(RCV)主泵断轴事件进行了分析,证明了SDP方法的应用对于提高我国的核安全监管效率和核电厂的安全管理水平具有重要的意义。     

基于FDS的核电厂主控室火灾PSA研究

主控室火灾是核安全领域的重要课题,一旦发生事故,会危及操纵员和设备安全,进而影响到核电厂运行和安全停堆的控制,导致堆芯损坏。本文在介绍主控室火灾特点的基础上,在国内率先将火灾动力学模型FDS(Fire Dynamics Simulator)应用到主控室火灾概率安全评价(PSA)中,通过实例分析主控室火灾情境中关键参数的变化规律,讨论主控室火源的热释放速率及操纵员撤离要求,得到主控室主专用安全盘和次专用安全盘火灾导致的堆芯损坏频率分别为1.0×10-7/(堆·年)和2.5×10-8/(堆·年),体现FDS在核电厂火灾应用领域的优势。     

CPR1000核电厂火灾功能分析方法研究

火灾共模分析是核电厂防火设计的安全一致性分析评价,是确保核电厂安全的重要保障.火灾功能分析是共模分析中最重要的环节,也是确定火灾薄弱点的最重要依据.本文根据工程实践归纳出火灾功能分析方法和思路,并针对不同类型设备举例进行说明.该方法已应用在多个核电项目的火灾分析中.     

浅议核电厂应急行动水平制定中环境辐射监测数值的选取

核电厂的应急行动水平是核电厂应急状态的分级依据。环境辐射监测数据在核电厂异常工况和事故情况下对于判断放射性释放水平有着重要作用。本文根据美国核能研究所(NEI)的技术文件并结合国内核电厂的情况,对环境辐射监测数据在应急行动水平制定中存在的问题进行了讨论。     

核电厂火灾薄弱环节的研究与应用

根据《压水堆核电站防火设计和建造规则》RCC-I,本文对百万千瓦级压水堆核电厂火灾薄弱环节的的分析方法进行了研究。设计了火灾薄弱环节的分析流程;分析了可能导致共模失效的执行机构或传感器的4种类型;对符合准则d的潜在共模点进行了确认,保障火灾不会导致事故或超设计基准事故工况;对纯机械、机电、电气、贮油转动设备共模点制定了定量的火灾风险判定准则。在某核电厂十年安全评审(PSR)中利用该方法进行了防火安全分析。     

核电厂异常重要性判定(SDP)方法及其应用

在核电厂的日常安全管理过程中,核安全管理人员会遇到大量的安全事项,正确、快速和有效地处理这些事件和异常是保证核电厂安全运行的关键。目前核电厂和核安全监管机构都应用分级分类管理的方式来处理这些核安全相关事项,这样做可以使得安全重要度高的事项能够得到足够的关注,保证核电厂的总体安全水平。这种分级分类管理方式的重要的一环是能够正确地确定安全事项的安全重要程度。随着以概率安全分析(PSA)为代表的风险指引型安全管理方法的广泛应用,核安全管理人员可以利用风险重要程度来确定安全相关事项的重要程度。本文主要讲述了目前广泛使用的核电厂异常重要性判定方法(SDP)在开发及核安全管理中的应用,以及其对未来我国核安全管理带来的影响。     

功率工况异常重要性判定方法在核安全监管中的应用

介绍了国家核安全局开发的功率工况下核电厂异常重要性判定方法(SDP)的基本原理及方法,并使用该SDP对国内某核电厂发生的汽动辅助给水泵(ASG004PO)不可用事件进行了重要度和敏感性分析,结果表明该汽动辅助给水泵的再循环流量试验周期偏长。本文针对此问题给出了优化建议是将ASG004PO再循环流量试验的周期优化为小于34 d。