核电站风险指引设备分级的试点研究

风险指引设备分级通过定量化的概率风险分析、纵深防御的确定性分析和敏感性分析3个步骤来综合评估设备的安全重要性.重点研究了风险指引设备分级中的确定性分析评估方法,研究建立了一套改进的风险指引设备分级流程,并以大亚湾核电站的辅助给水系统、安全壳喷淋系统和设备冷却水系统为对象进行试点研究,验证了改进的设备分级流程是合理、有效的.     

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。     

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。     

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。     

关于EPRI型风险指引管道在役检查优化方法的探讨及改进建议

当前国内核电厂普遍采用EPRI型方法开展风险指引管道在役检查优化,其需要完成管段失效可能性分析、管段失效后果分析及风险增量计算等工作,对此,本文开展探讨研究并论述其中可能存在的问题。此外,通过对风险指引型分级方法理念及WOG风险指引型管道在役检查优化方法的简要介绍和探讨,本文提出不断提高管段失效可能性计算水平的要求以及结合使用风险减少因子(Risk Reduction Worth,简称RRW)和风险增加因子(Risk Achievement Worth,简称RAW)完成管段失效后果分析的改进建议,以在我国当前技术水平条件下,找出一套能够恰当评价核电厂风险变化的在役检查优化方法。     

浅谈风险指引型核安全法规体系

简要介绍了我国核安全法规的来历和发展现状,分析了现行核安全法规存在的不足。同时介绍了风险指引型安全管理方法的发展、现状以及所取得的成就,说明风险指引是核安全法规未来改进的方向。结合美国正在进行的构建风险指引型核安全法规体系的发展计划,讨论了新法规体系的原则及其特点。最后根据现实情况,就我国推行风险指引型安全管理和构建风险指引型核安全法规体系,提出了一些建议。     

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。     

基于风险指引安全分级的维修规则实施方案

近年来,美国核电厂的业绩始终保持世界领先水平,维修规则的实施起了很大的作用.本文研究了美国核电厂实施维修规则的法规要求以及实施方法,结合我国正在研究中的风险指引安全分级及其处理方法,提出了适用于我国的核电厂维修规则实施方案.     

核电站常规设备质量保证分级方法

根据系统、规范的质量保证分级方法对设备进行分级,可以合理地分配有限的资源,确保核电站关键设备的质量.本文结合对我国岭澳核电站一期工程项目中常规设备的分级方法的介绍,分析了分级的目的,对岭澳一期项目中常规设备分级中存在的问题,给出了既能实现合理分配资源,又具有较强可操作性的核电厂常规设备分级方法.     

关于核电厂可靠性保证大纲的核安全审查探讨

核电厂可靠性保证大纲对于提升设备的可靠性、可用率、可维修性和经济性具有重要作用。在设计阶段,对于风险重要的SSCs进行分析、归类,确定合理可行的可靠性参数指标,并在每一个阶段制定严格的质量控制措施,整体SSCs的累积可靠性会大幅提高,从而电厂的安全性和经济性会不断改善。通过分析当前国内外的可靠性法规要求,结合最新的研究成果和技术见解,整理提出了设计可靠性保证大纲的构成要素,并就大纲的审查问题进行了分析探讨,提出了一些建议措施供监管部门和设计单位参考。      

秦山核电厂SRCM的应用实践

文章简要介绍了SRCM的主要工作流程,包括确定系统功能、通过系统功能故障分析识别关键／重要功能、通过FMEA分析识别关键／重要设备、根据设备故障机理分析进行预防性维修任务的选择。同时,针对几个特殊SSC的分析给出了思路。最后,文章提出有待完善的几个方面。     

基于分离变量的地震PSA相关性分析方法研究

为解决现有地震概率安全评价（PSA）相关性分析简化假设存在的问题,建立更准确反映核电厂构筑物、系统和部件（SSC）地震相关性的分析方法,对基于分离变量的易损度相关性分析开展了研究。结合易损度模型对分析方法进行了理论推导,并对方法的实施过程进行了介绍。利用该方法对不同条件下SSC的联合失效开展案例分析,得到了联合失效的易损度曲线和失效频率分析结果,并与现有相关性简化假设得到的结果进行了对比。研究结果表明,基于分离变量的地震PSA相关性分析方法能弥补现有方法的不足,支持核电厂地震PSA开发和应用。     

基于二元重要度的设备分级技术

现有的概率论设备分级方法在重要度方法选取、计算方法和分级限值制定等方面存在不足.本文把二元重要度决策法与叠加性转移模型相结合.以基于后果的风险评判为标准,为上述问题的处理提供了合理的理论依据.在秦山二期扩建核电站概率安全分析模型的基础上,验证了二元重要度分级方法的正确性.     

IR-360 nuclear power plant safety functions and component classification

The IR-360 nuclear power plant as a 2-loop PWR of 360 MWe power generation capacity is under design in MASNA Company. For design of the IR-360 structures, systems and components (SSCs), the codes and standards and their design requirements must be determined. It is a prerequisite to classify the IR-360 safety functions and safety grade of structures, systems and components correctly for selecting and adopting the suitable design codes and standards. This paper refers to the IAEA nuclear safety codes and standards as well as USNRC standard system to determine the IR-360 safety functions and to formulate the principles of the IR-360 component classification in accordance with the safety philosophy and feature of the IR-360. By implementation of defined classification procedures for the IR-360 SSCs, the appropriate design codes and standards are specified. The requirements of specific codes and standards are used in design process of IR-360 SSCs by design engineers of MASNA Company. In this paper, individual determination of the IR-360 safety functions and definition of the classification procedures and roles are presented. Implementation of this work which is described with example ensures the safety and reliability of the IR-360 nuclear power plant.     

核设施安全监管分类阈值修订研究北大核心CSCD

对核设施安全监管分类阈值制订背景和所依据技术文件进行分析,重点研究所参考的美国能源部相关标准升版中主要考虑因素,及其对我国核设施分类阈值修订的适用性,并提出相关修订建议。     

核电厂重大设备健康状态的模糊综合评价方法

针对核电厂重大设备管理细则、设备运行特点和要求,提出了核电厂的重大设备健康状态综合评价方法。根据核电厂设备状态监测特点,建立了基于监测任务的多层次指标体系模型。基于设备零部件潜在故障模式分析故障现象,分析设备监测任务,并构建监测任务隶属度函数模型。总结专家实际评估经验,提出指标权重由所辖多个监测任务共享,由劣化最严重的监测任务继承权重,得到设备的指标状态;通过改进的层次分析法,分配各指标的初始权重,并提出基于指标状态等级的分级变权理论模型,均衡考虑关键指标的恶化情况。将建立的评价方法应用于核岛主泵轴封系统健康状态评估,结果表明该方法可靠实用,能够有效表征重大设备的实际运行健康状态。      

CDFM方法在秦山核电厂SMA中的应用

抗震裕度评价（SMA）是核电厂地震安全评价的方法之一,而计算构筑物、系统和部件（SSC）的高置信度低概率失效（HCLPF）值是开展抗震裕度评价的重要内容之一。本文介绍了HCLPF值的定义和计算HCLPF值的保守的确定论失效裕度（CDFM）方法。结合秦山核电厂抗震裕度评价,以应急柴油发电机组和主控制楼为例说明了CDFM方法在核电厂SMA中的应用。通过计算得到了大部分SSC的HCLPF值,为秦山核电厂SMA工作的顺利开展奠定了基础。