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。     

风险指引的核电站设备分级概述

核电站的构筑物、系统及设备(以下简称SSC)的安全分级是核电站各项管理要求和规定的基础。由于传统确定论分级自身的特点,使基于此分级的核安全法规,一方面对设备的处理上存在过度的保守性,另一方面又在某些方面存在不够保守的地方。为了使法规对设备处理要求的规定更趋于合理,因此有了风险指引设备分级思想的产生。美国核管会及一部分业主对此分级思想的前景持肯定态度,并制定了多项相应的法规、标准及导则,同时有少数业主对此分级方法进行了试点性的研究。这些举措都将促进该风险指引设备分级思想的发展。通过总结与此分级相关的背景、方法及案例研究,对比传统分级和风险指引的分级方法之间的异同,阐述风险指引分级的方法论,使读者对风险指引分级思想的现状及发展有一个总体的概念,并对其以后的发展提出一些展望。     

核电站风险指引设备分级的方法

该文通过大亚湾核电站的实例分析来探讨核电站构筑物、系统及设备(SSC)的风险指引分级方法的可操作性及在执行过程中需考虑的问题,并对实例分析的结果进行讨论,以推动此分级思想的发展。风险指引SSC分级通过定量化的概率风险分析(PSA)、纵深防御分析和敏感性分析3个步骤综合评估设备的安全重要性。实例是以大亚湾核电站辅助给水系统为对象,结果中有33%的“安全相关”设备被划分为低安全重要设备,64%的“非安全相关”设备被划分为高安全重要设备。实例研究表明,此分级方法是一个系统化的、全面的并具可操作性的流程。     

利用二元决策图求解故障树的基本事件排序

故障树分析是一种核电站常用的概率安全评价方法。对利用二元决策图求解故障树方法中的关键问题——基本事件排序进行了研究。先将故障树转化成二元决策图,然后通过遍历二元决策图直接获取割集。在转化的过程中,基本事件的排序对二元决策图的规模和计算速度有着直接的影响。寻找基本事件的最优排序是该方法的重点。该文提出的三条排序法则,对基本事件的排序有明显的帮助,可使二元决策图结点数减少约二分之一。     

核电厂营运单位应急响应能力评估方法研究

结合核电厂营运单位的应急准备工作和核安全监管部门的监管机制与日常监督检查工作,同时充分考虑应急响应能力的构成要素及其特点,建立了一套核电厂营运单位应急响应能力评估方法。该评估方法包括定量化的性能指标的评价体系和定性的检查发现的评价体系,以及两体系在显著度确定程序的辅助下形成综合评价结果。评估方法可协助发现核电厂营运单位在应急响应能力方面存在的问题,合理分配职责及监管资源,指导和规划营运单位和监管部门的响应行动。     

Influence of DC Supply Systems on Unplanned Reactor Trips in Nuclear Power Plants

IntroductionMany factors influence the economics ofnuclear power plants.Unplanned reactor trips arethe most important factors,so it has beeninvestigated from various aspects because oftheirinfluence on the operating capacity factor inNuclear Power Plants ( NPPs ) .Operationalexperience has shown thatsome components in theNPPs are so importantthattheir failure may causethe entire plantto shutdown.Such shutdowns haveoften occurred in the pastin the NPPs.So,nuclearpowerplantauthorities have…     

核电厂备用系统可靠性模型及其参数评估方法

 由于同时存在备用应力和需求应力，导致了备用设备可靠性模型的多样化。本文首先分析了备用失效模型和需求失效模型的特点；然后，对同时考虑两种应力的综合模型的表达形式和适用性进行了分析，并提出上述三个模型的基本使用原则；最后，针对目前核电厂可靠性数据的积累现状，对模型参数的评估方法进行了研究，提出三个不同层次数据的评估方法，并在此基础上给出了我国核电厂备用设备可靠性模型和参数评估方法的使用建议。     

核电站风险指引设备分级的方法

该文通过大亚湾核电站的实例分析来探讨核电站构筑物、系统及设备(SSC)的风险指引分级方法的可操作性及在执行过程中需考虑的问题,并对实例分析的结果进行讨论,以推动此分级思想的发展。风险指引SSC分级通过定量化的概率风险分析(PSA)、纵深防御分析和敏感性分析3个步骤综合评估设备的安全重要性。实例是以大亚湾核电站辅助给水系统为对象,结果中有33%的“安全相关”设备被划分为低安全重要设备,64%的“非安全相关”设备被划分为高安全重要设备。实例研究表明,此分级方法是一个系统化的、全面的并具可操作性的流程。     

核电站概率安全分析中人因事件的风险重要性

对核电站概率安全分析模型中人因事件的风险重要性进行了讨论.岭澳核电站风险重要的前50个最小割集中,包含人因事件的有28个,占总堆芯熔化频率的 39.1%.讨论了两个风险重要度:割集重要度(Fussell-Vesely importance,FV)和风险增加当量(risk achievement worth,RAW)得到的North Anna核电站单个电站审查中风险重要人因事件特点.FV重要度前10位人因事件都为事故后人因事件;RAW重要度前10位人因事件中包括发生概率较低的事故前人因事件和发生概率较高的事故后人因事件.提出了可以采取的有效预防和缓解措施.     

核电厂营运单位应急响应能力评估软件平台

 核电厂营运单位的应急响应能力是核电厂安全运营的重要保障。在核事故中,核电厂营运单位成功实施应急响应是缓解事故进程、控制事故后果,保护人类健康和环境安全的关键途径。因此,核电厂营运单位应急响应能力建设能否支持其成功应对核事故,已成为业界关注的重点。本文在核电厂营运单位应急响应能力评估方法的基础上,研发了核电厂营运单位应急响应能力评估软件平台,用于辅助核电厂营运单位应急响应能力评估方法的推广应用。结合已经形成的应急响应能力评估准则,分析了应急响应能力评估方法运用中的需求、提出的软件功能共含有7 项,包括用户管理、性能指标的计算与数据维护、检查发现的资料管理与评价结果呈现、内部管理流程、综合评价、电厂管理、评估准则和关注点管理,并介绍了功能的软件实现。