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。     

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。     

核电厂火灾概率安全评价中详细火灾情景分析方法探讨

火灾概率安全评价(PSA)是评估核电厂风险并发现薄弱环节的有效工具,详细的火灾情景分析是其中一个重要环节。在火灾概率安全评价的火灾隔间定量筛选的过程中,火灾隔间的分析通常较为保守,为使结果更贴近核电厂实际,有必要对风险重要的火灾隔间进行详细的火灾情景分析。通过确定特定的火灾情景,分析火灾的发展蔓延并评估火灾情景的发生频率,从而为最终的火灾风险定量化提供基础。本文探讨了详细火灾情景分析在火灾概率安全评价中的应用,并以单一火灾隔间为例阐述分析方法,为核电厂火灾概率安全评价工作提供支持和参考。     

火灾情景下的人员可靠性分析

国内外各核电厂火灾概率安全评价（PSA）表明,人员操作对火灾情景下的电厂风险有重要影响,因此,有必要采用系统的人员可靠性分析（HRA）方法来评价火灾情景下的人员失误概率。本文阐述了HCR/ORE和CBDTM模型的基本理论和在火灾情景下的特殊考虑。将HCR/ORE和CBDTM方法与THERP方法相结合应用于火灾情景下的人员可靠性分析,并进行了实例分析。为建立更符合工程实际的火灾PSA模型奠定了基础。     

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%。     

基于FDS的核电厂主控室火灾PSA研究

主控室火灾是核安全领域的重要课题,一旦发生事故,会危及操纵员和设备安全,进而影响到核电厂运行和安全停堆的控制,导致堆芯损坏。本文在介绍主控室火灾特点的基础上,在国内率先将火灾动力学模型FDS(Fire Dynamics Simulator)应用到主控室火灾概率安全评价(PSA)中,通过实例分析主控室火灾情境中关键参数的变化规律,讨论主控室火源的热释放速率及操纵员撤离要求,得到主控室主专用安全盘和次专用安全盘火灾导致的堆芯损坏频率分别为1.0×10-7/(堆·年)和2.5×10-8/(堆·年),体现FDS在核电厂火灾应用领域的优势。     

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。     

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。     

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。     

核电厂火灾PSA中火灾场景频率分析方法

核电厂的火灾场景频率分析是火灾概率安全分析的核心内容。本文根据美国NRC和EPRI的《核动力设施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中,火灾场景频率的分析方法及参数不确定性的处理方法。以福清一期核电厂某房间的电气柜火灾为例,进行了定量分析计算,计算结果表明,在计算中考虑热释放速率参数不确定性的传递可以有效降低计算结果的保守性。     

Insights from fire PSA for enhancing NPP safety

This paper presents the findings of an effort to gain insights from fire probabilistic safety assessment (FPSA) conducted in nuclear power plants. Using probabilistic models, the fire PSA takes into account the possibility of a fire at specific plant locations and its propagation, detection and suppression of the fire; and also helps to assess the effect of the fire on safety-related cables and equipment. The results of FPSA contributed to design modifications in plant to enhance the safety and thereby reduce its contribution to core damage frequency. It also highlights the sources of uncertainty while conducting and suggesting values of risk parameter in FPSA study.     

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。      

防火屏障有效性分析方法研究

该论文的目的是对当前的各类核电厂防火屏障有效性分析方法进行对比研究,为工程实践提供参考。文中对用于评估核电厂防火屏障耐火能力的等效火灾持续时间评估法(包括等效面积法、等效温度法)以及计算机模拟法分别进行了阐述,并利用这些方法对核电厂中两种比较典型的防火隔间(液压机组间和电气设备间)的防火屏障耐火能力进行了评估,通过比较各种方法的分析结果,对这些方法的优缺点及其在工程应用中的适用范围进行了评估,指出了在评估防火屏障有效性时应结合具体的情况,选取合适的方法开展评估,在实际工程应用中建议优先采用等效面积法对耐火极限进行估算,与此同时,还应尽可能地应用计算机模拟法,进行更现实的估算或进一步了解特定隔间的火灾特性,后续还应从法规、标准、规范以及方法等方面进一步完善数值评估法,推动数值评估法在国内核电厂防火设计中的使用。     

Study on construction of loss of component cooling water system initiating event fault tree for fire event PSA

ABSTRACT

In this study, the construction of the loss of component cooling water system (LOCCWS) initiating event (IE) fault tree (FT) for an actual fire event probabilistic safety assessment (PSA) model of the Korean reference nuclear power plant considering only IE initiators was validated. The quantification results of the LOCCWS accident sequences obtained using an LOCCWS IE FT model with only initiators are similar to that with initiators and enabling events. This confirmed that the LOCCWS IE FT for an actual fire event PSA model could be constructed by considering only IE initiators. In addition, the same LOCCWS accident sequences were quantified assuming that fire triggering only the LOCCWS IE leads to reactor shutdown. Compared with the quantification result obtained based on the assumption that any fire included in the fire event PSA leads to reactor shutdown, the core damage frequency (CDF) can be reduced. Thus, it can be concluded that there is a possibility of underestimation of CDF when the LOCCWS IE FT model with only initiators is used and the assumption that fire triggering only the LOCCWS IE results in reactor shutdown is employed for the quantification of LOCCWS accident sequences.     

二级PSA中人员可靠性分析方法研究

在概率安全分析(PSA)中,人员可靠性分析(HRA)是必不可少的组成部分。国内在一级PSA中的HRA做了大量的研究工作,已有良好的基础和工程实践,但由于核电厂严重事故下人员响应的复杂性,有关二级PSA的HRA还处于摸索阶段。通过研究二级PSA中人员响应特点,调研国内外在二级PSA中采用的HRA方法,最后以我国某三代压水堆核电厂严重事故下一回路快速卸压为例,采用THERP、HCR+THERP以及SPAR-H三种方法,分别进行了HRA,并给出相应的结论和建议。     

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。     

故障树求解中前处理技术的算法

核电厂概率安全评价(PSA)技术已引起核电业主和核安全当局的广泛重视,随着PSA应用的广泛开展和深入,对分析软件的计算速度提出了更高的要求。核电厂系统复杂庞大,其完整的PSA模型十分巨大,随着工作的进一步细致,其规模仍在增加,这给计算机的运算带来一定压力。为解决这一问题,在自主开发的PSA软件NFRisk中,采用了两种故障树求解的前处理技术:故障树结构简化方法和故障树模块化方法。实践证明:该技术的应用能明显加快故障树计算速度,缩短故障树求解时间。