方家山核电工程现场质保监督标准化实践

方家山核电工程结合总包模式的实际情况,针对目前存在的工程质保人员紧缺、聘用人员不熟悉质保流程等实际困难,为降低业主在工程质量管理中的权责不对等及信息不对称,坚持以现场为基础的质保监督理念,以质量计划见证监督、随机监督和专项监督三种互为补充的模式开展监督活动。文章介绍了监督活动中如何积极尝试对监督活动进行标准化,采取标准工具寻找重点关注点,制定标准化的监督细则指导监督实践,为对现场质量的掌控和评价提供了有力的支撑。     

方家山核电业绩登高的技术措施

秦山核电扩建项目(方家山核电)是我国自主研发设计的百万千瓦级先进压水堆核电工程.方家山核电1号机组于自2008年12月26号正式开工建设,至2015年2月12日1号、2号机组全部投入商运,所有关键里程碑节点均按计划顺利推进,运行业绩连续创历史新高.本文从方家山核电设计建造、安装调试、运行管理和维修技术等分析,介绍方家山...     

核电厂内部水淹一级概率安全评价

核电厂内部水淹事件是一种可能引起多个设备同时失效的共因故障。应用概率安全评价方法对其进行分析,能够找出电厂薄弱环节,并完善电厂的设计。本文介绍进行核电厂内部水淹一级概率安全评价的方法,并以某300MWe核电厂为对象,利用RiskSpectrum程序,计算得到了内部水淹引起的堆芯损伤频率。计算结果表明,内部水淹引起的CDF占内部事件总CDF的2.45%,是很小的比例。     

地下核电厂概率安全评价初步分析

充分考虑地下核电厂的岩土包容性、卸压洞室、隔离门、过滤排放系统设计等,对比地面核电厂,用概率安全评价方法(PSA)研究地下核电厂的大量放射性释放频率(LRF)。分析结果表明,地下核电厂的LRF比同样设计的地面核电厂大约低2个量级,可以实现从设计上实际消除大量放射性释放的安全目标。     

核电厂事故后果的概率安全评价方法学

本文主要介绍概率安全评价中的事故后果评价方法学以及与此相关的内容，如ＡＣＡ输入的源项、模式参数对后果的影响，评价ＡＣＡ结果的概率安全准则；同时结合广东大亚湾核电站ＰＳＡ中的后果和风险分析，说明ＡＣＡ中模式和参数的使用。文中还列举说明了ＡＣＡ在应急计划中的应用。     

核电厂地震概率安全分析研究现状及展望

福岛核事故引发了全球范围内对核电厂地震灾害风险的重新审视和认识.本文概述了地震概率安全评价这一有效评估地震灾害风险的方法在国内外的已有研究成果和现状,详述了其开展方法及流程,对比性简介了确定论地震灾害分析方法一地震裕量评估法,对核电厂地震相关的研究和监管提出了一些建议.     

核电厂第三级概率安全评价（PSA）执行程序顾问组会议报告

本文译自1992年国际原子能机构会议材料,作者J.Sprung和H.G.Fricdcrichs等,文章内容仅代表作者的观点.本文比较全面的讨论了PSA工作的内容,包括从背景、目标、报告结构等到PSA工作的具体技术,是一份难得的材料.这里译出全文.本文内容尚未完善,我们将尽力组织有关人员编写.     

核电厂无1E级DCS控制设备一回路水压试验的分析

方家山核电工程调试期间遇到了核电厂数字化控制系统(DCS)到货严重拖期的难题,方家山核电工程调试队创新思路,采用核岛控制模块(NC/NC+)加上少量的临时控制变更(TCA)将部分1E级信号引入到NC/NC+机柜,在国内首次成功实施了无1E级DCS控制机柜情况下的一回路水压试验。文章详细阐述了无1E级控制设备实施一回路水压试验的基本原则、可行性分析结论和主要措施等,对同类核电工程的调试工作具有重要借鉴意义。     

EPR的二级概率安全评价

EPR设计广泛采用了概率安全分析（PSA）作为确定论分析的补充。PSA采用三级分析评价电厂运行所带来的风险。1级PSA用于导致堆芯损坏熔化事件的风险评价，并确定对风险有贡献的事件、系统失效及运行错误。2级PSA用于评价裂变产物从电厂释放到环境的风险，并对严重事故导致的放射性释放（通常称为源项）的频率和大小进行量化分析。3级PSA对事故所导致的放射性释放对社会造成的危害进行量化分析，也就是对健康和对食物链污染的可能影响。     

核电厂非能动余热排出系统的失效概率评价

先进核电厂设计中大量采用非能动安全系统提高反应堆安全性。但目前尚无系统性评价非能动系统的成熟方法,而且概率安全评价(PSA)也未考虑非能动系统自然循环现象不确定性导致的功能失效。在欧盟非能动系统可靠性评价研究项目(RMPS)研究成果的基础上,以压水堆二次侧非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,基于统计学和热工水力计算确定了影响性能的参数重要度,进而利用蒙特卡罗抽样和响应面分析对全厂断电事故下的PRS自然循环失效概率进行了量化分析评价。初步评价结果表明:非能动系统功能失效概率为2.14×10-3,在PSA中应当充分考虑各种非能动系统的功能失效。本文的评价方法还可以为非能动安全系统设计优化提供支持。     

基于概率安全评价重要度分析的提升核电厂设计阶段经济性研究

概率安全评价(PSA)是以概率论为基础的风险量化评价技术,在核电厂设计阶段,当前通常用于评价核电厂的风险、发现设计上的薄弱环节、提升电厂安全性.本文从PSA重要度和敏感性分析结果的角度,探讨在核电厂设计阶段采用PSA提升经济性的方法.     

概率安全评价在设计中的应用

概率安全评价(PSA)已经成为核电站设计过程的一项重要的工具。     

核电厂地震概率安全评价中的电气设备易损度计算

随着福岛事故的发生,核电厂外部事件概率安全评价工作的重要性被各国核安全当局所认同。而地震,作为核电厂最为主要的外部事件,其对应的概率安全评价工作便更为人们所重视。易损度计算是完成地震概率安全评价的关键技术环节,其结果将被使用作概率安全评价事故序列模型的输入条件。因此,易损度计算的准确性和正确性对地震概率安全评价工作最终结论的影响也就不言而喻了。本文首先总体性介绍了设备易损度计算的基础数学模型,随后详细描述了核电厂地震概率安全评价中电气设备易损度计算的操作步骤,并重点探讨了电气设备功能失效模式下对试验反应谱和要求反应谱的处理简化技巧,最后通过具体算例阐述了电气设备易损度计算过程中的注意事项和简化技巧应用。     

百万千瓦级核电厂停堆工况下的概率安全评价

对百万千瓦级核电厂停堆运行事故进行内部事件1级概率安全评价(PSA),根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历余热排出系统(RRA)低运行区间(LOI-RRA)水位对电厂风险水平构成的影响;同时采用事故系列先兆标准电厂风险分析模型人员可靠性分析(SPAR-H)方法进行人员可靠性分析,评价其定量化结果的适用性。分析结果表明,停堆工况下的电厂风险不可忽视,在停堆工况下的事故规程有待完善之处,冷停堆工况下由LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加,人因失误是造成停堆高风险的关键因素。     

核电站概率安全分析的若干课题

文中对核电站概率安全分析所取得的主要成就、待澄清的概念及当前的主要课题等进行了分析介绍。     

不确定性分析在概率安全评价中的应用

分析了概论安全评价（PSA）中存在的完整性，模型假设条件及输入数据的不确定性和它们的来源。针对输入参数的不确定性，阐述了Risk Spectrum软件关于不确定性分析的原理，方法和误差因子的选取。对输入参数的不确定性进行定量计算后，得到13个初因和各工况的堆芯损坏频率的均值。介绍了表征不确定性的概率密度函数和累计密度函数曲线。     

美国核电厂安全辅助目标研究

本文回顾了美国定量安全目标和辅助目标的发展历程,参考NUREG-1150中概率安全分析（PSA）方法,给出了堆芯损坏频率和早期大量放射性释放频率的数学表达式。重点论证了辅助目标和定量安全目标的关系,比较了本文论证方法与NUREG-1860论证方法的不同。研究了美国对新建电站安全目标的要求和PSA技术的发展方向,探讨了其对我国核电厂安全目标和PSA技术发展的借鉴。     

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。