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.     

核电厂地震PSA中的风险定量化研究

论述了核电厂地震概率安全评价（PSA）定量化方法和工具的现状,指出了定量化工具面临的挑战和存在的问题。根据定量化的概率论本质,提出了计算方法。以我国某核电厂厂址多方案概率地震危险性分析（PSHA）结果和核电厂地震响应分析给出的最小割集为例,展示了计算方法的应用过程,分析了地震动参数和置信度参数对定量化计算结果的影响。结果表明,针对置信度参数进行拉丁超立方采样,采样次数较小时即可给出地震导致的核电厂堆芯损坏频率（SCDF）的稳定估计值;通常情况下,设备失效对SCDF的贡献最大,厂房失效的影响相对较小;地震动年发生率对SCDF的贡献需要根据工程场地的位置进行具体分析。      

核电厂火灾PSA方法浅析

作为PSA工作中不可缺少的一部分,核电厂火灾PSA正在发挥着越来越重要的作用。本文对核电厂火灾PSA的发展、应用和研究的基本情况进行了论述。     

核电厂运行阶段PSA模型开发的研究

电厂运行阶段的概率安全分析工作通过建立反映电厂实际设计及运行特点的PSA模型,可以定性及定量评价电厂运行阶段的安全性,帮助电厂寻找设计及运行中的薄弱环节,为电厂管理提升及后续技术改造提供技术支持和见解。而且,运行阶段的PSA模型也是电厂开展一系列PSA应用工作的基础。本文首先总结运行电厂的特点及运行阶段PSA模型开发的主要关注事项,并结合秦山第二核电厂运行阶段的PSA模型开发给出电厂运行阶段PSA的技术路线、主要分析结果、分析见解及改进建议,为后续相似工作的开展提供参考和建议。     

核电厂内部水淹一级概率安全评价

核电厂内部水淹事件是一种可能引起多个设备同时失效的共因故障。应用概率安全评价方法对其进行分析,能够找出电厂薄弱环节,并完善电厂的设计。本文介绍进行核电厂内部水淹一级概率安全评价的方法,并以某300MWe核电厂为对象,利用RiskSpectrum程序,计算得到了内部水淹引起的堆芯损伤频率。计算结果表明,内部水淹引起的CDF占内部事件总CDF的2.45%,是很小的比例。     

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。     

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。     

某核电厂在线风险评价与管理系统开发概况

核电厂在线风险评价与管理系统能够反映核电厂特定配置状态下的风险信息,对于核电厂的风险管理和综合决策的制定具有重要意义,在国内外进行了广泛的研究和应用。核电厂在线风险评价与管理系统采用能够反映电厂实际配置状态的低复杂度实时风险模型,系统软件通过接口程序读取电厂自动化系统中的电厂配置信息,利用智能并行计算技术对电厂配置状态进行高效风险分析,为电厂的安全管理提供风险依据。本文对某核电厂在线风险评价与管理系统的开发背景、总体框架、功能模块以及相关的关键技术进行了概要介绍,并对该在线风险评价与管理系统分析结果进行了验证,其结果能够正确反映电厂风险信息,具有实际的应用意义。     

百万千瓦级核电厂地震风险评价和见解

针对特定百万千瓦级压水堆核电厂开展地震概率风险评价,开发了电厂特定的地震危险性曲线和设备的地震易损度曲线,建立地震概率风险评价模型并完成定量化,给出地震风险结果和见解。结果表明,该特定电厂地震风险水平较低,在0.3g～0.6g地震动水平区间内地震风险贡献最为突出。     

多堆厂址始发事件分析探讨

多堆厂址一级概率安全评价（PSA）研究中,机组数目的增加使得建模工作量剧增,给整个核电厂的风险评估带来困难。结合已有基础,本文研究了多堆厂址始发事件分析的筛选方法,提出利用堆芯损伤频率（CDF）上下限值评估方法,分析厂址内不同机组数对厂址CDF的影响。结果表明,双机组厂址适合优先进行具体分析。针对双机组核电站,对多堆厂址内各始发事件进行筛选。结果表明,丧失厂外电、丧失热阱等事件适合建模分析,并对其他筛选结果给出后续分析建议,为多堆厂址一级PSA后续事故序列建模工作提供了重要基础。     

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。     

多堆核电场址概率风险评价中的始发事件分析

绝大多数核电厂概率风险评价均以单个反应堆为单位,安全目标的制定也是如此。事实上,同一场址（site）上有多座核电厂（plant）、同一厂址（plant）上有多个反应堆（reactor）的情况并不罕见。为将概率风险评价从单个反应堆推广至整个场址,本文在定义场址风险的基础上,针对始发事件展开分析,给出其分类及识别方法建议。分析表明,多堆场址的始发事件可归入2类单堆始发事件,以及3类多堆始发事件。此结果是开展多堆场址概率风险评价的第1步,具有重要价值。     

秦山三期重水堆核电站风险监测器研发进展

核电站风险监测系统(Risk Monitor)可对核电站的运行风险进行实时监测和预测,是概率安全评价(PSA)技术的高级应用之一.FDS团队广泛调研了国际现有核电站风险监测系统的研发现状,深入研究了风险监测系统涉及的各种关键算法并探索了相关实现技术,基于前期自主研发的大型集成概率安全分析软件RiskA发展了通用核电站风...     

Plant Risk Effect Analysis Focusing on Digital I&C Equipment Failures

Safety-critical digital systems have been installed in nuclear power plants and thus their safety effect evaluation has become an emerging issue. The multi-tasking feature of digital instrumentation and control (I&C) equipment could increase the risk factor because the I&C equipment affects the actuation of the safety functions in several mechanisms. In this study, we quantify the safety of the digital plant protection system in Korean nuclear power plants based on probabilistic safety assessment (PSA) technology. Fifteen fault-tree models for the digital reactor-trip system and seven for the safety-feature actuation system are constructed and integrated into the plant safety assessment model. The result of the sensitivity study shows the boundaries of a plant risk and the effect of the digital equipment failures on the total plant risk.     

基于二级PSA的EPR机组烟羽应急计划区划分

参考NUREG-0396中烟羽应急计划区划分方法与接受准则,基于EPR机组的二级PSA结果中的严重事故释放类,对各堆芯熔化事故释放类采用概率加权,用MACCS程序计算得到某EPR机组烟羽应急计划区的大小,并以截断频率10-8/(堆·年)选取最严重事故序列的释放类(RC205)对结果进行复核.计算得到某EPR机组烟羽应急计划区内区半径3 km、外区半径7 km能满足接受准则.     

核电站停堆工况 PSA 研究

停堆工况下核电站概率安全评价技术及应用是ＰＳＡ研究热点之一，已受到研究单位、核安全管理当局和业主的普遍关注。文章简要介绍了国外有关停堆ＰＳＡ的进展情况，建议在我国开展停堆ＰＳＡ研究。     

基于蒙特卡罗方法事故进程分析的CPR1000全厂断电事故PSA

本文对CPR1000核电厂全厂断电事故下可能出现的事故序列的进程建立数学模型,使用蒙特卡罗方法,编写程序计算了每种事故进程中交流电源及时恢复的可能性。根据计算结果对全厂断电事故进行了概率安全分析（PSA）。结果表明,使用蒙特卡罗方法对全厂断电事故进程进行动态分析,可使PSA更贴近核电厂实际情况,有利于更好地认知核电厂整体风险和全厂断电风险。