中国实验快堆一级概率安全评价--事件树的建立

基于前期对初因事件的确定和归集研究，根据初因事件组的特征及对各初因事件序列的初步分析，确定了中国实验快堆(CEFR)一级概率安全评价(PSA)报告所要建立的事件树数目、各事件树的题头事件、事件序列后果的分类等。最后，根据CEFR具体安全设计特征创建了完整的事件树，为后续事件序列的深入分析奠定了重要基础。     

RiskA事件树模型转换模块的研发

我国的核电行业大多采用国外商用PSA软件作为其概率安全分析工具,其中Risk Spectrum是国内目前应用最广泛的PSA软件。RiskA是FDS团队自主研发的具有完全自主知识产权的大型集成概率安全分析可靠性软件系统。为了保证核电站PSA事件树模型的可靠性,在深入分析Risk Spectrum、RiskA的事件树存储结构基础上,设计并开发了事件树模型识别模块,该模块能够实现Risk Spectrum事件树模型向RiskA事件树模型的自动转换。     

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。     

球床模块式高温气冷堆核电站的概率安全分析框架

通过对国际上相似堆型概率安全分析(PSA)框架的调研,结合球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)自身设计特点,提出以始发事件为起点,以事件序列为主干,以释放类为终点的HTR-PM的PSA一体化事件树框架.分析表明,HTR-PM在PSA框架上的特点主要由其设计特点决定.     

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。     

秦山二期扩建工程PSA项目工作任务分析

参照新版HAF102的要求，秦山二期扩建工程设计中将应用概率安全分析(PSA)方法作为确定论分析方法的辅助和补充。本文简要介绍了秦山二期扩建工程PSA项目的工作目标和工作范围，并详细分析了PSA项目的具体工作任务，即1级PSA和简化的2级PSA。1级PSA的工作任务包括始发事件的定义和选取、事件树分析、系统热工水力学分析、系统故障树分析、人因可靠性分析、共因失效分析、编码系统、数据分析与评价、事故序列定量分析和分析结果及评价：简化的2级PSA工作任务包括导致堆芯熔化的主导事故序列分析、安全壳事件树和向环境释放的放射性源项。     

秦山核电厂PSA模型开发及其应用前景展望

核电厂事故风险是核安全的核心问题,PSA是目前公认的定量评价核电厂风险的最佳方法.秦山核电厂PSA项目组采用事件树与故障树相结合的方法,已基本开发出反映秦山核电厂设计、运行、维修和管理实际状态的PSA模型,并采集到相应的可靠性数据.秦山核电厂以PSA模型为基础,拟把PSA的成果应用到设计变更、维修计划、定期试验和设备分级等诸多领域,使PSA技术不仅在电厂的安全性、可靠性方面作出有益的贡献,而且在提高电厂的可利用率及经济性方面也起到积极的作用.     

基于概率安全评价重要度分析的提升核电厂设计阶段经济性研究

概率安全评价(PSA)是以概率论为基础的风险量化评价技术,在核电厂设计阶段,当前通常用于评价核电厂的风险、发现设计上的薄弱环节、提升电厂安全性.本文从PSA重要度和敏感性分析结果的角度,探讨在核电厂设计阶段采用PSA提升经济性的方法.     

连载讲座 轻水堆概率安全评价（PSA）入门 第3讲 内部事件1级PSA

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。     

铀浓缩系统事件/事故的思考与始发事件选取研究

本文对世界铀浓缩系统主要事件/事故进行了总结与思考,基于铀浓缩系统的相关设计,采用概率安全评价(PSA)技术中主逻辑图推导法,初步找出始发事件,为下一步国内铀浓缩系统的PSA工作和安全分析工作提供依据。     

西安脉冲堆概率安全分析技术要点及分析框架研究

针对西安脉冲堆（XAPR）自身设计特点及安全特性,研究了XAPR概率安全分析（PSA）的技术特殊要点,提出了XAPR PSA分析框架及技术要素具体实施方法。最后以XAPR堆水池中破口失水事故为始发事件,验证了XAPR PSA研究思路。分析表明:以始发事件为起点、事件序列为主干、放射性释放类为终点的一体化事件树结构分析框架适合于XAPR PSA。      

多模块高温气冷堆地震概率安全分析关键技术研究

高温气冷堆核电厂采取多个反应堆模块匹配1个汽轮机的设计方式,即1台高温气冷堆机组会包含多个反应堆模块,这使多个高温气冷堆模块在地震外部事件下存在明显的相关性,因此在利用概率风险分析方法来全面地识别和评价高温气冷堆的地震风险时,需要从机组的角度充分考虑和模化机组内多个反应堆模块间的相关性。高温气冷堆示范电站已完成了较为完整的单模块地震概率安全分析,本文将以该分析结果为基础梳理出高温气冷堆多模块地震概率安全分析的关键技术要素并进行研究,研究内容包括多模块事件序列建模和地震相关性失效评价等关键技术,并针对多模块高温气冷堆提出了应用策略。然后以双模块设计的高温气冷堆示范电站为对象,以地震导致丧失厂外电始发事件为代表,对多模块高温气冷堆地震概率安全分析进行了实例分析获得远低于概率安全目标的释放类频率,且分析得到了高温气冷堆多模块事件序列建模策略与地震相关性失效的评价路线可行这一重要结论。     

Application of PSA Methodology to Design Improvement of JAERI Passive Safety Reactor (JPSR)

A probabilistic safety assessment (PSA) technique was applied to the design of JAERI Passive Safety Reactor (JPSR). A PSA was performed to clarify safety features and identify vulnerabilities of the original design. Based on the PSA results and considering thermal-hydraulic analyses and experiments, the JPSR design was improved to enhance plant safety. The improved design was re-evaluated with the PSA. Initiating events selected in this study were: large-break LOCA, medium- and small-break LOCAs, SGTR, main steam line break, loss of offsite power, loss of feed water, and other transients. Fault tree analyses were used to evaluate the system unavailabilities. The total core damage frequency due to internal events was estimated to be less than 10^?7/RY. The contribution of high frequency non-LOCA events could be significantly reduced by the design modification. The dominant initiating event was the small break LOCA and the dominant sequence was the failure of residual heat removal system. The present study indicated that the improved JPSR design has sufficient safety margin and the PSA methodology is very effective to improve reactor safety systems in a conceptual design phase.     

西安脉冲堆满功率运行工况内部始发事件一级概率安全评价

针对西安脉冲堆(XAPR)2 MW满功率运行工况,建立了内部始发事件一级概率安全评价(PSA)模型,对始发事件识别、事故序列分析及可靠性数据处理等进行了研究。应用小事件树-大故障树方法,在Risk Spectrum平台上完成XAPR堆芯损伤事故序列的定量分析。结果表明,XAPR内部事件导致的堆芯损伤频率(CDF)为4.14×10~(-6)/(堆·年),对CDF贡献最大的为堆水池堆芯高度处大破口失水事故,支配性事故序列是大破口失水事故后紧急排水系统失效。研究结果证明XAPR具有较高的安全性。     

Assessment methodology for confidence in safety margin for large break loss of coolant accident sequences

Deterministic Safety Analysis and Probabilistic Safety Assessment (PSA) analyses are used to assess the Nuclear Power Plant (NPP) safety. The conventional deterministic analysis is conservative. The best estimate plus uncertainty analysis (BEPU) is increasingly being used for deterministic calculation in NPPs. The PSA methodology integrates information about the postulated accident, plant design, operating practices, component reliability and human behavior. The deterministic and probabilistic methodologies are combined by analyzing the accident sequences within design basis in the event trees of a postulated initiating event (PIE) by BEPU. The peak clad temperature (PCT) distribution provides an insight into the confidence in safety margin for an initiating event.     

故障树向二元决策图的转换算法

Living PSA(Living probability safety analysis)技术已引起核电业主和核安全当局的广泛重视,该技术要求能快速准确地反映核电厂实际运行状态。因此,基于对新型的可靠性分析算法——二元决策图(BDD)的研究和概率安全分析程序NFRisk的编写经验,介绍了二元决策图的基本概念,故障树向二元决策图转换时的基本事件的排序算法,以及将故障树转换成顶事件的二元决策图的算法。这些算法均已应用在NFRisk程序中,并被证明具有良好的计算性能。     

Study on construction of loss of component cooling water system initiating event fault tree for fire event PSA

ABSTRACT

In this study, the construction of the loss of component cooling water system (LOCCWS) initiating event (IE) fault tree (FT) for an actual fire event probabilistic safety assessment (PSA) model of the Korean reference nuclear power plant considering only IE initiators was validated. The quantification results of the LOCCWS accident sequences obtained using an LOCCWS IE FT model with only initiators are similar to that with initiators and enabling events. This confirmed that the LOCCWS IE FT for an actual fire event PSA model could be constructed by considering only IE initiators. In addition, the same LOCCWS accident sequences were quantified assuming that fire triggering only the LOCCWS IE leads to reactor shutdown. Compared with the quantification result obtained based on the assumption that any fire included in the fire event PSA leads to reactor shutdown, the core damage frequency (CDF) can be reduced. Thus, it can be concluded that there is a possibility of underestimation of CDF when the LOCCWS IE FT model with only initiators is used and the assumption that fire triggering only the LOCCWS IE results in reactor shutdown is employed for the quantification of LOCCWS accident sequences.     

Effect of uncertainties in best-estimate thermal hydraulic analysis on core damage frequency for PSA

Generally, thermal hydraulic (TH) analyses have been performed as part of a probabilistic safety assessment (PSA) to construct event trees and to evaluate success criteria. Even though an accident scenario in an event tree for PSA is exceedingly dependent on many uncertainty parameters, TH analysis in PSA, up to now, has been performed without considering the uncertainties for the important parameters. In the present study, TH analysis was carried out using the MARS code to simulate the large break loss of coolant accident (LBLOCA) which is one of the event sequences of level 1 PSA in an optimized power reactor 1000 MWe (OPR1000). First, the phenomena identification and ranking table (PIRT) for LBLOCA were established, and the candidate parameters were set-up. Once the input file for the MARS code was made with consideration of the uncertainties of the candidate parameters, and a parameter assessment was carried out with the MARS code to rank the candidate parameters according to the effect on peak cladding temperature (PCT). For the five highest-ranking parameters resulting from parameter assessment, the probability density function (PDF) of PCT was derived by the response surface method (RSM), and comparative Monte Carlo calculations were also performed to assess the accuracy of the RSM. As a result, it was shown that by considering the uncertainties of the TH analysis, the accident sequence, which had filed in the PSA result in the established PSA results, had a possibility of succeeding, and thus, be able to modify the core damage frequency (CDF).     

大事件树/小故障树方法在船用核动力装置给水管道大破口事故评价中的应用

介绍了大事件树/小故障树方法的原理、小事件的划分依据和规则、大事件树的建立规则以及大事件树的模块化方法等.使用上述方法完成了某船用核动力装置满功率工况下给水管道大破口事故的概率安全评价(PSA),确定了该事故工况下对堆芯损毁有主要贡献的因素,识别了系统的薄弱环节.应用结果表明:该方法具有直接体现支持系统与前沿系统的相关性并评价支持系统重要性等优点.