中国实验快堆一级概率安全评价初因事件的确定与分组

全面描述了作为一级概率安全评价重要研究基础的初因事件的确定和归集方法。列出了所有初因事件 ,通过分析对这些事件进行了归集 ,并初步确定事件的发生频度。为更进一步地深入分析奠定了重要基础。     

混合堆系统的事件树分析

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。     

CNP1500标准设计大LOCA事故的概率安全评价研究

本文通过用事件树，故障树方法量化了CNP-1500标准设计的堆芯损伤（损坏）频率，对核电站进行风险评价和平衡设计；描述了冷却剂丧失（LOCA）事故的概率分析。采用PSA分析程序Risk Spectrum，以热段大LOCA为例，用事件树方法对初因事件及其引起的系统响应进行事故序列分析，找出可能导致其堆芯熔化事故序列。从热段大LOCA计算结果来看，CNP1500 PSA的结果是可以接受的。     

船用核动力SGTR事故安全分析

本文论述了船用核动力装置蒸汽发生器传热管断裂事故（SGTR）安全分析的重要性。并以陆奥号核动力商船为例，运用事件树分析技术，对SGTR事故进行了安全分析。得出了事故后可能导致堆芯熔化的事故序列，确定了堆芯熔化数学模型，并进行了定量化分析。最后根据对支配性事故序列和各题头事件重要度的分析，提出了降低SGTR事故导致堆芯熔化发生概率应采取的相应措施。     

ITER双功能液态锂铅实验包层系统PIE-PIT分析

ITER要求各参与国的实验包层模块在实验前必须提交安全分析报告(含确定论分析和概率论分析),进而获取安全许可证.结合中国双功能锂铅实验包层模块的具体特点,采用了假设始发事件-潜在影响表(PIE-PIT)分析方法对DFLL-TBM进行了安全评估与分析,已验证确定论安全分析所选择的三个参考事件是否可包络PIE-PIT分析得到的严重事故序列.     

部件焊接件在310℃钠中的腐蚀

CEFR的蒸汽发生器检测管由俄罗斯进口的10X2M钢与国产304L不锈钢焊接而成，其焊接区处在310℃流动钠中。诸多的快堆运行经验表明，部件的焊接处往往是部件受损的薄弱环节，因此，焊接件在高温钠中的抗晶间腐蚀性能及其相容性特征对CEFR的安全运行与安全分析有十分重要的意义。为确保快堆安全，本工作在CEFR的工况条件下进行了模拟试验，观察并分析焊接件材料与310℃钠的相容性特征及晶间腐蚀倾向，以为CEFR的安全运行及安全分析提供试验根据。     

8 CEFR放射性钠火风险分析

对CEFR的研究发现，一回路外的钠净化管道或阀门破裂将导致放射性钠火事故发生，其中309／1设备间的泄漏后果最严重。采用概率安全评价技术对该事故进行放射性风险分析，依据钠泄漏及钠火发生后相关系统的响应特性，确立了44个事故序列，建立了事件树．故障树模型。对模型进行定量分析后获得了该事件的厂内、外放射性风险，并通过对计算结果的分析，找出风险支配性因素，相应提出降低风险的措施。在整个分析过程中应用了概率安全分析软件、池式钠火分析程序及高架点源气溶胶扩散程序，获得了事故序列发生频率、钠气溶胶排放量、各种情况下高架烟囱周围3公里范围内的剂量分布等定量分析指标。     

模块式小型压水堆ATWS典型初因事件研究

未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点与大型压水堆核电厂差异较大,其ATWS典型事故选取也有所差异,需结合模块式小型压水堆的特点对其ATWS的典型初因事件进行筛选研究。本文从压水堆标准规范出发,结合核电厂ATWS事故的一般要求,采用RELAP5/MOD3.2程序为分析工具,对模块式小型压水堆Ⅱ类瞬态进行了典型ATWS事故的分析,限制准则为,维持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。结果表明,模块式小型压水堆后果最为严重的ATWS初因事件为失电和控制棒失控抽出两个事故,从而最终确定了此类堆ATWS的典型初因事件,为安全分析报告的编制提供了支持。     

基于结构重用的事件树复杂边界条件处理方法

事件树分析是核电厂概率安全分析中最常用的方法之一,在运用该方法进行定性定量分析时首先需要将模型中的序列/后果链接形成相应的序列/后果故障树,该过程中一般通过边界条件和成功分支处理准则等设置来保证最终故障树达到指定要求。为解决由于复杂边界条件设置导致的最终故障树结构冗余问题,本文提出了一种基于结构重用的事件树复杂边界条件处理方法。经大量实例验证,该方法完全正确,可显著提高概率安全分析软件事件树分析速度,并为核电厂的实时风险分析提供了技术基础。     

基于特征事件序列的船用核动力系统故障诊断方法研究

针对船用核动力系统工况多变、故障概率高、操纵员支持手段匮乏等问题,提出一种基于特征事件序列的故障诊断方法。在分析大量运行数据的基础上,通过定义特征事件序列来提取不同类型故障特征,并构建各种典型事故的标准特征事件序列谱。当系统运行发生故障时,按特定算法实时提取系统当前事件序列特征,将其与标准特征事件序列谱比对,通过计算相似度,辨识引起系统异常的初因事件。经试验验证,该方法可辨识初因事件的程度,并定位其相对位置,与传统数据驱动的方法相比,具有易追溯、可解释等优点,因而更具研究和推广价值。     

CEFR一级事故排钠罐及储钠罐焊接件的腐蚀验证试验

该试验的主要任务是:对CEFR一级事故排钠罐(304 S.S.)及储钠罐(OCr18Ni9 S.S.)的焊接区和热影响区进行在CEFR工况条件下的摸拟试验,观察并分析材料与高温钠的相容性特征,尤其是晶间腐蚀,为CEFR的安全运行及安全分析提供试验根据。     

铀纯化转化设施始发事件分析

始发事件分析是概率安全分析的基础,对始发事件进行定量化评价是概率安全分析获得量化风险结果的必要条件。本文采用工程评估和演绎分析相结合的方法识别了典型铀纯化转化设施的始发事件,根据设施安全保护措施的异同将始发事件分为5组,并对铀纯化转化设施主要关注的UF₆泄漏事件采用事件树分析法进行事故序列分析,得到UF₆泄漏事件序列和相应的频率。     

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。     

核电站风险概率评价

本文说明核电站风险概率评价(PRA)的目的、时机、所需资料与人员以及研究对象。简述了用功能事件树、系统事件树确定事件列,用故障树推导系统模型的方法。最后给出一些事故发生频率的统计数据。     

CEFR放射性钠火风险分析

对CEFR的研究发现,一回路外的钠净化管道或阀门破裂将导致放射性钠火事故发生,其中309/1设备间的泄漏后果最严重。采用概率安全评价技术对该事故进行放射性风险分析,依据钠泄漏及钠火发生后相关系统的响应特性,确立了44个事故序列,建立了事件树-故障树模型。对模型进行定量分析     

固态钍基熔盐堆概率安全评价始发事件分析研究

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。     

对中国实验快堆(CEFR)某些系统和设备核安全分级的探讨

简要叙述了先进堆型模块式高温气冷堆(MHTGR)、先进沸水堆(ABWR)和中国实验快堆(CEFR)的良好安全特性并给出了它们某些系统和设备安全级别与现行压水堆PWR和沸水堆BWR的比较。据此,并通过对CEFR三回路、通风系统和柴油发电机组等安全功能的分析,从而对它们的安全分级提出了建议。     

时间事件树在高温气冷模块反应堆示范电站设计阶段的应用

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。     

秦山核电站燃料元件考验回路PSA

秦山核电站燃料元件考验回路是为了考验秦山核电站燃料元件而设计的,它安装在重水研究堆上。运用概率安全评价方法(PSA)对考验回路进行分析,其目的是为了估价它的安全性和评价此回路的设计。分析的步骤和模式与核电站的PSA相同。主要步骤是熟悉此系统,调查和选择初因事件,建立事件树、故障树,收集数据,定性分析、定量分析和结果分析。分析仅限制在考验回路的初因及正常运行时考验回路操纵员可能的失误。分析结果:事故发生的总频率小于10~(-4)a~(-1),此事故发生频率作为考验回路安全运行是可以接受的。对考验回路的设计提出改进意见,特别是关于操纵员的人因失误。     

3 CEFR不锈钢波纹管焊接件在高温钠蒸气中的腐蚀验证试验

CEFR运行时，一次泵和中间热交换器支撑上的及大旋塞上人孔通道中的不锈钢波纹管均处在高温钠蒸气介质中，波纹管的焊接区在快堆运行工况下是否会发生晶间腐蚀，这直接关系到CEFR的安全运行，必须给予足够的关注。为此，在CEFR的工况条件下进行了摸拟试验，观察并分析焊接件材料与高温钠蒸气的相容性特征及晶间腐蚀倾向，为CEFR的安全运行及安全分析提供试验根据。