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。     

基于PSA的非能动余热排出系统可靠性研究

非能动型反应堆概率安全评价（PSA）工作在分析非能动系统可靠性时，仅考虑系统设备可靠性，未涉及物理过程可靠性。综合考虑非能动系统设备可靠性与物理过程可靠性时，又存在仅考虑系统投入的设备可靠性而忽略运行设备可靠性的问题。针对此问题，以丧失正常给水事故下AP1000非能动余热排出系统（PRHRS）为研究对象，采用自主提出的综合法将系统可靠性融合进PSA模型，兼顾能动设备的需求失效与非能动设备的运行失效，分析了系统设备可靠性的敏感性。结果表明，综合法对PRHRS进行可靠性分析时所得事故序列谱更真实、更全面，与传统方法相比较具有优越性。      

EPR的二级概率安全评价

EPR设计广泛采用了概率安全分析（PSA）作为确定论分析的补充。PSA采用三级分析评价电厂运行所带来的风险。1级PSA用于导致堆芯损坏熔化事件的风险评价，并确定对风险有贡献的事件、系统失效及运行错误。2级PSA用于评价裂变产物从电厂释放到环境的风险，并对严重事故导致的放射性释放（通常称为源项）的频率和大小进行量化分析。3级PSA对事故所导致的放射性释放对社会造成的危害进行量化分析，也就是对健康和对食物链污染的可能影响。     

核电厂非能动余热排出系统的失效概率评价

先进核电厂设计中大量采用非能动安全系统提高反应堆安全性。但目前尚无系统性评价非能动系统的成熟方法,而且概率安全评价(PSA)也未考虑非能动系统自然循环现象不确定性导致的功能失效。在欧盟非能动系统可靠性评价研究项目(RMPS)研究成果的基础上,以压水堆二次侧非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,基于统计学和热工水力计算确定了影响性能的参数重要度,进而利用蒙特卡罗抽样和响应面分析对全厂断电事故下的PRS自然循环失效概率进行了量化分析评价。初步评价结果表明:非能动系统功能失效概率为2.14×10-3,在PSA中应当充分考虑各种非能动系统的功能失效。本文的评价方法还可以为非能动安全系统设计优化提供支持。     

基于PSA的压水堆LBLOCA不确定性分析

为了结合确定论与概率论分析开展更加真实的核反应堆事故工况安全分析,提出了一种结合概率安全分析（PSA）和最佳估算加不确定性（BEPU）分析的方法,并以典型三环路压水堆冷管段双端断裂大破口失水事故（LBLOCA）的极限事故为对象,首先基于PSA开展了应急堆芯冷却系统的事故失效分析,而后结合BEPU分析评估了事件树中各事故序列的包壳峰值温度（PCT）分布及条件堆芯损坏概率（CCDP）,最终确定了压水堆在该事故工况中的堆芯损坏频率（CDF）。分析结果表明,压水堆在冷管段双端断裂工况中应急堆芯冷却系统能够保证反应堆的安全,且一列低压安注系统足以排出堆芯余热及保证反应堆安全。      

严重事故下蠕变诱发RCS破裂的概率评估

严重事故下一回路管道可能会发生蠕变失效,若出现蠕变诱发的蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）,则会导致安全壳旁路失效;若出现蠕变诱发热段或波动管的失效,则产生的破口将会使一回路迅速卸压。因此,评估严重事故下蠕变诱发反应堆冷却剂系统（RCS）破裂的可能性是开展严重事故分析、特别是二级概率安全分析（PSA）的重要基础。本工作基于蠕变失效模型,考虑传热管的缺陷,建立了评价蠕变诱发RCS破裂的确定论模型。在此基础上,运用拉丁超立方体抽样方法,考虑重要参数的不确定性,开发了严重事故下蠕变诱发RCS破裂的概率评估程序。随后对典型的事故序列进行了蠕变诱发RCS破裂的概率评估。结果表明,对于高压事故序列,存在一定的蠕变诱发SGTR概率,也存在较高的蠕变诱发热段或波动管失效概率。     

功能可靠性分析方法在XAPR堆芯自然循环可靠性评价中的应用

功能失效是导致自然循环系统运行失效的重要因素，需要在其可靠性分析中予以考虑。基于功能可靠性评价流程，通过RELAP5程序模拟自然循环物理过程，对西安脉冲堆（XAPR）池水自然循环冷却堆芯能力的可靠性进行评价。结合中破口失水事故，根据包壳完整性的功能准则，确定影响自然循环的关键参数；采用拉丁超立方抽样确定输入参数组合，进行参数敏感性分析和功能可靠性评价，并将功能可靠性评价结果整合到概率安全评价（PSA）模型中。分析结果表明:在PSA模型中不仅需要考虑硬件可靠性，还应充分考虑功能可靠性，以更好地指导XAPR运行及提高其安全性。      

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。     

大型干式安全壳严重事故下超压失效概率研究

核电厂安全壳是防止放射性产物释放到环境中的最后一道屏障,严重事故下安全壳压力可能超过设计压力,在超压情况下安全壳的完整性及失效概率的研究,是严重事故重点关注的内容,也是二级PSA安全壳失效和源项分析定量化的基础。结合美国SANDIA实验室安全壳完整性试验及分析的情况,对AP1000、EPR核电厂安全壳超压失效概率进行了分析,重点对国内典型二代改进型核电厂的安全壳超压失效概率进行了建模计算,相关计算方法和结果可为相关电厂实施严重事故管理和二级PSA提供参考。     

电气机柜的地震概率易损度分析

为开展电气机柜的地震概率安全分析（PSA），利用抗震能力与条件失效概率之间的关系和抗震鉴定试验数据，通过地震易损度的对数正态分布特性开展了电气机柜的概率易损度评价，得到某电气机柜的抗震能力中值为0.75g、随机性对数标准差为0.21、不确定性对数标准差为0.50及高置信度低失效概率（HCLPF）值为0.23g。该评价方法对电气设备的地震易损度分析具有借鉴作用。      

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。     

核电厂地震风险量化方法

核电厂地震风险评价应该采用合适的数据处理方法和分析技巧。自主开发地震量化软件,采用蒙特卡洛抽样方法,对地震发生频率及设备失效条件概率进行模拟,并结合地震事故序列对电厂地震风险水平进行评价。该方法弥补了传统概率安全评价(PSA)建模软件在处理地震风险评价方面的不足。与国外同类型软件相比,在不确定性方法的处理上更合理,功能上更完善。     

西安脉冲堆满功率运行工况内部事件二级概率安全分析

为评价西安脉冲堆（XAPR）裂变产物释放风险，提出了XAPR二级概率安全分析（PSA）技术要点，分析了事故进程及包容壳响应，基于满功率运行工况内部事件开展了二级PSA。结果表明，在所有释放类（RC）中，代表成功路径的包容壳完好释放类（RC01）贡献值占97.52%；在所有非正常释放类中，包容壳密封失效释放类（RC02）贡献份额为75.81%；RC01发生频率最高，约为4.80×10-6（堆·年）-1，核素释放量最小，为109~1013?Bq数量级；包容壳失效旁路释放类（RC06）核素释放量最大，约为1014?Bq数量级，释放频率达1.38×10-8（堆·年）-1。因此，建议在事故时应重点关闭废气特排系统和堆厅排风系统。      

LOCA事故下碳化硅复合包壳失效概率计算

碳化硅（SiC）复合包壳是未来轻水堆耐事故燃料（Accident Tolerant Fuel,ATF）包壳候选方案之一。本文主要研究了在失水事故（Loss Of Coolant Accident,LOCA）下双层SiC结构包壳的失效概率问题。基于SiC复合材料包壳失效概率计算方法,采用准稳态方法模拟计算了瞬态工况下的SiC复合材料包壳失效概率。通过分析各种应力在事故工况下的占比,对Weibull分布的两个特征参数进行敏感性分析;研究了不同燃耗对于失效概率的影响,模拟了在不同层厚比下包壳的失效概率。结果表明：复合层所占比例的变化、Weibull参数改变、在不同燃耗下发生LOCA事故,对于SiC复合材料包壳的瞬态失效概率都有着较为明显的影响。本文的研究有助于耐事故燃料包壳的开发与设计,为SiC复合材料包壳失效概率的进一步研究提供参考。     

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。     

动态可靠性评价方法在AP1000核电厂严重事故中的应用研究

动态可靠性评价方法能模拟系统状态发生连续或多重变化的情况，是核电厂概率安全研究的一个新发展点。本文利用动态可靠性评价方法，使用严重事故程序MAAP对AP1000核电厂全厂断电事故进行分析，并将动态可靠性评价结果应用于二级概率安全评价（PSA）分析，最终评价对放射性裂变产物的影响。研究结果表明，系统动态特性对核电厂PSA的分析结果有一定影响，且动态可靠性评价过程可挖掘更多信息，有利于更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性。     

确定论分析方法与概率安全评价方法的比较

事故分析是核电厂安全分析中的一个重要组成部分。目前有两种事故分析方法：一种是依据设计基准事故的确定论分析法；另一种是概率安全评价法(PSA)。本文从分析对象、基本假设、模型与参量选择、最终导致的后果等几个方面对确定论分析方法和概率论分析方法进行了比较分析．以便于更好地理解PSA分析方法在事故分析中的应用。     

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。     

贝叶斯估计方法在Alpha因子模型参数估计中的应用

核电厂的概率安全分析（PSA）结果表明,共因失效（CCF）在系统的不可靠度中占有相当重要的贡献。国内PSA分析中CCF数据一直采用通用数据,难以体现国内核电机组的运行特点。Alpha因子模型由于其参数估计的简单化、计算结果的精确性等特点是PSA中最常用于模化共因失效的模型。但由于共因失效事件的罕见性,使用经典估计算法难以产生合理的统计值,因此,本文给出共因参数的贝叶斯估计方法,该方法能够结合先验信息和样本信息,不需要很大的样本就能得到较好的估计值,有效解决了核电厂共因失效事件少、使用经典估计方法计算结果不合理的问题,适用于核电厂共因失效模型参数估计。      

反应堆压力容器承压热冲击中的PSA方法研究

在瞬态过程中,当处于承压状态下的反应堆压力容器(RPV)的内表面被快速冷却时,即为承压热冲击(PTS)。由此,反应堆压力容器可能出现贯穿裂纹而失效。为分析PTS事件导致RPV出现裂纹的频率,需要进行概率安全评价(PSA)。通过PSA模型确定可能引起PTS的事件序列,并结合这些序列的热工水力分析结果,为PTS概率断裂力学分析提供支持。