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始发事件分析是反应堆概率安全评价的起点。本文以10 MW固态钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR-SF1)为研究对象,采用主逻辑图分析方法,基于TMSR-SF1的最新概念设计,在参考已有氟盐冷却高温堆、高温气冷堆和钠冷快堆的始发事件清单和始发事件分析理论的基础上,针对TMSR-SF1始发事件分析进行初步探索研究,初步确定了TMSR-SF1的始发事件清单,共得到了TMSR-SF1的37个始发事件(功率运行情况下),并按照故障类型分类的方法对这些始发事件进行分组,共分为6组。为TMSR-SF1下一步的深入分析研究始发事件及其概率安全评价(Probabilistic safety assessment,PSA)中事故序列分析奠定了重要基础,也为安全分析的完整性提供了支持。 相似文献
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多堆厂址一级概率安全评价(PSA)研究中,机组数目的增加使得建模工作量剧增,给整个核电厂的风险评估带来困难。结合已有基础,本文研究了多堆厂址始发事件分析的筛选方法,提出利用堆芯损伤频率(CDF)上下限值评估方法,分析厂址内不同机组数对厂址CDF的影响。结果表明,双机组厂址适合优先进行具体分析。针对双机组核电站,对多堆厂址内各始发事件进行筛选。结果表明,丧失厂外电、丧失热阱等事件适合建模分析,并对其他筛选结果给出后续分析建议,为多堆厂址一级PSA后续事故序列建模工作提供了重要基础。 相似文献
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混合堆系统的事件树分析 总被引:1,自引:0,他引:1
本文介绍概率风险评价(PRA)在聚变-裂变混合堆中的应用,用事件树对混合堆系统进行了分析,根据合肥聚变-裂变实验混合概念设计的特点,对几个典型的初因事件导致的事件序列进行了概率分析计算。结论表明,该设计是安全合理的。本文工作对于深入认识混合堆系统的安全设计提出了益的建议。 相似文献
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介绍了大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则,重点是大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则的组成和特点,并对福岛核事故后大亚湾和岭澳核电厂所做的改进进行了介绍. 相似文献
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电站设计阶段具有多种不确定性、反复性和复杂性,概率安全分析(PSA)存在一些困难。为解决诸如设计的更改对PSA造成的影响、设计人员与PSA人员间的信息不一致等困难,设计了一种时间事件树。在一棵时间事件树中,除反映事故发展进程和逻辑关系外,与传统事件树相比,它还可明确反映安全系统、信号、人的动作等投入的时间点、持续工作的时间长度。这种事件树是设计人员与PSA人员间沟通的桥梁,使得两者的信息保持一致,从而更加有效地发挥PSA在电站设计阶段的作用。 相似文献
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绝大多数核电厂概率风险评价均以单个反应堆为单位,安全目标的制定也是如此。事实上,同一场址(site)上有多座核电厂(plant)、同一厂址(plant)上有多个反应堆(reactor)的情况并不罕见。为将概率风险评价从单个反应堆推广至整个场址,本文在定义场址风险的基础上,针对始发事件展开分析,给出其分类及识别方法建议。分析表明,多堆场址的始发事件可归入2类单堆始发事件,以及3类多堆始发事件。此结果是开展多堆场址概率风险评价的第1步,具有重要价值。 相似文献
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《核动力工程》2017,(5):81-85
概率阈值法存在定位分支生成时间点不精确,建立的离散动态事件树具有较大时间不确定性等问题。针对概率阈值法存在的不足提出相应的改进措施——精确概率阈值法。通过分析动态水箱发现:在概率阈值为0.99的条件下,精确概率阈值法的总节点数比概率阈值法少25%,事故节点数仅少2.7%,计算时间缩短了37.7%,证明精确概率阈值法对事故节点的分析效率更高;精确概率阈值法得到的总事故概率比概率阈值法小33.6%,对于水箱干涸事故其留给操作人员采取措施干预事故发展的时间窗口更长;并且精确概率阈值法建立的离散动态事件树显示出更多的演化路径,反映了更多的事故信息,利于全面掌握动态水箱的事故演化过程,更适合研究系统的运行动态特性。 相似文献
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液态金属冷却剂在给反应堆带来运行安全与热效率优势的同时,也给反应堆带来了复杂的换料系统,其中大型液态金属反应堆采用的湿式乏燃料贮存桶是乏燃料卸料过程的核心设备,临时装载了大量的乏燃料组件,具备一定的安全风险。本文采用概率安全分析(PSA)方法对乏燃料贮存桶进行风险评价,通过运行状态分析、始发事件分析、事故序列分析以及简单的定量化,初步获得其导致乏燃料组件发生损伤的事故序列和最小割集,识别了关键系统与设备。结果表明,相对于反应堆本身的风险,乏燃料贮存桶本身风险虽低但依然不可忽略,且风险评价结果对反应堆的运行方式以及清洗系统的可靠性较为敏感。此外还对该系统的设计改进与安全优化进行了讨论。 相似文献
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液体燃料反应堆(简称溶液堆)与传统固体燃料反应堆在安全设计和运行特性等方面存在重大差异,无法仅按照现有以确定论为核心的设计方法进行安全设计,必须在设计之初引入概率安全分析(PSA)技术。由于燃料形态、安全屏障及缓解系统等与固体燃料反应堆的差异,传统以堆芯损坏为核心的反应堆PSA技术无法直接适用于溶液堆。在调研国内外传统研究堆、溶液堆及乏燃料后处理厂相关要求及分析技术后,以我国正在研发的医用同位素试验堆为对象,提出了溶液堆PSA安全目标,并建立了PSA技术框架,为该类型反应堆PSA的开展和安全审查奠定基础。 相似文献
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1 前言
本文为概率安全评价(PSA)第3讲,主要讨论运行核电站内部初因事件所涉及的1级PSA。正如第1讲阐述的,1级PSA用于研究未造成堆芯损坏的事故工况,并评价其发生频率。根据1级PSA的评价结论和堆芯损坏频率可弄清楚重要的事故状态、设备故障和人员差错等的影响。另外,如第2讲所示,1级PSA技术被应用于各种安全管理、安全规章制度的领域。以下对1级PSA的方法进行叙述,关于各种方法的详细说明、实施例以及停堆工况的PSA,请参阅本文所附的参考文献。 相似文献
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从振动、腐蚀和有机材料材质三大方面对国内外核电厂设备加速老化现象进行了阐述。根据大亚湾和岭澳核电厂的特点,提出了目前核电厂常规岛可能存在的加速老化问题和主要影响因素,并对如何发现和准确评估已存在的老化现象,以及如何分析和研究加速老化现象和具体的解决措施进行了详细介绍。 相似文献
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对大亚湾核电站1993/2003年所有人因相关执照运行事件进行了原因分类、趋势分析,并重点分析了电站人员在遵守和执行规定与规程方面的不足,为核电站改善人的行为提供方向性参考。 相似文献
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