新建核电厂设计扩展工况中复杂事故序列的确定方法研究

根据国际原子能机构安全要求SSR-2/1和轻水堆核电厂欧洲用户要求(EUR),新设计核电厂需要考虑设计扩展工况,包括复杂事故序列和严重事故。国内、外核安全法规和技术标准没有给出确定设计扩展工况中复杂事故序列的具体方法。本文系统分析和研究了设计扩展工况中复杂事故序列的确定方法,提出基于核安全法规、导则和技术标准要求,基于概率安全评价(PSA)的风险见解,基于工程判断和基于类似核电厂设计经验四种具体方法,并应用于防城港核电厂3号、4号机组工程设计。本方法可用于指导新建核电厂设计,合理选择复杂事故序列和开展相关的安全特征设计,以进一步提高核电厂的安全水平。     

PSA在三门与海阳核电厂SWS泵配置影响分析中的应用

结合三门和海阳核电厂厂用水系统的实际设计,考虑各运行工况下的运行要求,特别是系统布置相关性的影响,通过概率安全评价（PSA）建模确定了系统可用性情况及其相应的风险结果。基于风险分析的结果,为三门核电厂的设计缺陷提出了合理的改进建议方案,从而提高了该电厂的安全性和经济性。同时结合海阳核电厂的实际情况,分析结果认为基本无改进必要,充分体现了PSA对设计的支持和指导作用。     

应用于核电厂老化PSA的SSC筛选方法研究

核电厂运行许可证延续必须考虑其延寿期内的核安全问题,确保核电机组在延期运行期间的核安全水平不低于原设计寿期内的核安全水平。可应用PSA技术对许可证延续期间的核电厂建立老化PSA模型,从而评估SSC老化对核电厂整体安全的影响,验证其仍可满足原设计标准。基于此提出了应用于核电厂老化PSA的SSC筛选分析方法,通过考虑趋势分析,老化失效模式与影响分析,风险重要度分析,在三种分析方法基础上建立核电厂SSC筛选的决策矩阵,为选择易老化且安全重要的部件建立了可行的方法。该项工作也为核电厂在许可证延续阶段的风险指引型管理奠定技术基础。     

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。     

2 大型自主化核电厂PSA分析软件PSAP 1．0

概率安全分析（PSA）是核电站安全分析的一种有效方法，在核电站的安全评价、运行、维修及为安全管理部门的决策提供技术支持等方面具有重要的作用。PSA方法已广泛应用于在役核电厂的运行管理、系统及部件的维修以及核电厂的风险监控之中，取得了很好的经济效益与社会效益。长期以来，我国有关PSA的工作主要是在核电厂的应用方面，在PSA方法学研究及PSA技术研发方面做得工作很少。没有开发自己的PSA分析软件，因而，在开展核电厂PSA工作时，采用的都是国外的PSA软件。     

华龙一号设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法

本文研究国内外大量法规标准和安全审查要求,结合以往工程经验和示范工程经验,提出了华龙一号(HPR1000)设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法。研究结果表明,HPR1000可通过PSA方法筛选出一套初步的设计扩展工况清单,在此基础上,参照法规标准所列的设计扩展工况清单及以往同类工程项目确定的设计扩展工况清单,再结合确定论分析方法进行工程判断,进行合并和补充可得到最终的设计扩展工况清单。该方法满足《核动力厂设计安全规定》(HAF102—2016)的最新要求。本研究结果可以为后续HPR1000或其他同类核电厂提供参考。     

Living PSA 模型化方法研究

将PSA技术应用于核电厂日常的运行管理和维修工作等活动,评价核电厂瞬时风险,从而帮助发现在设计中存在的薄弱环节,使核电厂以更加灵活的方式安全运行,以获得更高的安全性和经济性。本文对能够解决上述问题的Living PSA模型化方法进行了研究,介绍了Living PSA的定义,Living PSA研究工作的主要意义,Living PSA模型化方法以及应解决的主要问题。     

百万千瓦级压水堆核电厂停堆PSA研究

对百万千瓦级核电厂的停堆运行事故风险进行内部事件1级概率安全评价(PSA),并根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历LOI-RRA水位对电厂风险水平构成的影响。分析结果表明停堆工况下的电厂风险不可忽视,在冷停堆工况下经历LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加。     

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。      

国内核电厂丧失厂外电源始发事件频率分析及风险评价

丧失厂外电源（LOOP）是核电厂概率安全分析（PSA）中一个重要的始发事件。本文首先介绍了基于运行经验的始发频率分析方法,然后根据国内核电厂数据进行初步分析并与通用数据比较,最后以一个能动核电厂为例分析LOOP对堆芯损伤频率（CDF）的影响。分析表明,在功率运行工况下国内核电厂LOOP始发频率要明显低于通用数据（约为1/3）,而停堆工况下的频率则接近。LOOP事件是影响核电厂风险的重要因素,本文的分析可为形成国内通用的LOOP始发频率提供参考。     

M310堆型及其改进型核电厂中压移动电源设置的有效性分析

参考岭澳核电站二期在移动电源方面的设计方案,使用概率安全分析（PSA）方法对《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》中中压移动电源设置的有效性进行分析。通过定性、定量分析,认为中压移动电源在功率和停堆工况下对全厂断电事故有较为明显的缓解效果,并对《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》提出了改进建议。      

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。     

土耳其阿库尤项目获得初步许可证

<正>【世界核新闻网站2015年6月26日报道】阿库尤核电厂公司已获得建设阿库尤核电厂的初步许可证,从而可以开启该项目的投资和许可审批程序。土耳其能源市场监管局(EPKD)2015年6月5日表示,阿库尤核电厂将获得启动发电所需的生产许可证,只要该公司能够满足在最新发布的一份有效期为36个月的文件中列出的适用要求。根据这份文件的规定,阿库尤核电厂必     

多机组核电厂总体风险的一级PSA方法研究

福岛核事故发生后,多机组核电厂的总体风险受到越来越多的关注,但国内外缺乏评价多机组核电厂总体风险的方法或导则。本文结合有关法规对核电厂的总体安全要求,探索将单机组的一级概率安全评价（PSA）方法拓展为多机组的风险评价方法。以双机组核电厂为例,讨论了多机组厂址PSA定量化的一些问题,提出了机组间相关性的一些见解,并阐明了数学原理。本文讨论的方法对研究多机组厂址PSA方法具有重要价值。     

三代压水堆核电厂稳压器快速卸压系统功能扩展研究

我国某三代压水堆核电厂设置了稳压器快速卸压系统用于严重事故下一回路快速卸压,本文以该核电厂为研究对象,基于概率安全分析（PSA）应用于核电厂设计改进中的一般方法和流程,围绕将稳压器快速卸压系统功能扩展到一回路充排卸压操作,作为稳压器安全阀卸压备用手段这一改进方案,开展PSA建模分析和可行性评价及论证。结果表明,这一改进方案可以大幅度降低核电厂的堆芯损伤频率,且未新增负面效应,是可行的,可予以实施。建议核电厂充分挖掘现有系统设备潜能,进一步提高核电厂的安全性和经济性。      

标准监管PSA模型开发与应用

本文介绍了NRC标准化电厂风险模型(SPAR)的发展历程以及在风险指引型安全监管活动中的应用情况和发展趋势。基于核电厂性能和风险指引型的安全监管理念,开发国内核电厂的标准监管PSA模型,本文重点介绍了模型开发的技术路线、分析范围、开发周期与计划,并对该模型拟在风险指引型的监管活动中的应用前景。标准监管PSA模型是作为核安全监管当局作为独立评价和验算核电厂PSA应用的重要工具之一,是保证国家核安全局对核电厂的安全监管活动的独立性和技术权威性的重要手段。     

一、二级概率安全评价技术研究及其在300MW核电厂二期工程设计中的应用

通过引进及自行研制,建立了一、二、三级概率安全评价(PSA)分析程序;结合300MW核电厂二期工程(C-2)设计,对一、二级PSA技术进行研究及应用——包括始发事件分析、事件树分析、故障树分析、相关性分析、人员可靠性分析、数据分析、事件序列定量化、电厂损伤状态分析、事故进程和安全壳响应分析、源项分析、大量放射性早期释放频率(LERF)的计算和分析、不确定性分析、重要度和敏感性分析以及设计过程中的应用等。建造了C-2一、二级PSA模型,通过在C-2设计过程中基于PSA的发现进行了一些重要设计改进,如安注泵和喷淋泵的小流量回流管上隔离阀的设计改进;化容系统的往复式上充泵的设计改进;重要厂用水系统的设计改进等,得到C-2功率运行内部事件的堆芯损伤频率(CDF)为7.25×10-6/堆年,LERF定量化结果为3.24×10-7/堆年。     

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。     

HAF·J 0055及相关情况介绍

HAF·J0055《核电厂控制室设计的人因工程原则》是按照核安全法规HAF0200核电厂设计安全规定）和核安全导则HAF0208《核电广安全有关仪表和控制系统》及有关的国家标准与核行业标准的规定，参照国际电工委员会1989年发布的“Designforcontrolroomsofnuclearpowerplants”（IEC964）和美国核管会1981年发布的“Guidelinesforcontrolroomdesignreview”（NUREG0700）编写的。HAF·J0055可以为核电厂控制室设计人员在考虑人因工程的设计要求时提供参考。HAF·J0055仅包括对机器、环境和功能分配的人因工程要求．核电厂控制室（包括…