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。      

动态可靠性评价方法在AP1000核电厂严重事故中的应用研究

动态可靠性评价方法能模拟系统状态发生连续或多重变化的情况,是核电厂概率安全研究的一个新发展点。本文利用动态可靠性评价方法,使用严重事故程序MAAP对AP1000核电厂全厂断电事故进行分析,并将动态可靠性评价结果应用于二级概率安全评价（PSA）分析,最终评价对放射性裂变产物的影响。研究结果表明,系统动态特性对核电厂PSA的分析结果有一定影响,且动态可靠性评价过程可挖掘更多信息,有利于更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性。     

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。     

秦山核电站安全壳喷淋系统的可靠性预测

1975年美国发表的“反应堆安全研究”(WASH-1400)报告,提出了一套完整的概率风险评价法(简称P.R.A),以美国商用核电站为例定量计算出核电站的事故风险值,并与非核风险进行了比较,结果表明核电站是十分安全的能源系统。从此P.R.A应用于核安全可靠性分析的重要性日益为人们所认识。     

核电厂运行的安全目标

描述了核电厂安全目标的定义、种类和形式，阐述了安全目标的分解以及安全目标的应用与评估，并以美国核管会（ＮＲＣ）的核电厂安全目标为例，讨论了在安全目标的发展和实际应用中可能存在的总理２及其解决途径。     

核电厂安全壳近场地震动下易损性分析

安全壳结构作为核电厂最重要的结构之一,其地震易损性是核电厂结构概率地震安全评价工作中关注的重点。结合非线性有限元分析技术和增量动力分析方法,对核电厂安全壳在近场地震动作用下的易损性展开分析。此外,为克服传统基于顶点位移的安全壳结构整体损伤指标的局限性,本文提出了基于能量的整体损伤指标,并验证其有效性。最后提出了考虑地震易损性参数统计不确定性的易损性曲线构造方法。研究结果表明:本文提出的安全壳结构整体损伤指标能很好地反映安全壳结构整体变形特性,并且其变异性小于基于顶点位移整体损伤指标的变异性。统计不确定性对安全壳结构不同损伤性能水准下对应的易损性曲线的整体影响可以忽略,但对易损性曲线下尾部分有一定影响。      

徐大堡核电厂严重事故后公众辐射风险分析

目前我国还没有制定核电厂严重事故后公众辐射风险的可接受性准则。本文提出了一种核电厂辐射风险评价方法,并结合我国徐大堡核电厂的厂址气象条件和人口数据,依据相应机型的二级PSA分析报告,使用MACCS程序对严重事故后公众辐射风险进行分析,并与美国、英国的风险评价准则进行比较,对我国风险可接受性准则的制定有一定参考意义。     

加拿大核电厂可靠性工程技术应用的特色

本文对加拿大核电厂可靠性工程技术的应用情况从如下几个有特色的方面进行简要论述,包括加拿大核安全法规对核电厂可靠性的要求,CANDU堆PSA的发展,设备可靠性数据库的维护,强制性定期试验管理,专设安全系统运行可靠性监测.     

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。     

核电厂风险指引管理研究

风险指引管理是确定论与概率论方法相结合的一种新的安全管理模式.为了促进我国这项工作的开展,有必要对国内外的相关法规、标准和实践进行全面和系统的研究.本文介绍了核电厂风险指引决策的基本原则、方法与风险接受准则,讨论了风险指引决策对概率安全评价(PSA)的要求,并对我国核电厂采用风险指引管理提出了建议.     

大型核电厂电力系统可靠性分析

广东大亚湾核电站１９９４年内并网发电，大型核电站的事故管理及可靠性分析问题已作为紧迫项目提到了核能管理的议事日程上，本文仅就百万千瓦级核电厂的重要事故之一－全厂断电事故进行分析并提出优化设计措施以提高全厂抗断电能力，从而提高供电系统的可靠性，增强核电厂的安全性和经济性。     

核电厂风险管理活动中的PRA质量要求

基于美国核管理委员会(NRC)推行的在核电厂运用的概率安全评价(PRA)技术,介绍PRA质量的含义、NRC在应用PRA过程中提出的分阶段提高PRA质量的方法以及相应的管理导则。结合国内现状,给出提高PRA质量的可接受方法。     

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。     

非能动安全壳热量导出系统设计方案及评价

非能动安全壳热量导出系统（PCS）是华龙一号（HPR1000）设计用来应对超设计基准事故工况的安全系统。本文描述了该系统总体配置方案的形成过程,分析了系统在缓解超设计基准事故工况及严重事故工况时的有效性,并从概率安全分析指引的角度,分析了系统对核电厂堆芯损坏频率和放射性物质大量释放频率的影响作用。结果表明：PCS对于提升HPR1000的严重事故预防和缓解能力具有明显的效果,可有效提升HPR1000的安全性。     

钠冷快堆换料系统可靠性研究

由于中子通量以及冷却剂运行温度高,钠冷快中子反应堆（简称钠冷快堆）的换料周期较一般轻水反应堆短。同时,换料过程中隔绝空气的要求以及换料设备本身的复杂性,钠冷快堆只能逐根进行换料,使得总的换料时间较轻水反应堆长。本文采用失效模式与影响分析、故障树分析等方法对典型钠冷快堆换料系统各部分的可靠性进行评价,获得了换料系统每次换料期间的失效概率。基于换料系统各部分失效的影响、失效概率以及恢复时间,分析了换料系统不同失效模式对反应堆运行效率的影响。     

核电厂风险监测器系统开发

介绍了风险监测器的概念和功能,根据其功能需求开发了基于浏览器/服务器架构的风险监测器系统。结合某核电厂风险监测器模型对本系统进行了应用。结果表明,本文开发的风险监测器系统能较好地完成系统功能,正确反映核电厂状态并为核电厂人员制定运行决策提供支持。     

核电厂起火频率分析

通过研究美国核管理委员会(NRC)和电力研究院(EPRI)的《核电厂的火灾概率风险评价方法》,介绍了核电厂内部火灾概率安全评价(PSA)过程中,各类点火源起火频率的分析方法和步骤。以大亚湾核电厂的主变压器为例,介绍了起火频率的具体分析过程。经定量计算分析,大亚湾核电厂主变压器的起火频率是4.32×10-3/(堆.年),是反应堆堆芯损坏频率(CDF)的203倍。一旦起火,发生破坏性火灾的概率高达83%。     

核电厂功率工况异常重要性判定模型的开发

核电厂异常重要性判定程序（SDP）是由美国核管会（NRC）首先使用的一种基于风险指引型的安全事项重要性判定工具。运用此方法,核安全监管人员对核安全相关事项进行筛选和评估,进而给出其风险重要性程度。本文对已有的PSA模型进行简化,开发了功率工况SDP第2阶段判定模型,对该模型进行了验证。验证结果表明,该模型满足核安全监管人员的使用要求,能够对核电厂事项进行快速有效的风险重要性判定。