二级PSA在严重事故管理中的应用研究

二级概率安全分析(PSA)可用来定量评估严重事故风险,是评价严重事故管理的良好工具。通过研究二级PSA应用于严重事故管理的一般方法与流程,以某二代改进型核电厂二级PSA模型为例,对严重事故管理导则中"一回路卸压"和"一回路应急注水"两个关键操作进行了定量评价。评价表明进入严重事故管理导则后立即执行"一回路卸压操作"可大幅度降低大量放射性释放风险,执行"一回路应急注水操作"对于降低进程较慢的事故序列大量放射性释放风险贡献较大。研究表明国内核电厂针对严重事故的管理还有进一步提升空间。。     

二级PSA在严重事故管理中的应用研究

Level 2 Probabilistic Safety Analysis (PSA) can be used to quantitatively assess the risk of severe accident and is a good tool to evaluate the severe accident management. By studying the general method and procedure for the application of level 2 PSA in severe accident management, taking an improved generation-Ⅱnuclear power plant as an example, the “primary loop depressurization operation ” and the “ primary loop emergency water injection” in severe accident management guideline are quantitatively evaluated. Analysis shows that performing the “primary loop depressurization operation” immediately after entering the severe accident management guideline can greatly reduce the risk of large radioactive release, and performing “primary loop emergency water injection operation” contributes greatly to reducing the risk of large radioactive release in the slower accident sequence. The study shows that there still has further improvement room in severe accidents management for nuclear power plants in China.     

火灾PSA人员可靠性分析中的Scoping方法研究

核电厂火灾情景下的人员可靠性分析(HRA)是核电厂火灾概率安全评价(PSA)中的重要内容。本文介绍了一种新的火灾HRA定量筛选分析方法 Scoping方法,并将其应用于某非能动核电厂火灾PSA建模中,将所得出的结果与运用NUREG/CR-6850筛选法得出的结果进行了比较。结果表明,Scoping方法一般具有更少的保守性,能合理地模化火灾情景下的人员失误,具有较好的工程应用价值。     

百万千瓦级压水堆核电厂二级PSA源项分析与研究

为解决源项分析中存在的问题,使用严重事故一体化软件进行详细的计算分析,给出百万千瓦级压水堆核电机组各释放类的源项释放结果。针对代表性事故序列选取这一关键技术问题,进行敏感性分析,结果表明,代表性事故序列的选取方法应尽可能从概率代表性的角度,选取释放类中发生概率最高的事故序列。此外,释放途径模拟、水洗对放射性产物的去除作用对计算结果影响较大,应进行详细模拟。     

核电厂PSA中事故序列后果分析方法研究

在核电站PSA事故序列后果求解过程中,为减小事件树转换成故障树的规模,需对事故序列的布尔表达式进行简化。首先,引入“三步法”,即在事件树转换成后果故障树前,先形成以始发事件和功能事件为节点的故障树;然后,利用FAUNET规则对该故障树进行化简;最后,用始发事件和功能事件的实际输入替代这些节点。在FAUNET简化规则基础上,增加1条新的吸收规则用于简化事故序列后果故障树的某些特殊结构。在FDS团队开发的大型可靠性/概率安全分析软件RiskA平台上对上述方法进行了实现,并经大量实例测试证明了这种处理方法的有效性。     

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。     

压水堆核电厂严重事故卸压阀能力评估

在百万千瓦级压水堆核电厂中为防止高压熔堆严重事故发生时发生高压熔喷(HPME)和安全壳直接加热(DCH),参考EPR堆型在稳压器上额外设置严重事故卸压阀(SADV),对主系统进行快速卸压。建立百万千瓦级压水堆核电厂事故分析模型,选取丧失厂外电叠加汽动辅助给水泵失效,一回路管道小破口以及丧失主给水三条典型严重事故序列,进行系统热工水力及卸压能力分析。计算结果表明:如果不开启严重事故卸压阀,三条事故序列在压力容器下封头失效时一回路压力均较高,有发生高压熔喷和安全壳直接加热的风险。根据严重事故管理导则开启严重事故卸压阀,可以有效降低一回路压力,三条事故序列均可以防止高压熔喷和安全壳直接加热发生。针对卸压阀阀门面积的影响进行分析,表明阀门面积减小到4.8×10-3 m2后下封头失效时RCS压力会有所增加,仍然能够满足RCS的卸压要求,且可延迟下封头失效时间。     

核电站PSA分析中可靠性数据处理的贝叶斯方法

可靠性数据早进行核电站概率安全分析（ＰＳＡ）分析的一个非常重要的方面,对于一些运行时间较短的核电站而言,综合考虑同型电型的先验数据和本站的运行是必不可少的。贝叶斯方法是进行这种数据处理方式的一种重要方法,在贝叶斯处理中,必须胡定先验分布的类型和分布参数。本文用数值计算的方法,得到了先验数据的分布参数。并将这种方法作为计算核心,形成贝叶斯处理程序ＩＮＥＴＢＡＹＥＳ。利用大亚湾核电站一些特有数据,以同     

“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性研究

核电厂严重事故下,管道与设备将经历极端高温、高压的情况,快速卸压管道作为严重事故下卸压的唯一途径,保证其流道畅通性至关重要,为此,开展“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性研究。对严重事故下快速卸压管道和稳压器进行传热分析,得到了管道和稳压器的温度变化情况。采用弹性分析的方法模拟了快速卸压管道在严重事故下的变形过程,得到了温度与变形的关系。建立三维模型,引入材料非线性,开展了快速卸压管道弹簧支架和阻尼器位置模拟研究,获取了严重事故下管道弹簧支架与阻尼器所处的状态。针对温度高于450℃的情况,分析了高温蠕变对管道完整性的影响。选取快速卸压管道上变形最大的10个位置开展了管道截面剩余面积研究,得到了严重事故下快速卸压管道最小剩余面积比以及管道最小流通面积。研究结果表明,“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道仍然能保证畅通性,“华龙一号”快速卸压管道能保证反应堆堆芯不会发生熔化。     

Creep rupture assessment for Level-2 PSA of a 2-loop PWR: accounting for phenomenological uncertainties

The Level-2 probabilistic safety assessment (PSA) of pressurized water reactors studies the possibility of creep rupture for major reactor coolant system components during the course of high pressure severe accident sequences.The present paper covers this technical issue and tries to quantify its associated phenomenological uncertainties for the development of Level-2 PSA.A framework is proposed for the formal quantification of uncertainties in the Level-2 PSA model of a PWR type nuclear power plant using an integrated deterministic and PSA approach.This is demonstrated for estimation of creep rupture failure probability in station blackout severe accident of a 2-loop PWR,which is the representative case for high pressure sequences.MELCOR 1.8.6 code is employed here as the deterministic tool for the assessment of physical phenomena in the course of accident.In addition,a MATLAB code is developed for quantification of the probabilistic part by treating the uncertainties through separation of aleatory and epistemic sources of uncertainty.The probability for steam generator tube creep rupture is estimated at 0.17.     

Living PSA 模型化方法研究

将PSA技术应用于核电厂日常的运行管理和维修工作等活动,评价核电厂瞬时风险,从而帮助发现在设计中存在的薄弱环节,使核电厂以更加灵活的方式安全运行,以获得更高的安全性和经济性。本文对能够解决上述问题的Living PSA模型化方法进行了研究,介绍了Living PSA的定义,Living PSA研究工作的主要意义,Living PSA模型化方法以及应解决的主要问题。     

核电厂地震PSA中HRA方法研究

在调研外部事件人员可靠性分析（HRA）的发展历史及方法缺陷的基础上,研究了当前国内外外部事件HRA技术标准,并以某核电厂地震概率安全评价（PSA）中的人因事件为研究对象开展方法研究,说明了地震场景HRA与内部事件HRA的不同点,明确地震人员响应的流程,阐述地震场景下HRA方法,使其得到的分析结果更加接近外部事件的实际情况,并可为外部事件PSA的开发提供技术依据。      

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。     

基于PSA分析事故序列场内工作人员辐射风险研究

从总风险控制的角度,提出了事故工况下场内工作人员剂量与辐射风险接受准则,并建立了相应的评估方法。以典型压水堆核电厂为例,采用概率安全分析（PSA）的全范围事故序列进行验证评价,评估了典型压水堆核电厂事故后场内工作人员的辐射剂量与辐射致死风险。通过验证结果可知,事故后场内工作人员总的辐射致死风险远低于公众由于自然灾害、疾病、交通事故及不同行业的总死亡风险值;事故后工作人员在燃料厂房进行操作时的辐射致死风险占比最高,故工作人员在燃料厂房进行相关操作时,可提前制定相应的辐射防护措施来降低辐射风险;工作群组中其他人员和意外受照人员事故后辐射致死风险占比较高,可通过采用气面罩等方式对气载放射性进行防护以降低其辐射风险。相应的分析结果可为后续核电厂事故后处理方案的制定和事故后场内工作人员辐射防护措施的制定提供借鉴。      

Development of a qualitative evaluation framework for performance shaping factors (PSFs) in advanced MCR HRA

Human reliability analysis (HRA) is performed as part of the probabilistic risk assessment to identify and quantify human actions and the associated impacts on structures, systems, and components of complex facilities. In performing HRA, conditions that influence human performance have been analyzed in terms of several context factors. These context factors, which are called performance shaping factors (PSFs) are used to adjust the basic human error probability (BHEP), and PSFs have been derived in various ways depending on the HRA methods used.     

一、二级概率安全评价技术研究及其在300MW核电厂二期工程设计中的应用

通过引进及自行研制,建立了一、二、三级概率安全评价(PSA)分析程序;结合300MW核电厂二期工程(C-2)设计,对一、二级PSA技术进行研究及应用——包括始发事件分析、事件树分析、故障树分析、相关性分析、人员可靠性分析、数据分析、事件序列定量化、电厂损伤状态分析、事故进程和安全壳响应分析、源项分析、大量放射性早期释放频率(LERF)的计算和分析、不确定性分析、重要度和敏感性分析以及设计过程中的应用等。建造了C-2一、二级PSA模型,通过在C-2设计过程中基于PSA的发现进行了一些重要设计改进,如安注泵和喷淋泵的小流量回流管上隔离阀的设计改进;化容系统的往复式上充泵的设计改进;重要厂用水系统的设计改进等,得到C-2功率运行内部事件的堆芯损伤频率(CDF)为7.25×10-6/堆年,LERF定量化结果为3.24×10-7/堆年。     

地震概率安全分析中地震易损度不确定性分布的研究

核电厂地震概率安全分析(PSA)中,构筑物和设备的地震易损度是在给定地面运动强度条件下的条件失效概率。地震易损度的不确定性分布较为复杂,在地震PSA定量化过程中难于处理。本文针对地震易损度的数学模型进行研究,采用数值方法求解地震易损度的均值和方差。在均值和方差相等的条件下,以几种常见的不确定性分布类型近似地震易损度的不确定性分布。通过比较可以看出,Beta分布可以较为准确地描述地震易损度的不确定性分布。     

PSA在三门与海阳核电厂SWS泵配置影响分析中的应用

结合三门和海阳核电厂厂用水系统的实际设计,考虑各运行工况下的运行要求,特别是系统布置相关性的影响,通过概率安全评价（PSA）建模确定了系统可用性情况及其相应的风险结果。基于风险分析的结果,为三门核电厂的设计缺陷提出了合理的改进建议方案,从而提高了该电厂的安全性和经济性。同时结合海阳核电厂的实际情况,分析结果认为基本无改进必要,充分体现了PSA对设计的支持和指导作用。