WOG核电厂风险指引型管道在役检查方法应用研究

为促进概率安全分析技术在核电厂管道在役检查领域的更好应用,本文介绍西屋用户集团(WOG)开发的核电厂管道风险指引型在役检查(RI-ISI)优化方法,并重点从管段失效可能性分析、后果判断、风险重要度划分等三方面分析对比了该方法与EPRI型RI-ISI方法的不同。此外,以国内某M310核电机组为例,本文基于国家安全局牵头开发的标准电厂分析风险(SPAR)模型,在国内当前技术条件基础上使用简化WOG方法完成该核电厂辅助给水系统管道环焊缝的RI-ISI优化分析。计算表明,使用WOG方法开展RI-ISI后,受检焊缝数量减少55%,而相应导致的内部事件一级概率安全分析风险增量则基本为零,可以满足NNSA-0147和NNSA-0153等技术文件中推荐的风险准则。总的结论为,使用WOG方法开展核电厂管道RI-ISI优化是可行的。     

核电厂风险指引型管道在役检查方法研究及应用

本文对核电厂风险指引型管道在役检查(RI-ISI)方法开展研究。RI-ISI方法将风险见解融入到在役检查,采用风险矩阵从两个维度(管道失效可能性和管道失效后果)考虑安全重要度,提高了在役检查的有效性和针对性。将该方法应用于田湾核电站1、2号机组一回路压力边界内的管道在役检查,评价结果表明,在役检查工作量和成本得到明显降低,减少了在役检查人员的放射性照射。本文在最后给出了开展RI-ISI的一些建议。     

风险指引型在役检查优化申请的独立审核计算

本文详细介绍了环境保护部核与辐射安全中心针对风险指引型在役检查(RI-ISI)优化申请所开展的独立审核计算。在大亚湾核电厂RI-ISI优化申请的审评工作中,采用国家核安全局标准概率安全分析(PSA)监管模型,计算管段失效后果和拟实施变更后的风险增量,对申请者管段失效后果分析结果进行核算,并独立评价该申请是否满足风险可接受准则。实现了核安全监管部门对PSA应用试点项目的独立审核计算,为核安全决策提供进一步的支持,提高核安全监管的独立性、科学性和有效性。     

M310型核电厂在役检查的改进和优化

核电厂在役检查是核电厂机械设备安全运行的重要保证手段之一。本文结合国内核电厂在役检查的经验反馈,对RSE-M规范中某些技术条款的合理性进行探讨,介绍风险指引型在役检查方法的应用,并为我国M310型压水堆核电厂在役检查的优化提供建议。     

大亚湾核电站风险指引型在役检查分析

详细描述大亚湾核电站风险指引型在役检查分析的方法及实施流程,并应用该方法对大亚湾核电站1号机组余热排出系统现行在役检查进行优化。优化后,余热排出系统的检查位置和检查数量发生变化。风险指引型在役检查方法能在保持和改善公众健康和安全的同时,尽可能地减少检查数量进而减少在役检查人员的职业照射。然而,风险指引型在役检查的关键不是简单地减少检查数量或改变检查方法,更重要的是关注风险重要的管段,检查基于"降质机理"(基于原因),能够提高在役检查的效果。文章最后对风险指引型在役检查方法实施过程中一些关键问题进行讨论,为方法的应用提出若干建议。     

风险指引型技术在核电厂设备检修策略优化中的应用研究

为了提高核电厂的经济性,核电厂通过对运行管理进行优化以提高其能力因子和运行灵活性,如优化大修期间设备检修策略以缩短大修工期。本文引入风险指引型理念对核电厂设备检修策略优化方法进行研究,并以某核电厂的余热排出系统热交换器检修策略调整为例,即内部表面目视检查由当前的每2年一列交叉检查变更为每4年检查顺序检查。使用该方法进行了详细的论证与计算。通过分析认为通过风险指引型技术方法对该电厂余热排除系统热交换器检查策略调整是合适的,能继续遵守纵深防御原则且不挑战核电厂的安全裕量,变更所引入的风险是可接受的。     

核电厂风险指引型管道在役检查应用研究

简要介绍了风险指引型管道在役检查(RI-ISI)的发展现状和方法,给出大亚湾核电站RI-ISI试点研究的结果.并阐述了在国内核电厂实施RI-ISI存在的难点及建议.     

核电厂风险指引型安全分级方法对比分析

核电厂物项安全分级是核电厂构筑物、系统和设备(SSCs)相关的各项管理和规定的基础。随着核电厂运维经验积累,逐渐发现传统确定论分级方法过于保守,存在优化的空间。风险指引型安全分级在传统分级的基础上应用概率安全分析技术,明确安全重要物项,优化核电厂物项分级。研究国内外风险指引型安全分级方法及其技术路线,梳理总结为设备分级方法、非能动管道部件分级方法,并开展方法对比分析与可行性分析。初步研究表明,我国核电厂具备开展风险指引型安全分级的基础,基于合理可行的方法实现物项分级的优化,在确保核电厂安全水平的前提下提升运维经济性。     

核动力管道抗震完整性试验及分析研究

对于偶发性地震载荷过分保守的处理导致核电厂管道系统使用大量的阻尼器、支吊架而使管道系统刚性过大,使核电厂的制造、安装、在役检查及维修等费用增加。依托主管道先进设计技术和试验验证项目,完成了核动力管道系统的抗震极限承载能力试验。将试验和计算分析结果与现行规范对比,明确了当前管道设计标准的安全裕量,提出了管道系统阻尼比值与应力评价准则等参数的取值建议。     

风险监测器在运行核电站中的风险管理应用探讨

风险监测器(Risk Monitor)是概率安全分析(PSA)最重要的应用工具之一,风险监测器的使用能够优化核电站的安全系统配置和机组维修活动,在全球核电站风险指引决策领域中得到了广泛应用。随着国内风险监测器应用的深入,发现风险监测器在使用中也存在一定局限性,本文以典型核电站风险监测器为例进行探讨,阐述了风险监测器的风险阈值适合以分布的方式给定,同时从核电厂PSA角度详细分析了风险监测器计算结果对电厂真实风险的反映情况,并开发了一种结合核电厂纵深防御识别重要风险贡献项,在核电站运行期间电站人员能够更加准确识别、评价风险的流程方法,可支持风险监测器更有效的使用。     

PSA的重要度在风险指引型管理中的应用

PSA的重要度分析是核电厂进行风险指引型管理的主要方法之一。本文回顾了几种重要度的定义,重点探讨了FV和RAW重要度的含义,介绍了在役试验和设备分级活动中使用重要度对SSC分类的应用,最后讨论了目前重要度分析的局限性。     

核电厂风险指引型允许后撤时间(AOT)优化研究

核电厂风险指引型允许后撤时间(AOT)优化可以在确保安全的前提下,实现在线维修,提高安全系统维修工作的灵活性和维修质量。本文对核电厂风险指引型AOT优化方法开展研究,包括AOT优化对象的确定、传统工程分析、概率安全评价(PSA)和性能监督,针对AOT优化PSA分析过程中的关键技术进行了深入的分析,包括AOT优化对电厂安全的影响,PSA模型的修改及风险影响评估等方面。本文将该方法应用于某电厂低压安注系统的AOT优化,评价结果表明低压安注系统两列不可用时,后撤时间从31小时延长到7天是可以接受的。     

方家山核电工程一回路主设备役前检查实施优化

核电厂一回路主设备在首次装料前必须完成役前检查,役前检查一直以来被安排在一回路水压试验后实施。方家山核电工程根据工程进度情况,通过分析对比法规标准,探讨主设备役前检查与主系统水压试验之间的关系,打破以往的观念,创造性地将主设备役前检查的时机进行优化,并通过国家核安全局(NNSA)审评。按此优化方案,方家山核电工程在国内首次在一回路水压试验前实施了主设备役前检查,不但保证了水压试验顺利进行,还缩短检查工期,有效达到了优化目标。     

实时风险监测与管理中允许组态时间研究

基于实时风险监测技术获得核电厂当前组态的风险信息,用于实时风险管理,可以更好地反映核电厂状态,有效提高安全性和经济性水平。允许组态时间是实时组态风险管理中评价设备停役组态的一个风险指标。文中给出基于实时风险的允许组态时间的计算方法,以及在多个停役设备叠加情况下考虑已经停役设备的累积风险的贡献。     

风险指引方法在M310堆型核电厂设计改进中的应用研究

本文以低压安注功能的设计优化为例介绍了风险指引方法在M310堆型核电厂设计改进中的应用过程和作用。本文通过识别薄弱环节和风险重要的事故情景、以及评价设计优化方案等步骤,改进了H4管线的软硬件设施,对M310堆型核电厂的低压安注功能进行了优化,降低了原设计中存在的风险,而且该设计改进方案对核电站设计成本影响较小,但却大大提高了核电站的安全性。结果表明:M310堆型核电站可以采用风险指引方法开展设计优化以提高安全性,提升核电市场竞争力。     

基于风险指引型技术的核电厂定期试验监督要求优化研究

核安全重要设备和系统的定期试验属于核电厂纵深防御设计概念的第二层次防线范畴,其目的是通过执行定期试验来发现设备缺陷或潜在的设备问题。因此制定合理的试验周期以及试验策略对核电厂生产计划、设备可靠性以及优化大修工期具有重要影响。本文结合风险指引型技术在国内、外定期试验监督要求中的研究应用情况,提出了风险指引型技术应用于核电厂定期试验监督要求试验策略和试验周期优化的方法,并举例对上述方法进行验证。分析认为,风险指引型技术应用于核电厂定期试验监督要求优化是一套行之有效的方法,其对于提高核电运营安全性、经济性有着重要的作用,有广泛的应用前景。     

全厂断电引发的严重事故下蒸汽发生器传热管蠕变失效风险研究

全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器（SG）传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦山二期核电厂设计特点,结合蠕变失效风险模型,对全厂断电引发的严重事故后未能执行“严重事故管理导则中向蒸汽发生器注水（SAG-1）”时SG传热管的蠕变失效风险进行了研究,从而为全厂断电引发的严重事故的负面影响提供量化结果,为技术支持中心（TSC）最终决策提供参考依据。分析结果表明,全厂断电引发的严重事故后16 361 s可能出现蠕变失效;自事故后16 610 s,SG传热管出现蠕变失效的可能性均远低于稳压器波动管与热管段,秦山二期核电厂全厂断电引发的严重事故下因SG传热管蠕变失效而导致安全壳旁通的风险很小。     

反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价

根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝.依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线.在此基础上,对机组运行5 a的瞬变统计次数与设计瞬态次数进行了对比研究,采用优化疲劳分析方法对典型缺陷焊缝进行了疲劳分析与评价.评价结果表明:辅助管道核1级焊缝在核电厂运行10 a内不会发生疲劳失效.     

核电厂维修规则分析与探讨

为满足核电厂实际生产及可持续发展的需要,更好地解决安全性与经济性之间的矛盾是关键,其中风险指引型技术是构建核电高效发展体系的重要支撑。2022年6月9日,新版HAF103正式发布,明确要求核电厂营运单位应当建立维修有效性评价体系,以保证核电厂构筑物、系统和设备能在设计基准规定的所有条件下有效执行其预定的安全功能。维修规则(MR)是核电厂风险指引型应用的一块重要基石,本文调研了核电厂维修规则的提出和发展,分析了MR与核电厂运维策略、MR与核电厂设备可靠性管理之间的关系,探讨了MR与大修优化之间的关系,相关内容可为MR的开发以及MR与现有体系的融合提供参考。     

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。