STPA方法在数字化反应堆紧急停堆系统安全性分析中的研究与应用

随着数字化技术及软件系统的广泛应用,很多事故是由于部件间异常的交互所引起,传统的分析方法已经力不从心,基于STAMP(Systems-Theoretic Accident Model and Processes)的安全性分析方法STPA(System Theoretic Process Analysis),可以有效解决这一困难。首先介绍STPA方法及分析步骤,将该方法应用到反应堆紧急停堆子系统,得到了引起停堆失败的可能原因及设计中所应遵守的安全约束,这些约束有益于提高设计的安全性。     

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.     

概率安全分析的发展及应用展望

对于核动力厂,概率安全分析(PSA)是评价风险、认识风险和管理风险的有效工具.本文介绍了PSA技术在国内及国际上发展和应用情况,并结合我国实际对PSA的发展应用进行了一些展望.     

方家山核电厂新增辅助备用变压器的概率安全评价

为了进一步提升核电厂的安全性,方家山核电厂计划新增辅助备用变压器,用于辅助变压器的冗余。此永久变更将会提高核电厂外电源的可靠性,从而对电站安全水平有所提高。应用概率安全评价,通过对方家山功率运行工况内部事件一级PSA模型、低功率及停堆工况内部事件一级PSA和乏燃料水池模型进行建模,在方家山功率运行和低功率及停堆期间,新增辅助备用变压器永久变更后,经过总体综合评价,对核电厂安全可靠性的提升给出量化安全分析结果。此评价给PSA应用在核电厂永久变更中提供一种思路,在电厂计划永久变更前,通过概率安全评价分析,得出次变更给电厂核安全性带来多大收益。     

核电厂承包商安全管理考评体系的创建及应用

核电工程具有建安承包商多、作业人员密集、交叉作业频繁和危害因素随工程适时变化等特点,这对核电工程建安承包商的安全管理工作带来了一定难度。以福清核电工程为例,为了对核电工程建安承包商的安全进行科学、有效的管理,建立了核电工程建安承包商安全管理考评体系,并开展了实际应用。应用结果表明,所建立的核电工程建安承包商安全管理考评体系是科学、有效的,具有一定的推广应用价值。     

华南地区核电厂冷源安全保障能力现状和建议

华南地区核电厂的循环冷却水取水口已发生多起因海生物或异物在短时间内爆发聚集致使海水旋转滤网堵塞触发跳机跳堆的运行事件,对核安全控制和电网安全造成一定的不利影响.该类事件的频发暴露出各核电厂在冷源保障能力方面还存在薄弱环节.生态环境部华南核与辐射安全监督站组织开展了华南地区核电厂的冷源安全保障现状调研,提出了加强工程设计...     

基于FPGA的核电DCS功能安全与可靠性评估

探讨了一种基于FPGA技术的核电DCS 2oo4架构系统开展功能安全与可靠性评估方法。运用FMEA技术识别系统级、模块级关键故障模式,针对危险失效模式采取诊断或控制措施,改善和提高核电DCS产品的安全性和可靠性。采用FMEDA技术定量分析模块级产品的平均故障间隔时间及安全失效分数。实验测试结果表明,该方法已在某安全级DCS平台功能安全SIL3认证中得到了充分的应用与验证,同时也为同行业核电DCS系统功能安全认证及可靠性评估提供了参考。     

2×600MW核电厂超基准事故及其处理规程研究

本文对秦山二期核电厂可能发生的起基准事故进行了初步讨论．其中对全部丧失热阱、全部丧失给水和全部丧失电源等事件，以及低压变注泵和安全壳喷淋泵功能丧失事件进行了具体的分析．并对处理这些特殊事件的规程进行了讨论．     

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。     

秦山三期CANDU核电厂的安全系统和安全分析

加拿大ＣＡＮＤＵ核电厂核反应堆安全原理采用“纵深防御”的概念,并设计中采用了多重性,多样性、隔离、设备鉴定,质量保证以及使用合适的设计法规和标准等设计手段。秦山三期ＣＡＮＤＵ核电厂在缓解事故后果方面设四个专设安全系统以及一套可靠的安全支持系统。     

核安全审评中对某核电厂稳压器的模态分析

以稳压器模态分析校核为例,校核设计者的计算结果,为核安全审评提供依据。使用3种ANSYS单元对稳压器进行模态分析,比较结果的差异并作出总结。     

核电厂选址阶段的核安全监督

根据核电厂选址程序以及相关的规范标准，结合前一时期核电厂选址．分析了核电厂选址阶段核安全监督的方式和特点，并对当前监督存在的问题进行了讨论。     

核安全的若干基本问题和核电厂安全水平的确定

探讨了核安全的一些基本问题,概要描述了近期国际上核安全观念的变化,提出了合理确定核电厂安全水平应该考虑的一些因素和我国目前应采用的核电发展路线.     

核电站从设计安全到现实安全的基本思考

文章针对核电站安全提出"设计安全"和"现实安全"的概念,通过分析研究国外核事故与国内核安全质量事件,阐述设计阶段确保核电站安全的设计安全重要性,重点描述了设计安全保障体系内容。并从设计、采购、制造、建造、安装、调试、运行、维护、老化到退役等全生命周期角度分析影响核电站现实安全的关键因素,探讨了全生命周期中的质量保证体系、核安全文化建设、风险指引对策、人因工程管理、信息反馈机制、核安全监管体系等对核电站现实安全的重要意义。     

加强核电厂建造安全管理

介绍了福岛核事故对核安全的警示,分析了我国核电发展当前的主要问题、在建核电厂存在的问题,以及如何加强在建核电厂监督管理。指出了核电发展必须高度重视安全,核电建设要严格贯彻"安全第一,质量第一"的方针。     

船用核动力装置净化系统运行安全分析研究

基于船用核动力装置运行安全的需要,阐述运行安全分析研究的特点和重要性。开发了核动力装置全范围运行分析软件,并对一回路净化系统典型事故进行了运行分析,给出了事故判别和处置的措施。所用运行分析软件和方法可满足船用核动力装置动态特性分析、事故处理规程制定和验证等工作的需要。     

关于核电厂安全目标的确定问题

介绍了有关核电厂定性安全目标、定量安全目标和概率安全目标的定义,讨论了确定这些目标时所涉及的一些问题.     

核电厂DCS安全级设备自主装配技术

本文描述了核电厂DCS安全级设备自主装配工艺鉴定和验证技术，主要包括特种工艺、布线工艺和装配检验技术。并将此技术应用于北京广利核系统工程有限公司在执行自主产品（FirmSys）工程样机项目机柜的装配中，通过实践证明了应用该技术的安全可靠性和实用性。     

福岛核事故后核电厂安全改进行动分析

介绍了福岛核事故后世界上主要核电国家相继开展的核电厂安全检查、再评价行动,并得出相应的检查和测试结论。法国、美国和中国等国家分别提出了福岛核事故后改进核电厂安全的建议、要求和行动,并制定了具体工程措施：在极端外部事件的设防,严重事故预防和缓解,水、电、通风实体改进,限制严重事故下的放射性释放和应急准备等主要方面开展的安全改进行动,将会提高核电厂的安全水平并提升缓解严重事故的能力。反思福岛核事故,总结福岛核事故对核电安全技术改进的促进作用,对未来核电安全技术的发展进行了展望。     

核电厂内部水淹确定论安全评价方法及应用

为确保核电厂在内部水淹情况下仍能保证安全功能,有必要在核电厂设计时考虑对内部水淹进行防护,并对核电厂进行内部水淹安全评价以验证内部水淹防护目标的实现。通过对内部水淹防护目的、要求以及内部水淹防护措施进行研究,探索和提出内部水淹确定论安全评价的设计假设、方法和步骤。以某百万kW级核电厂硼酸输送泵间、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统泵间为例对方法进行了应用和验证,分析表明无需对硼酸输送泵间进行特殊防护,但须对反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统泵间采取适当的疏水措施以确保核安全功能的实现。