核电厂主控室火灾场景分析及风险评价

主控室是核电厂火灾概率安全评价的主要关注对象之一。本文对典型核电厂的主控室火灾场景进行分析并对由其导致的反应堆堆芯损坏频率进行计算评价,主要使用事件树方法演绎火灾场景,通过火灾模拟计算确定火灾场景的危害,最后在电厂内部事件一级PSA模型的基础上建立火灾风险评价模型,完成主控室火灾风险定量化。火灾演绎分析结果获得了4个火灾场景,分别能够导致不同的电厂始发事件,并对相关的操纵员动作产生较大影响。风险定量化结果表明:主控室火灾导致的堆芯损坏频率为1.953×10~(-9)/堆年。     

核电厂电气设备间火灾概率安全分析研究

电气设备间是核电厂火灾风险评价的重要内容之一。本文对典型核电厂的电气设备间进行火灾风险分析,使用事件树方法演绎分析火灾场景并确定火灾场景的危害,最后在核电厂电气设备间火灾序列演绎分析的基础上建立火灾风险评价模型,完成电气设备间火灾风险定量化。火灾演绎分析结果获得了6个火灾场景,分析各火灾场景对核电厂始发事件和系统设备的影响。风险定量化结果表明:电气设备间火灾导致的堆芯损坏频率为1.42×10~(-9)/(堆·年)。     

核电厂起火频率分析

通过研究美国核管理委员会(NRC)和电力研究院(EPRI)的《核电厂的火灾概率风险评价方法》,介绍了核电厂内部火灾概率安全评价(PSA)过程中,各类点火源起火频率的分析方法和步骤。以大亚湾核电厂的主变压器为例,介绍了起火频率的具体分析过程。经定量计算分析,大亚湾核电厂主变压器的起火频率是4.32×10-3/(堆.年),是反应堆堆芯损坏频率(CDF)的203倍。一旦起火,发生破坏性火灾的概率高达83%。     

关于核电厂火灾概率风险的研究

火灾是核电厂安全面临的重要威胁之一。应用概率风险评价(PRA)方法对其进行分析,能找出电厂薄弱环节,优化电厂的设计。通过研究国际广泛使用的火灾PRA方法,以典型的二代压水堆核电厂为对象,开展了火灾概率风险分析,计算得到了火灾引起的堆芯损坏频率(CDF)为4.03×10-6(堆·年)-1。在此基础上,开展了敏感性分析,讨论了人因事件和定量筛选值对结果的影响。     

俄罗斯完全可将火灾风险控制在西方标准范围内

【美国《核子周刊》 1998年 4月 2 3日报道】　建筑设计“原子能项目”官员在欧洲核学会在巴伦西亚举行的最高等级安全会议上发表文章说 ,俄罗斯设计的 WWER- 10 0 0 /32 0由火灾导致堆芯损坏的风险几率估计为1.5× 10 -5/堆年。文章说 ,火灾引起的堆芯损坏的频度使WWER- 10 0 0 / 32 0完全处于西方核电厂的安全范围内 ,但在巴拉科沃 - 4所做的火灾概率风险评价 (PRA) ,由于缺少辅助性的热工 -水力学分析 ,而没有将某些火灾隐患包括在内。PRA所用的火灾频度是根据 WWER核电厂的运行经验估算出来的 ,包括 1989年至19 93年期间有实际…     

关于正确理解堆芯损坏概率的进一步讨论

堆芯损坏概率/频率这一指标经常用在关于核电安全性的讨论中，其数值意义及概念的认识或理解尚需进一步明确。本文利用概率论相关方法，在深入了解堆芯损坏频率（CDF）获得过程的基础上，讨论了利用泊松过程来计算堆芯损坏概率（CDP）的方法。并说明了直接叠加单个堆年CDF来估计CDP，是一种常见的近似方法，其误差会随着堆年数的增多而变大，应明确其适用范围。计算表明：在10%误差的条件下，对CDF为1×10^－4/(堆•年)的堆，用近似方法可讨论到约2000堆•年，而对CDF为1×10^－5/(堆•年)的堆，则可讨论到约20000堆•年。同时在使用该指标时，不能忽略反应堆发生堆芯损坏这一事件本身的随机属性。     

百万千瓦级核电厂超设计基准事故对策分析

以小破口失水事故(SBLOCA)为例,使用RELAP5和MAAP程序,计算超设计基准事故不同情况下操纵员操作时间窗口。计算结果表明:堆芯未熔化情况下,SBLOCA时执行充-排操作的时间窗口为1800 s,安全壳喷淋手动开启时间窗口为5400 s。严重事故情况下,操纵员需要对一回路卸压,针对二代改进型压水堆核电厂,避免堆芯熔化的时间窗口为300 s,避免压力容器损坏的时间窗口为3000 s。通过计算分析,给出设计扩展工况不同情况下安全设施需求及操纵员操作时间窗口。     

停堆保护系统可靠性指标分配测算

通过研究工业领域常用的可靠性指标分配方法,结合新堆的设计特点,确定了适合的可靠性指标分配方法。利用比例组合法和专家打分法将新堆的堆芯损坏频率(CDF)分配到停堆保护系统。通过分配测算,停堆保护系统的可靠性指标达到8.83×10~(-5)即满足安全目标要求。     

核电厂主控室撤离场景的定量化研究

主控室由于火灾等因素可能失去控制或丧失可居留性，导致运行人员撤离主控室至远程停堆站进行核电厂指挥和控制的场景。对运行人员主控室撤离场景的定量化是火灾概率安全分析的重要内容和技术难点，但国内核电工程项目一般采用保守或专家判断的方法进行定量化，未进行详细研究。论文基于NUREG-1921及其增补版导则，结合国内核电厂实际情况，对主控室撤离场景三个阶段情景及其定量化方法进行了研究。以国内某核电厂主控室撤离场景为例，开展了人员访谈和定量化分析。案例表明该核电厂针对主控室不可控的撤离没有明确规定，导致其人误概率较大，尽管该情景条件概率较低，但后果严重，建议核电厂增加相应程序。本研究为国内核电工程项目开展主控室撤离场景的定量化提供参考。     

西安脉冲堆定量安全目标初步研究

为了提高西安脉冲堆运行安全管理水平,结合西安脉冲堆纵深防御特点及现有运行安全水平,以概率安全分析结果为依据,分析提出了西安脉冲堆安全目标体系构成和安全目标定量化数值。研究表明,西安脉冲堆安全目标体系应补充概率安全目标和辐射防护定量约束目标,概率安全目标包含堆芯损伤频率值、少量放射性释放频率值。提出的定量化安全目标建议为:堆芯损伤频率限值1×10~(-5)/堆年,少量放射性释放频率限值1×10-~(7)/堆年;正常工况下,公众有效剂量不超过0.1 m Sv·a~(-1),工作人员有效剂量不超过2 m Sv·a~(-1);事故工况下的定量辐射防护目标还需要进一步的研究。     

基于模拟机实验的核电厂数字化主控室人因失误辨识

为了识别核电厂数字化主控室中操纵员的主要人因失误模式,本文基于现场观察、操纵员访谈以及认知行为分析识别操纵员的主要认知功能,并据此建立了人因失误分类体系。在此基础上,通过模拟机实验识别数字化主控室操纵员的主要人因失误模式及其原因,为提高核电厂操纵员的行为可靠性、人因失误的减少和预防提供理论支持。     

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。     

核电厂数字化SOP对人因失误的影响

主控室中数字化状态导向规程SOP(State-oriented Procedure)的应用使操纵员执行事故处理的逻辑和信息显示方式都发生了重大变化。本文介绍了SOP规程的原理,描述了数字化主控室中操纵员执行SOP处理电厂事故的流程。以核电厂主控室现场调研、行为观察、模拟机实验和操纵员访谈为依据,发现数字化SOP在操作控制、信息显示、班组合作等方面带来了大量可能导致人因失误的因素,以及可能出现的新的人误模式,可期为SOP规程的优化提供支持。     

基于SOP的核电厂操纵员监视过程马尔可夫模型

介绍了核电厂状态导向法事故规程SOP(State-oriented Procedure)原理及其重要性,描述了数字化主控室中操纵员跟随SOP处理电厂事故的流程,据此刻画了基于SOP的核电厂操纵员监视行为过程,建立了符合DCS+SOP环境的马尔可夫模型,并给出了核电厂的应用实例。     

关于多堆年情况下堆芯损坏概率的讨论

反应堆堆芯损坏是反应堆运行中可能出现的严重事故。概率安全分析可得出单个反应堆的堆芯损坏频率,而在多堆年情况下发生堆芯损坏次数的概率则可由概率论中的二项分布来计算。经计算,在堆芯损坏频率为10^-4/堆年情况下,1万堆年发生堆芯损坏的概率约为0.63。      

百万千瓦级压水堆核电厂停堆PSA研究

对百万千瓦级核电厂的停堆运行事故风险进行内部事件1级概率安全评价(PSA),并根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历LOI-RRA水位对电厂风险水平构成的影响。分析结果表明停堆工况下的电厂风险不可忽视,在冷停堆工况下经历LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加。     

中国先进研究堆（CARR）环境影响研究

该工程为建造一座反中子阱型堆芯、核功率60MW的先进研究堆,堆芯中子阱内最大热中子注量率1.2×10~(15)cm~(-2)·s~(-1),重水反射层最大未扰热中子注量率峰值为8.3×10~(14)cm~(-2)·S~(-1)。该堆属中国原子能科学研究院新建的核设施之一,有关放射性三废处理、环境监测等均依托本院现有和在建的设施,与中国实验快堆等工程一并进行统筹安排,以满足国家核安全和环境保护法规的要求。     

韩阿签署核电运行支持服务协议

正【本刊2016年8月综合报道】2016年7月25日,韩国水电核电公司(KHNP)与阿联酋核能公司(Enec)签署核电运行支持服务协议。根据这份协议,韩国专业人员将在巴拉卡核电厂4台机组全部投运的前10年内为该电厂提供运行支持服务。巴拉卡3号机组近期完成反应堆压力容器安装。核电运行支持服务协议根据协议,水电核电将派遣富有经验的合格核电厂工作人员(包括主控室操纵员和各岗位操纵员)为阿核能公司负责核电运营的子公司Nawah能源公司(Nawah Energy)提     

“华龙一号”主控制室不可居留转向远程停堆站运行分析

在核电厂中,当发生影响操纵员在主控制室可居留性的情况(火灾、烟雾等)时,为保证核电厂安全,操纵员需转至远程停堆站操作。由于数字化核电厂控制手段的改进,使得原来传统核电厂的主控制室不可居留转向远程停堆站的操作策略不再是保证核电厂运行安全性和经济性的最佳选择。在近年来新建的二代改进型核电机组中虽然也实现了数字化的全功能远程停堆站,但是,主控制室不可居留转向远程停堆站的操作策略却依然沿用传统基于模拟技术的非全功能远程停堆盘上的运行策略,并未像"华龙一号"一样充分利用了全功能远程停堆站的技术优势。提出一种针对装备有数字化仪控系统的"华龙一号"核电厂设计"主控制室不可居留转向远程停堆站策略"的方法,并设计了一种优化的运行策略,在主泵可运行的初始工况下,可有效减少退防时间。对策略的正确性和优化的效果进行了确认。     

应用于M310电厂数字化报警抑制的机组运行工况计算

采用数字化仪控系统(DCS)和先进主控室的核电厂需要由仪控系统自动实时计算核电机组运行工况,通过友好的数字化人-机界面显示给主控室操纵员;该运行工况的计算结果,用以进行数字化报警抑制。本文提出的方法就是设计运行工况的计算方法和运行工况数字化实施方法。