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。     

浅谈PSA中的相关性分析

相关性广泛存在于核电厂的设计和运行之中，它对核电厂概率安全评价(PSA)结果有重要的贡献。本文介绍了PSA中相关性评价的方法，并结合中国已有的工程实践进行了分析。     

风险指引型管理方法及在大亚湾核电厂运行安全管理中的应用

安全评价是核电厂运行安全管理中重要的工作内容。本文运用以概率论为基础的概率风险评价方法(PSA)，在分析核电厂安全评价工作特点的基础上．介绍运用PSA方法进行核电厂安全评价的一般过程与方法．最后结合大亚湾核电厂应用PSA进行设备检修的实例，说明其具有可操作性与科学性。     

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。     

动态故障树技术及其在复杂核能系统概率安全评估中的应用展望

用动态故障树弥补传统故障树对系统时序失效行为建模能力的不足,改进和完善现有核电厂系统可靠性和概率风险评价方法,已成为核电厂概率安全研究的一种发展趋势。近30年来,动态故障树的建模理论和分析技术已日趋成熟,并初步形成了以蒙特卡洛(MC)数值模拟、马尔科夫链模型以及组合法三类主要分析方法。本文将从动态故障树的分析方法、在核能系统可靠性评价中的应用、未来的发展趋势三个方面进行阐述,着重分析动态故障树分析方法的特点,提出了核电厂时序失效行为与特性以及未来动态故障树在核能系统中的发展方向,为动态故障树方法在核能系统可靠性和概率风险分析中的应用提供理论依据和实践指导。     

多机组核电厂总体风险的一级PSA方法研究

福岛核事故发生后,多机组核电厂的总体风险受到越来越多的关注,但国内外缺乏评价多机组核电厂总体风险的方法或导则。本文结合有关法规对核电厂的总体安全要求,探索将单机组的一级概率安全评价（PSA）方法拓展为多机组的风险评价方法。以双机组核电厂为例,讨论了多机组厂址PSA定量化的一些问题,提出了机组间相关性的一些见解,并阐明了数学原理。本文讨论的方法对研究多机组厂址PSA方法具有重要价值。     

简析核电厂外部事件二级PSA分析的标准化要求

日本福岛核事故是外部事件威胁核电厂安全并导致放射性物质大量不可控释放的惨痛案例,对周边地区环境和居民生活造成了巨大影响。通过对国内外核电厂外部事件二级概率安全分析(PSA)相关的法规、导则的要求和分析方法、现状等方面的调研,结合国内核电厂安全审评的实践经验,研究提出符合国内核电厂实际情况的外部事件二级PSA分析方法,并对该方法的标准化要求推广进行讨论。     

核电厂风险指引型允许后撤时间(AOT)优化研究

核电厂风险指引型允许后撤时间(AOT)优化可以在确保安全的前提下,实现在线维修,提高安全系统维修工作的灵活性和维修质量。本文对核电厂风险指引型AOT优化方法开展研究,包括AOT优化对象的确定、传统工程分析、概率安全评价(PSA)和性能监督,针对AOT优化PSA分析过程中的关键技术进行了深入的分析,包括AOT优化对电厂安全的影响,PSA模型的修改及风险影响评估等方面。本文将该方法应用于某电厂低压安注系统的AOT优化,评价结果表明低压安注系统两列不可用时,后撤时间从31小时延长到7天是可以接受的。     

核电厂内部火灾概率安全评价现状

核电厂运行经验表明火灾对其安全具有严重威胁,各国安全监管当局也加强了对核电厂火灾安全的监管,要求核电厂实施火灾危害性分析,并对火灾风险进行评估。详细介绍了核电厂内部火灾概率安全评价(PSA)的发展历史与开展情况,并对主要方法和标准做了简要介绍。     

概率安全评价在CPR1000机组严重事故预防与缓解措施分析中的应用

文章阐述了概率安全评价（PSA）与严重事故分析之间的关系,介绍了PSA在严重事故预防与缓解措施分析中的应用过程与方法,通过PSA分析,发现了核电厂严重事故预防与缓解的薄弱环节,提出相应的改进措施,并从核安全风险角度对这些措施的有效性进行评价。文章结合CPR1000机组严重事故预防与缓解措施的研究,说明了PSA在严重事故研究中的应用。     

基于PSA技术的核电厂数字化仪控系统可靠性设计及应用

传统意义上核电厂数字化仪控系统主要依靠提升设备的可靠性来满足电厂安全目标。随着监管要求的逐步提高,在提升设备可靠性基础上,基于概率论技术的设计手段逐步成为核电厂安全设计新的研究方向。本文应用概率安全评价（PSA）技术,对典型电厂始发事件进行分析及研究,之后对仪控设计方案整体进行PSA建模,再将其置于电厂PSA模型中,通过定量评估分析,识别薄弱环节,给出优化改进措施。在此基础上提出了一套确保核电厂仪控系统满足整体安全目标的可靠性设计流程。      

非能动系统可靠性分析方法在AP1000非能动ERVC系统中的应用

由于核电厂安全水平要求的逐渐提高,越来越多的非能动系统被用于先进反应堆堆型中,但对这些非能动系统可靠性评价的工作还处于初级阶段。本文根据非能动系统可靠性评价流程,通过RELAP5热工水力学程序模拟非能动系统物理过程,对AP1000反应堆压力容器外部冷却（ERVC）系统进行了可靠性评价。通过计算得到了压力容器下封头温度等参数的累积密度分布曲线,根据不同的成功准则即可获得AP1000 ERVC系统的可靠性。该非能动系统可靠性评价结果可用于核电厂PSA模型中,以更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性。     

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。      

备用系统可靠性动态问题方法探究

随着核电安全性日益受到世界公众关注,用概率论的方法对核电厂系统进行可靠性分析也越来越显示出其重要作用.在进行系统可靠性分析时,故障树方法是国际上公认的一种简单、有效、经典的方法.但随着所要分析的工程系统日趋庞大,系统工作过程日趋复杂,对含有动态过程的系统可靠性分析成为故障树方法中的棘手问题.本文以可靠性分析中的典型动态问题--备用系统的可靠性为研究对象,运用蒙特卡罗方法编程探究如何运用故障树来求解可靠性动态问题,并在进行程序验证后对一个备用系统实例进行计算,给出计算结果.     

基于分离变量的地震PSA相关性分析方法研究

为解决现有地震概率安全评价（PSA）相关性分析简化假设存在的问题,建立更准确反映核电厂构筑物、系统和部件（SSC）地震相关性的分析方法,对基于分离变量的易损度相关性分析开展了研究。结合易损度模型对分析方法进行了理论推导,并对方法的实施过程进行了介绍。利用该方法对不同条件下SSC的联合失效开展案例分析,得到了联合失效的易损度曲线和失效频率分析结果,并与现有相关性简化假设得到的结果进行了对比。研究结果表明,基于分离变量的地震PSA相关性分析方法能弥补现有方法的不足,支持核电厂地震PSA开发和应用。     

The GO-FLOW reliability analysis methodology—analysis of common cause failures with uncertainty

Common cause failures (CCFs) have long been recognized as an important issue in the probabilistic safety assessment (PSA) for nuclear power plants. Uncertainty ranges of system failure probabilities are important information for the evaluation of system reliability. The function of CCF analysis together with uncertainty analysis has been provided to the GO-FLOW methodology. Overview of the GO-FLOW methodology, the method to treat the CCFs in the GO-FLOW, the procedure of CCF analysis together with uncertainty are described. As the sample system, PWR auxiliary feedwater system has been taken and an analysis has been performed by the proposed analysis framework.     

Comparison of two approaches for establishing performance criteria related to Maintenance Rule

Probabilistic safety assessment (PSA) serves as a tool for systemically analyzing the safety of nuclear power plants. This paper explains and compares two approaches for the establishment of performance criteria related to the Maintenance Rule: (1) the individual reliability-based approach, and (2) the PSA importance measure-based approach. Different characteristics of the two approaches were compared in a qualitative manner, while a quantitative comparison was performed through application of the two approaches to a nuclear power plant. It was observed that the individual reliability-based approach resulted in more conservative performance criteria, compared to the PSA importance measure-based approach. It is thus expected that the PSA importance measure-based approach will allow for more flexible maintenance policy under conditions of limited resources, while providing for a macroscopic view of overall plant safety. Based on insights derived through this analysis, we emphasize the importance of a balance between reliability and safety significance, and propose a balance measure accordingly. The conclusions of this analysis are likely to be applicable to other types of nuclear power plants.     

AC600非能动安全壳冷却系统的概率安全分析

ＡＣ６００是我国改进型压水堆核电站，本文对其在概念设计阶段的非能动专设安全设施中的安全壳冷却系统进行了概率安全分析（ＰＳＡ）。文中采用故障树技术，定旧计算出了系统的不可用度及置信区间，主要部件故障对不同度的贡献和各组成单元的重要度等，并将计算结果与国内外现有压水堆核电站进行了比较，经比较得出ＡＣ６００采用非能动安全冷却系统，将能明显提高核电站的安全性，可靠性和经济性，由于它是一种新的设计，因此围绕     

非能动安全系统可靠性评估方法初步研究

非能动安全系统可靠性的分析是广泛采用非能动设计的新一代核电厂概率安全评价(PSA)的重要内容,其量化分析需根据非能动安全系统可靠性评估对象,确定影响系统运行的关键参数,结合事件序列对非能动系统进行研究。本文以AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)设计阶段的可靠性研究为例,结合丧失主给水事故,根据燃料包壳完整性以及系统稳定性的功能准则,确定影响PRHRS的关键参数和设计参数。采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用RELAP5/MOD3程序进行不确定性传递计算,进行关键参数对系统功能敏感性评价与确认,进行系统功能可靠性分析,为AP1000概率安全评价提供PRHRS可靠性估计。     

PSA of CPR1000 SBO Accident Based on Monte Carlo Accident Process Analysis

A mathematical model for the process of possible accident sequence in the CPR1000 nuclear power plant was established, and the Monte Carlo method was used to programming codes to calculate the possibility of timely recovery of AC power in each accident process. According to the calculation results, probabilistic safety analysis (PSA) of the station black out (SBO) was conducted in the paper. The results show that using Monte Carlo method to analyze the process of SBO can make the PSA more in line with the actual situation of the nuclear power plant. And the overall risk of the nuclear power plant and the risk of SBO can be understood better by using the method.