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。     

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.     

基于RAVEN的SGTR事故概率安全裕度分析方法研究

介绍了一种基于RAVEN软件通过蒙特卡洛（MC）抽样的风险指引的安全裕度特性分析（RISMC）方法,综合分析热工参数、人员动作时刻不确定性对蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故安全裕度的影响,并将计算结果与传统安全评价方法进行比证。针对事故关键影响参数,基于MC抽样量化影响安全裕度的关键参数样本,利用RELAP5程序建立SGTR事故的系统仿真模型,通过RAVEN软件进行耦合计算并加以分析,最终获得该电厂模型在辅助给水系统失效情况下SGTR事故的概率安全裕度及其对各影响参数的敏感度。      

改进离散动态事件树的分支生成机制——精确概率阈值法

概率阈值法存在定位分支生成时间点不精确,建立的离散动态事件树具有较大时间不确定性等问题。针对概率阈值法存在的不足提出相应的改进措施——精确概率阈值法。通过分析动态水箱发现:在概率阈值为0.99的条件下,精确概率阈值法的总节点数比概率阈值法少25%,事故节点数仅少2.7%,计算时间缩短了37.7%,证明精确概率阈值法对事故节点的分析效率更高;精确概率阈值法得到的总事故概率比概率阈值法小33.6%,对于水箱干涸事故其留给操作人员采取措施干预事故发展的时间窗口更长;并且精确概率阈值法建立的离散动态事件树显示出更多的演化路径,反映了更多的事故信息,利于全面掌握动态水箱的事故演化过程,更适合研究系统的运行动态特性。     

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.     

核电站风险指引设备分级的试点研究

风险指引设备分级通过定量化的概率风险分析、纵深防御的确定性分析和敏感性分析3个步骤来综合评估设备的安全重要性.重点研究了风险指引设备分级中的确定性分析评估方法,研究建立了一套改进的风险指引设备分级流程,并以大亚湾核电站的辅助给水系统、安全壳喷淋系统和设备冷却水系统为对象进行试点研究,验证了改进的设备分级流程是合理、有效的.     

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。     

风险指引的CPR1000核电厂LBLOCA分析方法初步研究

随着核电厂安全分析方法的不断发展,结合传统确定论分析与概率风险评价（PSA）的风险指引型安全分析方法逐渐引起安审当局和核电业主的广泛关注。本文基于国际上风险指引型分析方法在其他领域的应用现状,提出了风险指引的大破口失水事故（LBLOCA）分析方法,并重新评估了CPR1000核电厂的堆芯燃料包壳峰值温度（PCT）裕量。在PSA分析中,识别并量化了LBLOCA发生后可能发生的162个事件序列,并采用确定论现实分析方法（DRM）对筛选出的18个概率较大的事件序列进行了计算分析。然后通过期望值评估法和特定序列覆盖法对LBLOCA的PCT裕量进行了评估。结果表明,本文方法下LBLOCA的PCT裕量约为36~55 ℃,相比于传统的DRM裕量提升了16~35 ℃。     

风险指引型PSA应用的不确定性分析方法研究

不确定性是这个世界上所有事物与生俱来的特征,本文深入探讨了核电厂PSA不确定性的来源及其分类,研究了参数的不确定性、建模的不确定性以及模型的不完备性的处理方法。结合风险指引型PSA应用相关技术导则、法律法规等文件中对不确定性的相关要求,分别给出了在风险指引PSA应用中此三类不确定性的分析方法和相关可接受准则。风险指引PSA应用的不确定性分析是应用申请中不可或缺的重要组成部分,可为综合决策者提供足够的技术支持。     

核电厂概率安全分析中动态可靠性方法综述

用动态可靠性方法弥补传统事件树/故障树方法的不足,补充和完善现有核电厂的可靠性与安全性评估,已成为核电厂概率安全研究的一新发展点。近30年来,动态可靠性已具有相对成熟的理论基础——概率动力学,并形成了蒙特卡罗（MC）模拟和离散动态事件树（DDET）两类主要方法。本文简要介绍动态可靠性理论和方法的研究现状与技术特点,并对未来趋势进行分析。     

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。     

大事件树/小故障树方法在船用核动力装置给水管道大破口事故评价中的应用

介绍了大事件树/小故障树方法的原理、小事件的划分依据和规则、大事件树的建立规则以及大事件树的模块化方法等.使用上述方法完成了某船用核动力装置满功率工况下给水管道大破口事故的概率安全评价(PSA),确定了该事故工况下对堆芯损毁有主要贡献的因素,识别了系统的薄弱环节.应用结果表明:该方法具有直接体现支持系统与前沿系统的相关性并评价支持系统重要性等优点.     

中国实验快堆一级概率安全评价--事件树的建立

基于前期对初因事件的确定和归集研究，根据初因事件组的特征及对各初因事件序列的初步分析，确定了中国实验快堆(CEFR)一级概率安全评价(PSA)报告所要建立的事件树数目、各事件树的题头事件、事件序列后果的分类等。最后，根据CEFR具体安全设计特征创建了完整的事件树，为后续事件序列的深入分析奠定了重要基础。     

基于多层流模型和故障树的可靠性分析方法研究

多层流模型(MFM)和故障树以不同的形式描述系统知识,在相同的系统边界条件和假设下,两者表达的系统可靠性逻辑是等效的。本文工作以此为基础,结合MFM的特点,提出了MFM转换为故障树的方法,为快速建立故障树提供了一种途径,实现了基于MFM的可靠性定性分析,并以压水堆核电厂的安全注入系统为例建立了系统的MFM,定性地分析了系统的可靠性。分析结果表明,MFM转换为故障树的逻辑是正确的,且MFM易于理解、建立和修改,相对于传统建故障树的方法,大幅减少了分析人员的工作量,节省了建模时间。     

船用核反应堆概率安全评价的初始事件分析

根据船用核反应堆的特点,对概率安全评价的初始事件分析方法进行了全面研究,提出了初始事件的分组原则及分组方法,给出了初始事件频率评估的量化模型。     

运行核电厂抗震裕度评价研究

抗震裕度评价是对核电厂应对超过设计基准地震能力的评价,特别是日本福岛核事故发生后,评价核电厂应对超过设计基准外部事件时的安全裕量、优化和落实改进措施、提高改进措施的有效性就显得尤为重要。本文通过研究国际上广泛采用的抗震裕度评价方法,最终选定EPRI SMA方法对秦山第二核电厂进行抗震裕量分析。分析结果表明：秦山第二核电厂满足1.5倍SSE的抗震裕度要求,具有较强的抗震能力。