在役核电厂严重人因事故分析及管理研究

核电厂人因可靠性分析(HRA)是核电厂概率安全评价(PSA)的重要组成部分,能够较好地评价和量化核电厂事故后操纵员的人员行为.本文通过对国内某核电厂压水堆(PWR)进行HRA分析,筛选出对于PSA总体风险贡献大于5%的严重人因事件序列,得出这些人因事件序列基本人误概率值,分析操纵员事故后的干预行动并进行重要度排序.文章从工程管理的角度,通过分析严重人因事件序列排列以及序列进程中操纵员的干预行动,提出对相对应的应急规程(EOP)和核电厂主控室现场进行改进的措施,对于重要度较高的操纵员干预行为,核电厂应加强培训,提高干预能力.     

先进核电厂概率安全分析探讨

随着核电技术的不断发展与应用,概率安全分析技术已广泛应用于核电厂工程实践中.轻水堆核电厂的概率安全分析技术已发展得相当成熟,而先进核电厂的概率安全分析工作正在不断展开.本文试图对传统PSA技术应用于先进核电厂过程中可能遇到的问题进行探讨,首先从传统的轻水堆核电厂概率安全分析框架谈起,追溯其成因,然后基于先进核电厂的安全特性提出现有概率安全分析技术应用过程中遇到的问题,最后以高温气冷堆的概率安全分析为例提出先进核电厂概率安全分析的建议.     

核电厂事件序列的分阶段分析

概率安全评价(PSA)常用的技术手段是事件树(ET)结合故障树(FT)的分析方法,由于ET/FT都是以布尔逻辑为基础的静态分析技术,对于事件发生时间不同所引起的事故进程的变化缺乏足够的处理能力.然而,事件发生的准确时间对确定事故情景的发展有时是十分关键的.本研究针对压水堆核电厂丧失主给水后辅助给水系统失效时间对事故进程的影响,采用可靠性框图和事件树方法,分阶段对该事故序列进行评价,结果表明,此事故进程中,提高操纵员执行U1规程的可靠性有利于降低本事故情景下发生堆芯损坏的可能性.简要分析了该方法的适用性.     

两环路核电厂概率安全分析

秦山二期核电厂是两环路电功率为 ６００ ＭＷ的核电厂，而已进行过概率安全分析的广东大亚湾核电厂则为三环路９００ＭＷ核电厂。本文以去掉一个环路的９００ＭＷ三环路核电厂为参考电厂来进行两环路核电厂概率安全分析（ＰＳＡ）。分析结果指出：１）只要满足确定论安全审查，两环路核电厂的概率安全特性不亚于三环路核电厂的概率安全特性；２）参考的两环路核电厂堆熔频率为２．４２×１０－５／（堆年）；３）参考的两环路核电厂严重事故的支配性初因依次为失水事故（ＬＯＣＡ）和丧失热阱。本研究对两环路核电厂设计、建造和运行提供了有益的参考。     

核电厂设备可靠性参数计算系统的研究

设备可靠性参数是进行核电厂一级概率安全分析的输入数据.为了快速、准确的为电厂概率安全分析提供基础数据,满足概率安全分析发展的需要,文章介绍了一种基于组件的核电厂设备可靠性参数计算系统的设计及其技术特点,同时强调了核电厂建立设备可靠性数据仓库的必要性.     

核电厂严重事故序列选取准则探讨

严重事故的预防和缓解是新一代核电厂的重要安全问题。本文主要讨论核电厂严重事故研究和管理中确定严重事故主导事故序列时应考虑的准则问题,包括定性和定量准则以及准则相应的意义。以此为基础,本文整理形成一套推荐中国核电厂进行严重事故主导序列筛选时采用的准则,并以1000MW非能动先进压水堆(AP1000)标准设计为研究对象进行应用尝试。分析表明,严重事故选取准则应从定性和定量两方面阐述。从定性的角度,严重事故的选取应根据核电厂状态划分,在超设计基准事故范围内,选取可能导致堆芯损伤和安全壳旁路,并且在后果上具有包络性的事故序列。从定量的角度,应确定导致核电厂严重事故风险的绝对筛选值和相对筛选值,同时还要包络陡边效应,补充确定论分析和工程经验的成果结论。根据建议准则选取的AP1000严重事故主导序列与其概率安全分析报告中进行重点分析的严重事故序列基本吻合。     

LBB在AP1000技术中的应用

压水堆核电厂的设计基准事故定义为主管道双端断裂,这一假设过于保守.管道的失效方式往往是先出现破口而后再泄漏,即所谓的先漏后破(Leak Before Break,简称LBB),而不是双端断裂.LBB准则是防止核电厂压力管道发生灾难性破裂事故的重要评定准则.本文介绍了LBB评定技术在国外的发展情况和意义,阐述了LBB在AP1000核电厂中的应用情况及LBB评价的理论基础.     

应用PSA方法进行核电站维修风险管理

该文讨论了如何应用概率安全评价(PSA)方法对核电站的维修风险进行管理,给出维修风险管理的4个阶段,并重点对其中的短期维修计划制订中的风险管理进行了详细分析,包括实施过程、评价的风险指标以及可以采取的一些风险管理行动,通过实际案例介绍了所开发的M RM(m a in tenance risk m on itor)系统。应用PSA方法,可以对电站各种风险来源以及缓解系统的能力进行综合分析,从而得到定量化的、全面的风险信息,实现对电站维修风险的有效控制和管理,避免出现高风险配置状态。     

虚拟现实技术在核设施退役中的应用

法国CEA(法国原子能委员会)退役事业部开展了一项R＆D研究开发项目,专门为退役项目提供先进的虚拟现实设计手段.为此,建立了带有沉浸感、力感及声效功能的虚拟现实实验室.多种虚拟现实软硬件的集成和应用,使用户与由计算机仿真的虚拟场景进行交互式的人-机操作.该文简要介绍该实验室的虚拟现实系统平台构成,以及借助虚拟现实技术优化APM-马库尔乏燃料后处理中试厂414热室的退役操作方案.希望对我国核设施退役及废物管理发挥参考和借鉴作用.     

我国安全评价方法使用现状及思考

对目前国内安全评价机构通常采用的安全评价方法进行了分析,并对各方法在实际应用中的缺陷进行了研究.借用安全评价的数学基础知识,从概率论的角度,对评价过程中的评价变量进行分析,并且从风险的角度,阐述了一种新风险评价方法.将原来评价变量的时间、空间等因素用人为因素和设备因素替代,用人为因素和设备因素引发事故的相对概率代替绝对概率,以此提高评价的结果,保证评价质量,也引导企业提高安全管理水平.     

原子核衰变与原子核反应的统一

提出把原子核的衰变视为一种特殊的核反应，则衰变能就是这种特殊的核反应过程的反应能．而原子核衰变中的出射粒子动能与衰变能之间的定量关系，就是这种特殊的核反应过程的Q方程；并提出了原子核衰变与原子核反应两部分内容的教学建议．