风险指引型设备分级方法研究

风险指引型设备分级是综合确定论和概率论的分析结果对设备进行重新分级的一种方法.它可以使核电厂将资源更合理地分配到安全重要度高的设备上,同时节省大量的采购及其他相关费用.文章介绍了风险指引型设备分级的分析方法和过程,并以大亚湾核电站辅助给水系统为例对这种方法进行了研究.     

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。     

美国"改进低活度放射性废物规章和管理"简介

介绍了美国关于改进低活度放射性废物规章和管理的研究结果,详细介绍了美国低活度放射性废物管理实践,包括风险指引管理方法的主要内容及流程、执行风险指引实践、风险指引方法实践,以及方法与未改进时的比较等.     

基于离散动态事件树的风险指引的安全裕度分析方法研究

风险指引的安全裕度是近十年来核工业界提出的新的安全理念。本文阐述了基于离散动态事件树的风险指引的安全裕度分析方法,给出该方法下核燃料包壳失效概率均值和标准差的数学表达式。针对简化压水堆模型下的全厂断电事故,提出了基于离散动态事件树的风险指引的安全裕度计算流程,计算了两种离散动态事件树分支规则下燃料包壳失效的风险指引的安全裕度及其不确定性。计算结果表明,不同的分支规则、模型参数分布、系统程序最大时间步长对核燃料包壳失效概率均值和标准差均有显著影响。提出了一种改进的可变概率阈值的分支方法,以更好地平衡风险指引的安全裕度分析过程中计算精度与计算资源的匹配问题。     

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.     

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。     

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。     

基于蒙特卡罗抽样的风险指引的安全裕度定量化方法研究

风险指引的安全裕度不同于核电传统的安全裕度，是近十年来核电行业提出的新的安全理念。文中将阐述核电传统安全裕度和风险指引安全裕度的内涵，研究风险指引的安全裕度的计算框架和蒙特卡罗抽样方法下的风险指引的安全裕度定量化技术。鉴于蒙特卡罗抽样方法下的风险指引的安全裕度定量化方法尚需完善，文中借鉴蒙特卡罗抽样次数估算方法和基于蒙特卡罗的可靠度计算方法，提出蒙特卡罗抽样方法下的风险指引的安全裕度的不确定度计算方法以及蒙特卡罗抽样次数的估算流程。     

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.     

风险指引型技术在核电厂设备检修策略优化中的应用研究

为了提高核电厂的经济性,核电厂通过对运行管理进行优化以提高其能力因子和运行灵活性,如优化大修期间设备检修策略以缩短大修工期。本文引入风险指引型理念对核电厂设备检修策略优化方法进行研究,并以某核电厂的余热排出系统热交换器检修策略调整为例,即内部表面目视检查由当前的每2年一列交叉检查变更为每4年检查顺序检查。使用该方法进行了详细的论证与计算。通过分析认为通过风险指引型技术方法对该电厂余热排除系统热交换器检查策略调整是合适的,能继续遵守纵深防御原则且不挑战核电厂的安全裕量,变更所引入的风险是可接受的。     

Success criteria analysis in support of probabilistic risk assessment for nuclear power plants: application on SGTR accident

Success criteria analysis (SCA) bridges the gap between deterministic and probabilistic approaches for risk assessment of complex systems.To develop a risk model,SCA evaluates systems behaviour in response to postulated accidents using deterministic approach to provide required information for the probabilistic model.A systematic framework is proposed in this article for extracting the front line systems success criteria.In this regard,available approaches are critically reviewed and technical challenges are discussed.Application of the proposed methodology is demonstrated on a typical Westinghouse-type nuclear power plant.Steam generator tube rupture is selected as the postulated accident.The methodology is comprehensive and general;therefore,it can be implemented on the other types of plants and complex systems.     

Success criteria analysis in support of probabilistic risk assessment for nuclear power plants: application on SGTR accident

Success criteria analysis (SCA) bridges the gap between deterministic and probabilistic approaches for risk assessment of complex systems.To develop a risk model,SCA evaluates systems behaviour in response to postulated accidents using deterministic approach to provide required information for the probabilistic model.A systematic framework is proposed in this article for extracting the front line systems success criteria.In this regard,available approaches are critically reviewed and technical challenges are discussed.Application of the proposed methodology is demonstrated on a typical Westinghouse-type nuclear power plant.Steam generator tube rupture is selected as the postulated accident.The methodology is comprehensive and general;therefore,it can be implemented on the other types of plants and complex systems.     

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。      

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.     

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.     

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。     

基于蒙特卡罗抽样的简化核电站SBO事故的风险指引安全裕度分析

风险指引的安全裕度是近十年来核电行业提出的新的安全理念。本文研究风险指引的安全裕度的计算框架和蒙特卡罗抽样方法下的风险指引的安全裕度定量化技术,并重点研究蒙特卡罗抽样方法下的核电站全厂断电（SBO）事故下的风险指引的安全裕度定量化技术。借鉴蒙特卡罗抽样次数估算方法和基于蒙特卡罗的可靠度计算方法,根据蒙特卡罗抽样方法下的风险指引的安全裕度的不确定度计算方法以及蒙特卡罗抽样次数的估算流程,计算得出在绝对误差小于001或相对误差小于5%时,两种不同误差方法选择时SBO事故的风险指引的安全裕度计算的抽样次数,并分别完成两个抽样次数下核燃料包壳失效概率均值和标准差定量化计算。计算结果表明,不同的抽样方法、不同的正态分布对核燃料包壳失效概率均值和标准差均有显著影响。     

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。