AP1000核电厂SGTR事故概率安全评价
事故树分析法在三门AP1000核电受限空间管理过程中的应用
事故树分析法在三门AP1000核电受限空间管理过程中的应用摘要：安全管理的根本是危险源的管理，因此做好危险源的识别与评价是做好安全管理的前提。
目前核电建造过程中，常用的危险源识别与评价方法有安全检查表法、LEC法、预先危险性分析法，这些方法简单、易用，但是这些方法均为定性评价，评价方法缺乏系统性，选取经验值的主观性较强，评价人员的不同经验会影响危险源的评价结果，造成评价结果的失真甚至错误。
本文以三门AP1000核电受限空间管理为例，利用事故树分析法，以三门AP1000核电工程受限空间“窒息中毒”风险为例进行辨识评价，根据危险源评价结果，采取相关的控制措施，为后续受限空间管理提供参考。
关键词：AP1000核电；风险分析；重大风险；管理措施1、引言三门核电工程的建造首次采用了全球最先进的第三代核电技术——AP1000核电技术。
任何新技术、新工艺的引进都会带来新的安全隐患，且三门核电站建造难度大，建造过程中出现的设计变更、工艺改变、突击施工等因素又给安全管理增加了难度。
首台AP1000机组的新技术和新工艺对安全管理的高要求，以及国家乃至世界对AP1000首台机组的高度关注，也给三门核电工程的安全管理带来了较大的压力。
目前核电施工现场常用的危险源辨识和评价方法主要用安全检查表法、LEC法对危险源进行辨识评价。
这些方法简单、易用，但是这些方法均为定性评价，评价方法缺乏系统性，选取经验值的主观性较强，评价人员的不同经验会影响危险源的评价结果，造成评价结果的误差甚至错误。
本文所选用的事故树分析法是定量评价在核电建造过程中应用的一种尝试。
通过分析数据介绍事故树分析法对安全管理的指导性作用和发展前景。
2、事故树分析法的介绍事故树分析法(Fault Tree Analysis，FTA)又称故障树分析法，是以人们对从结果推断可能原因的思维方法为基础而发展起来的一整套分析方法。
事故树分析法是从特定的重大或较大事故(或事件)开始，层层分析其发生的原因，直到原因事件不能再分解为止。
AP1000核电设备分级及其质量要求
AP1000核电设备分级及其质量要求论文集ＡＰｌ０００核电设备分级及其质量要求凌世情１（１．中核集１夏Ｉ－－１＇３核电有限公司，浙江－－１＇３３１７１１２）摘要：核电设备分级的目的是为设备设计、制造、检查、验收过程中的质量控制提供清晰的指导。
概括介绍了ＡＰｌ０００设备的安全和抗震分级，以及基于安全和抗震分级的质量要求。
另外，还针对ＡＰｌ０００设备的一些其他分类及相应的质量要求进行了系统地总结和概述。
关键词：ＡＰｌ０００，设备分级，抗震等级，质量要求ＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎａｎｄＱｕａｌｉｔｙＲｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｏｆＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＥｑｕｉｐｍｅｎｔｏｆＡＰｌ０００ＬＩＮＧＳｈｉｑｉｎ９１（１．ＣＮＮＣＳａｎｍｅｎＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＣｏｍｐａｎｙ，Ｓａｎｍｅｎ２１７１１２，Ｚｈｅｊｉａｎｇ，Ｃｈｉｎａ）Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅｐｕｒｐｏｓｅｏｆｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎｏｆｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｅｑｕｉｐｍｅｎｔｉｓｔｏｐｒｏｖｉｄｅｃｌｅａｒｇｕｉｄａｎｃｅｏｆｑｕａｌｉｔｙｃｏｎ・・ｔｒｏｌｄｕｒｉｎｇｄｅｓｉｇｎ，ｍａｎｕｆａｃｔｕｒｉｎｇ，ｉｎｓｐｅｃｔｉｏｎａｎｄａｃｃｅｐｔａｎｃｅ．ＴｈｉｓｔｈｅｓｉｓｉｎｔｒｏｄｕｃｅｄｂｒｉｅｆｌｙｔｈｅｓａｆｅｔｙａｎｄｓｅｉｓｍｉｃｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎｏｆＡＰＩ０００ｅｑｕｉｐｍｅｎｔ，ａｎｄｔｈｅｑｕａｌｉｔｙｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓｂａｓｅｄｏｎｔｈｅｓａｆｅｔｙａｎｄｓｅｉｓｍｉｃｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ．Ｉｎａｄｄｉｔｉｏｎ，ｔｈｉｓｔｈｅｓｉｓｓｕｍｍａｒｉｚｅｄｓｙｓｔｅｍａｔｉｃａｌｌｙｔｈｅＯｔｈｅｒｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎａｎｄｔｈｅｃｏｒｒｅｓｐｏｎｄｉｎｇｑｕａｌｉｔｙｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓ．Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ＡＰＩ０００，ＥｑｕｉｐｍｅｎｔＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ，ＳｅｉｓｍｉｃＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ，ＱｕａｌｉｔｙＲｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔ．１．前言核电厂安全的基本目标是在正常工况和事故工况下限制公众和厂区工作人员所受到的辐射照量。
核电厂概率安全评价概述
PSA的历史（续） PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。
1972 年初，美国某科学家联盟挑起一场关于LOCA事故的大争论，
认为在LOCA事故时，堆芯不可能保持完好的几何形状；在对核电
厂的安全问题进行全面研究得出分析结果之前，应该停止核电厂的 运行； 为了定量评价核电厂此前各项改进 的效果以及核电厂运行的风险，同 时也为了回应反核方的观点，美国 原子能委员会（USAEC）组织一 个由Rasmussen（拉斯穆森，美 国麻省理工学院教授，曾撰文批评 反核方的观点）担纲的约60 人的 研究小组开展核电厂安全研究；
重性。
PSA的历史（续） PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。
WASH-1400肯定了PSA是能够描述电厂安全图象的最完整的方法。
1979年3月6日美国发生的三里岛事故（世界核电史上的第一起严
重事故，第二起是1986年4月26日前苏联的切尔诺贝利事故，第 三起是2011年3月11日日本的福岛事故）从反面证明了PSA的正确 性和有效性。 1979年初NRC曾说过不要用PSA来分析核电安全，三里岛事故后 遭到总统委员会的批评，从此开始支持PSA的发展。 1981~1994年，美国相继出版了故障树手册NUREG-0492、 PSA 实施导则NUREG/CR-2300，（PRA Procedures Guide）;暂行可 靠性评价计划（IREP，NUREG/CR-2728）；发行NUREG-1150 及其系列报告NUREG/CR-4550、4551，对美国5座核电厂重新进
浅谈三门AP1000核电工程重大安全风险管理措施
浅谈三门AP1000核电工程重大安全风险管理措施摘要：三门AP1000核电工程作为世界首堆，在建造方面有许多新的特点，如先进的模块化施工、“开顶法”施工及建安深度交叉施工方法等。
这些新的施工方法给现场安全造成了较大的风险，给现场的HSE管理提出了更高的要求。
本文拟从系统安全的角度出发，采用定性、定量安全风险分析方法，对核电工程建造各施工阶段的安全风险进行分析评价。
并运用现代管理科学和现代安全管理理论，结合三门AP1000核电一期工程的安全风险控制的管理措施和实践，验证AP1000核电站建造工程重大安全风险管理的有效性。
期望为后续AP1000核电工程建造过程提供重大风险管理控制方法参考。
关键词：AP1000核电；风险分析；重大风险；管理措施1、概述1.1三门AP1000核电工程介绍三门核电AP1000核电项目作为世界首堆，建设过程复杂、技术比较新颖，特有的核岛模块化施工（CA）、大厚度钢安全壳（CV）的制造和安装、核岛主系统关键设备的安装、建安深度交叉给现场安全管理带来了很大难度。
安全风险管理已成为建设AP1000核电工程的首要任务。
1.2国内核电建造过程安全风险管理现状长期以来，我国核电建设工程的安全风险管理基本上沿用了传统的事后处理方式，缺乏安全风险管理的理念，没有形成规范统一的核电建设工程安全风险管理模式。
大多数核电建设项目甚至对发生的安全生产事故缺乏完整的统计数据，更谈不上项目安全分析。
这种状况一直延续到上世纪九十年代后期【6】。
随着《安全生产法》、《建设工程安全生产管理条例》等法律法规的颁布实施，我国建设工程安全形势有了大幅度的好转，但是在运用系统安全风险管理理论指导工程实践，实现风险管理的规范化，进而取得预期的效果，在我国的在建核电站项目上还有待于进一步提高。
事实上，我国在建核电站发生人员死亡事故的频率还远远高于世界运行核电站，建造期间的安全管理问题已经成为核电站全寿期内不可忽视的和严峻的现实问题，建造过程中的安全风险控制和管理已经成为我国核电发展和核电站建造中必须解决的重要问题【6】。
国家核安全局关于印发《AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会纪要》的函
国家核安全局关于印发《AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会纪要》的函文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2010.11.26•【文号】国核安函[2010]191号•【施行日期】2010.11.26•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业正文国家核安全局关于印发《AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会纪要》的函（国核安函[2010]191号）三门核电有限公司，山东核电有限公司，环境保护部核与辐射安全中心，环境保护部华东核与辐射安全监督站：2010年11月16日，环境保护部（国家核安全局）在浙江三门核电厂现场召开了AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会。
现将会议纪要印发给你们，请遵照执行。
你们在内部结构模块浇筑前应制定详细的施工方案，浇筑过程中应确保质量保证体系有效运转、强化施工质量的控制，确保内部结构模块的施工质量。
附件：AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会纪要二○一○年十一月二十六日附件：AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会纪要2010年11月16日，环境保护部（国家核安全局）在三门核电厂现场召开了AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会。
来自国内科研院所和企业的5位专家，环境保护部（国家核安全局）、华东核与辐射安全监督站、环境保护部核与辐射安全中心、三门核电有限公司、山东核电有限公司、国核工程有限公司、国家核电上海核工程研究设计院、西屋公司等有关单位的代表出席了会议（名单附后）。
专家们听取了国家核安全局关于AP1000内部结构模块监管情况的汇报、三门核电有限公司和山东核电有限公司关于内部结构模块施工准备情况和模拟试验情况总结的汇报、环境保护部核与辐射安全中心关于CA20模块SC结构校核分析审评情况的汇报；察看了三门核电厂内部结构模块浇筑质量验证试件现场，见证了试件现场取芯，并就咨询问题进行了认真、细致的讨论。
核电厂概率安全评价方法及应用探讨
核电厂概率安全评价方法及应用探讨作者：李若鲲蔡国杰朱钢梁姚树密吴淑玉来源：《科技视界》2016年第16期【摘要】安全分析是核电站发展的重中之重，本文首先对我国核电厂概率安全分析的研究情况大致内容进行总结和整理，归纳了其分级情况和流程，结合具体研究实际阐述了其动态可靠性和分析研究方法。
并对传统安全分析即静态概率安全分析进行了剖析，从而找出引起稳定性变动的原因，得出冷却水系统的静态和动态失效概率的变动范围，对这些变化因素给予重点关注，为我国核电站后续安全监管提供一定的理论基础。
【关键词】动态稳定性；概率安全分析方法；冷却水系统PRA安全分析是一项系统的庞大工程，我国现阶段已经有相对成熟与完善的商业故障分析应用软件。
但是安全概率分析模型构建等程序依然需要大量专业人员来操作与进行，因此开展PRA安全分析模型软件开发项目刻不容缓。
将新的分析方法引入PRA安全分析系统，使得模型分析结果与实际情况更为接近，为故障与事故处理方案提供准确的数据，为优化安全分析系统提供信息数据支持，因此PSA安全分析研究是非常有前景与价值的。
1 核电厂概率安全评价方法概述1.1 概率安全分析方法相关理论与概念概率安全（PRA技术分析系统）分析的首次运用是在在美国核管20世界80年代出版发行的《反应堆风险分析评估美国商用核电站事故风险》报告中，该报告对堆芯熔化的风险和概率进行分析与评估的时候第一次运用了概率安全分析方法。
根据国内外学者的研究，可以将概率安全分析方法定义为：以概率论和稳定性作为前提，按照事件已知概率，对某一错综复杂的系统或者事件进行分析研究，对估算客体的风险与后果进行分析与评估的技术手段和方法。
概率安全分析系统将一个运行中的复杂系统进行全面考量，可能对核电站安全稳定运行产生影响的全部因素都要进行研究与排查，将各种可能的核电事故情形均纳入研究范围。
因而，PRA技术分析系统不仅能够及时准确发现设计缺陷、共因概率和各种失效模式，以及核电厂内诸多不利因素之间的作用程度和方式，而且还能够被用于评估修改设计的成本与代价，因而对核电站周边居民身体健康与生命、财产安全提供了保障。
AP1000核电站SGTR事故分析
AP1000核电站SGTR事故分析SGTR（蒸汽发生器传热管破裂）事故是考虑一根蒸汽发生器传热管完全破裂时发生的事故状况。
蒸汽发生器是压水堆核电站一回路和二回路的交汇点，假设事故发生时处于功率运行，一回路冷却剂内含有技术规格书内规定允许的有限数量的燃料棒破损情况下连续运行产生的裂变产物。
由于带有放射性的冷却剂由破口流入二次侧，这将导致二回路系统的放射性增加。
如果在事故期间核电厂丧失厂外电源或者冷凝器蒸汽旁排失效，放射性将通过蒸汽发生器大气释放阀或安全阀排至大气中。
由此可以看出，在发生SGTR事故时，一回路内的放射性物质将直接旁通一回路压力边界和安全壳两道安全屏障进入外部环境而对核电站周围环境产生影响。
因此，SGTR事故是压水堆核电站的基本设计基准事故之一，在核电站的设计中，必须考虑在发生SGTR事故时，在有操纵员干预和无操纵员干预的情况下事故的发展过程。
在操纵员的模拟机培训过程中，对SGTR事故的处理也是非常重要的一项培训内容。
在本文中，将对AP1000核电站SGTR事故在有操纵员干预和无操纵员干预的情况下SG防溢满的过程分析。
对于极不可能的操纵员未采取恢复操作措施的事故工况，AP1000核电厂设置了多个保护系统和非能动设计措施，可以自动终止SG传热管泄漏和稳定RCS （反应堆冷却剂系统）。
在SGTR事故下，CVS（化学和容积系统）的注入流量将维持一次侧向二次侧的破口流量，破损SG二次侧水位因破口流量的集聚而升高。
最终，破损SG水位将达到宽量程高-2水位整定值，该整定值接近于窄量程水位范围的上限。
AP1000保护系统自动提供多个安全相关措施，降低RCS温度和压力，以终止破口流量和蒸汽向大气的排放，并将RCS稳定在安全状态下。
这些安全相关措施包括投入PRHR热交换器、停运CVS泵和稳压器电加热器，隔离启动给水。
投入PRHR热交换器将堆芯衰变热传至IRWST（内置换料水箱）以降低RCS温度和压力。
停运CVS泵和稳压器电加热器可减小RCS系统的压力回升，这将使得主回路系统压力与二次侧压力相平衡，从而有效地终止一次侧向二次侧的破口流量。
动态可靠性评价方法在AP1000核电厂严重事故中的应用研究
Vol. 54,No. 7Jul. 2020第54卷第7期2020年7月原子能科学技术AtomicEnergyScienceandTechnology动态可靠性评价方法在AP1000核电厂严重事故中的应用研究崔成鑫，黄挺，陈炼，张蕾（国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司，北京102209）摘要：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$本文利用动态可靠性评价方法，使用严重事故程序MAAP 对AP1000核电厂全厂断电事故进行分析，并将动态可靠性评价结果应用于二级概率安全评价（PSA ）分析，最终评价对放射性裂变产物 的影响。
研究结果表明，系统动态特性对核电厂PSA 的分析结果有一定影响，且动态可靠性评价过程可挖掘更多信息，有利于更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性$关键词：动态可靠性；严重事故分析；概率安全评价中图分类号:TL364文献标志码:A 文章编号：1000-6931（2020）07-1235-06doi ：10. 7538/yzk. 2019. youxian. 0485Application of Dynamic Reliability Evaluation MethodinAP1000SevereAccidentAnalysisCUI Chengxin , HUANG Ting , CHEN Lian , ZHANG Lei(.State Nuclear Hua Qing (.Beijing) Nuclear Power Technology R&D Center Co. Ltd., Beijing 102209, China)Abstract : The dynamic reliability evaluation method can simulate the continuous or mul-tiplechangesofthesystemstate ,andbecomesanewdevelopmentpointfortheproba-bilitysafetyresearchofnuclearpowerplants.Basedonthedynamicreliabilityevalua- tion method , the state black out process of the AP1000 by MAAPsevereaccidentpro-gram wasanalyzed , theresults were applied to level 2 probabilistic safety assessment(PSA )analysisandfina l ythee f ectonradioactivefissionproductswasevaluated.Theresearch results show that the dynamic characteristics of the system have a certain impactontheanalysisresultsofthePSAofnuclearpowerplant ,andthedynamicrelia-bilityevaluationprocesscan mine moreinformation , andtobe t erguidethedesignof nuclearpowerplantsandimprovethesafetyofnuclearpowerplants.Keywords 'dynamicreliability %severeaccidentanalysis %probabilisticsafetyassessment传统经典的可靠性分析方法主要包括故障 树与事件树方法,975年诞生了以故障树和事收稿日期2019-0627；修回日期2019-11-07基金项目：国家科技重大专项资助项目（017ZX06004006）作者简介：崔成鑫（1987—）男，吉林蛟河人，工程师，硕士，核科学与工程专业网络出版时间 2020-03-02；网络出版地址：http ：〃kns. cnki. net/kcms/detail/11. 2044. TL. 20200228. 1443. 002. html1236原子能科学技术第54卷件树为基本技术手段的著名的WASH-1400报告，如今该方法已发展得相当成熟，也有相当广泛的应用，如在核电厂、航空航天、化工厂等场景。
AP-1000概率安全评价及其若干相关问题
了热 工水 力 分 析 。Ａ 一１０ Ｓ Ｐ ０ ０Ｐ Ａ是 与 其 设 计 、 分 析 、运 行 程 序制 定 等 迭代 进 行 的 。
２ ＡＰ １ ０ － ０ ０概 率 安 全 评 价 （ Ｓ Ｐ Ａ）
（ ） Ａ － ０ ０ Ｐ Ａ概 述 １ Ｐ １０ Ｓ
Ａ － ０ ０ Ｐ Ａ主要 内容 包 括 ：始 发 事 件 及 Ｐ １０ Ｓ
火 灾 的 功率 、停 堆模 式 的 一 、二级 Ｐ Ａ，完成 Ｓ 地震 的裕 度 分 析 ，未 做 其 他 外 部 事 件 （ 卷 龙 风 、外 部水 淹等 ） 的 Ｐ Ａ，结果 见 表 １ Ｓ 。
Ａ 一 ００Ｐ Ａ，针 对 Ａ 一 ０ ０的特 定 设计 进 行 Ｐ １０ Ｓ Ｐ １０
一
提供 依 据 等 。
（ ）Ａ 一 ０ ０Ｐ Ａ 主 要 结果 ３ Ｐ １０ Ｓ
西屋 公 司 完 成 了 Ａ 一 ０ ０ 内部 事 件 （ Ｐ １０ 内
部 灾 害 除外 ） 的 功 率 、停 堆 模 式 的 一 级 ＰＡ、 Ｓ 二 级 Ｐ Ａ；完成 了 内部 事 件 （ Ｓ 内部 灾 害 除 外 ）
功率
５ ６ｌ ． Ｅ一８
停 堆
８． ５２Ｅ一８
功 率
Ｏ． ８Ｅ一９ ８
停 堆
３． ２ ２ ２Ｅ一９
２ ４ Ｅ一 ．ｌ ７
１级 Ｐ Ａ Ｓ
１２ Ｅ一 ．３ ７
１４ Ｅ ７ ．ｌ一
５ ０９ Ｅ一 ． ７
裕 度 分析
４ １一 ． ９ Ｅ
１９ ． ５Ｅ一８
维普资讯
２ ０ 年 第 ３期 ０７
ＮＯ． ３． ２０ ０７
核 安 全
Ｎｕ Ｉａ ａｅｙ ｃｏ ｒ Ｓ ｆｔ
简析《AP1000核电厂严重事故管理导则》的框架结构
车 济 尧： 简析 ＜ ＜ ＡＰ ｌ ０ ０ ０核 电厂严 重 事故 管理导 则》 的框 架 结构
１ ７
续表
监视 核 电厂状态 ，以确 保 已经 采取 的措 施没 有导致核 电厂 出现 非预期性 的变化 。 Ｓ Ａ Ｃ Ｒ Ｇ－ ２的 入 口条 件 ：Ｔ Ｓ Ｃ启 用 并 开 始 执
摘要 ：在 严 重 事 故下，核 电厂状 态 千 变万化 ，如 何 缓 解 事故是 对核 电厂 人 员的极 大挑 战。
《 Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ 核 电厂严 重事故管理导则》指 导技术支持 中心评估事故状态，分析缓解措施 的
正 反 两 面影 响 ，确 定最佳 缓 解 策略 ， 由主控 室操 纵 员进 行 实施 并 监 视 其有 效性 。 本 文对 ｛ Ａ Ｐ １ ０ ０ ０核 电厂严 重事 故管 理 导则 》 的框 架 结构 进行 了梳 理 ， 以便核 电厂工 作 人 员更好 地 理解 和使 用这 一 导则 。 关键词 ： ＡＰ ｌ ０ ０ ０ ；Ｓ Ａ ＭＧ；技术 支持 中心
已经接近 堆芯开始产生大量氢气 的温 度 。
状 态 的判 断，变换 指南 中的活动次序 ，或 不执行 某 些特 定活动 ，或 采取 替代措 施 等 。一 旦发 生 严重事故 时执行 Ｓ ＡＭＧ，可 以保护冷 却剂边界 和 安全壳第 三道屏 障 ，缓解事 故后果 ，减 少放射 性 向厂外环 境的释放 ，并使事 故机组恢 复到稳定
反 应产生 的氢 气 ，其他 威胁 （ 例 如蒸汽 发生器 的
重 事故管 理的研 究成果。因为考虑到严重事故发生 时的现象复杂，加之核 电厂状态也在随时变化，所以
《 严重事故管理导则》 并不写成程序， 而是 以《 导则》 的形式，为核电厂人员提供一 芏 严重事故下决策的 模式，用 以决定对核 电厂采取 的最好或者冲击性最 小的事故缓解策略，使核电厂状 陟 － 复并达到稳定。
AP1000堆型始发事件分析
清华大学综合论文训练题目：AP1000堆型始发事件分析系别：工程物理系专业：核工程与核技术姓名：方俊指导教师：童节娟2010 年6 月3 日关于学位论文使用授权的说明本人完全了解清华大学有关保留、使用学位论文的规定，即：学校有权保留学位论文的复印件，允许该论文被查阅和借阅；学校可以公布该论文的全部或部分内容，可以采用影印、缩印或其他复制手段保存该论文。
(涉密的学位论文在解密后应遵守此规定)签名：导师签名：日期：中文摘要AP1000是美国西屋公司设计的首个获得美国核管会最终设计批准的三代+核电设计，世界上第一座AP1000核电站已经在浙江三门开工建设。
它具有非能动安全特性，电厂造价和电价更具有竞争性，但最大的缺陷却是没有运行经验的支持。
本文对AP1000电厂实施了始发事件分析，得到了AP1000的内部始发事件清单以及相应的发生频率估计，为后续进一步开展AP1000堆型相关的概率安全分析提供了重要的参考。
本文的分析中丧失冷却剂事故LOCA等始发事件的发生频率采取的是通用数据。
采取通用数据，是设计和运行经验不足时常用的一种权宜手段，而研究一种可以反映不同堆型特殊性的始发事件发生频率确定方法，是非常有必要的。
因此论文最后一部分重点研究了一种估计LOCA频率的新方法——专家诱导过程，对专家诱导过程的实施方法以及对诱导结果的数据处理方法进行了分析和介绍。
关键词：AP1000；始发事件；LOCA；失水事故；频率；专家诱导过程IABSTRACTThe AP1000, designed by Westinghouse, is the first Generation III+ plant receiving the Final Design Approval by the US NRC, and the world's first AP1000 was settled down in Sanmen, Zhejiang, China. It is a kind of pressurized-water reactor with passive safety features and much more competitiveness in cost and tariff, but the greatest defect is its lack of operating experience.This paper conducts the initiating events analysis for the AP1000 plant by the systemic approaches. As a result, we have got a comprehensive set of internal initiating events and the corresponding occurrence frequency estimates. It will be an important basis for the further studies. Due to the insufficient operation information, occurrence frequency estimates of the Loss Of Coolant Accident (LOCA) initiating events are made by generic data. Although the generic data approach is acceptable for the preliminary safety analysis phase, the establishment of a methodology which can estimate the corresponding frequency according to the reactor’s specific features is always expected. A new method for evaluating LOCA frequencies estimates, which is named as Expert Elicitation Process, is introduced summarily in the paper, including how to conduct the Experts Elicitation Process and the method for dealing with the responses.Keywords：AP1000; initiating events; LOCA; loss of coolant; frequency; expert elicitation processIII主要符号对照表ADS 自动降压系统（Automatic Depressurization System）ASME 美国机械工程师协会（American Society of Mechanical Engineers）ATWS 未能紧急停堆的预计瞬态（Anticipated Transient Without Scram）DVI 直接压力容器注入（Direct Vessel Injection）ESF 专设安全设施（Engineered Safety Feature）gpm 加仑/分钟HV AC 采暖、通风、空调（Heating、Ventilation、Air Condition）IE 始发事件（Initiating Events）IGSCC 晶间应力腐蚀裂纹（intergranular stress corrosion crack）inch 英寸INPO 美国核电运行研究院（Institute of Nuclear Power Operations）IRWST 安全壳内置换料水箱（In-containment Refueling Water Storage Tank）ISLOCA 接口系统失水事故（Interfacing System Loss-of-coolant Accident）LOCA 失水事故（Loss-of-coolant Accident）MSIV 主蒸汽隔离阀（Main Stream Isolation Valve）NRC 美国核管会（Nuclear Regulatory Commission）PORV 电动泄压阀（Power-operated Relief Valve）PRA 概率风险评价（Probabilistic Risk Analysis）PSA 概率安全评价（Probabilistic Safety Assessment）psig 磅/平方英寸PWR 压水堆（Pressurized Water Reactor）PWSCC 一回路水应力腐蚀裂纹（Primary Water Stress Corrosion Crack）VRCS 反应堆冷却剂系统（Reactor Coolant System）RHR 非能动余热排出（Residual Heat Removal）RPS 反应堆保护系统（Reactor Protection System）SGTR 蒸汽发生器传热管断裂（Steam Generator Tube Rupture）SRV 安全阀/排放阀（Safety/Relief Valve）SWS 厂用水系统（Service Water System）TBV 汽轮机旁通阀（Turbine Bypass Valve）VI目录第1章引言 (9)1.1 AP1000堆型的背景资料 (9)1.2 概率安全评价方法的介绍 (9)1.3 课题的意义 (9)1.4 主要内容 (10)第2章AP1000内部始发事件的确定和分组 (12)2.1 事件范围 (12)2.2 始发事件的确定 (12)2.2.1 确定始发事件清单的方法 (12)2.2.2 参考通用的始发事件清单 (13)2.2.3 AP1000特定始发事件分析 (29)2.2.4 初步的始发事件清单 (41)2.2.5 AP1000的PSA报告的始发事件清单 (42)2.3 AP1000最终的内部始发事件清单 (52)第3章内部始发事件的发生频率 (55)3.1 概述 (55)3.2 内部始发事件发生频率的最后结果 (56)第4章专家诱导过程 (59)4.1 概述 (59)4.2 两种传统的估计LOCA频率的方法 (60)4.2.1 基于运行经验的统计分析 (60)4.2.2 基于假想失效机理的概率断裂力学分析 (61)4.2.3 专家诱导过程 (62)4.3 诱导方法 (63)VII4.3.2 试点的诱导过程 (66)4.3.3 挑选专家组成员 (67)4.3.4 诱导培训 (68)4.3.5 技术问题开发 (69)4.3.6 基准事件开发 (74)4.3.7 诱导过程的背景资料 (77)4.3.8 设计诱导问题 (77)4.3.9 个体诱导过程 (81)4.3.10 最终的诱导响应结果 (81)4.4 诱导响应结果的分析方法 (82)4.4.1 数据处理结构 (82)4.4.2 对数正态分布结构 (86)4.4.3 对数正态分布的基本公式 (86)4.4.4 管道系统和非管道子部件的频率 (87)4.4.5 管道系统和非管道系统的贡献 (90)4.4.6 小组估计值和置信区间 (92)第5章总结和展望 (95)5.1 总结 (95)5.2 展望 (95)插图索引 (97)表格索引 (99)参考文献 (101)致谢 (103)声明 (105)附录A 书面翻译 (107)VIII第1章引言1.1 AP1000堆型的背景资料AP1000是由美国西屋公司研发的一种压水堆核电站，它是第一个获得美国核管会最终设计批准的三代+核电设计，具有非能动安全的特性，大大简化了电厂设计，电厂造价和电价更具有竞争性[1]。
AP1000核电厂SGTR事故工况下CMT水位分析
2014 年 9 月Sep. 2014Nuclear SafetyAP1000 核电厂SGTR 事故工况下CMT 水位分析肖三平，叶杰，钱辉，王亮亮，陈树山（中广核工程有限公司设计院上海分院，上海200240）摘要：本文使用LOFTTR2AP-1.6 程序分析了AP1000 核电厂在蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故工况下堆芯补水箱（CMT）的水位变化情况。
分析结果表明，即使在极端的情况下，SG TR 工况也不会导致CMT 的水位下降到触发自动卸压系统（ADS）动作的整定值，不会导致更为严重的瞬态，符合压水堆用户要求文件（URD）的规定。
关键词：蒸汽发生器传热管破裂；堆芯补水箱水位；自动卸压系统；稳压器水位中图分类号：TL353文章标志码：A 文章编号：1672-5360（2014）03-0045-05蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故是核电厂重要的设计基准事故。
在事故发生后，冷凝器不可用会导致一回路中的放射性物质直接进入大气，对环境造成污染，因此这一直是核安全分析关注的重点内容。
在压水堆核电厂SGTR 事故分析中，需要重点分析最终验收准则是否能满足10 CFR 100［1］中的放射性释放量的要求。
与蒸汽的放射性水平相比，蒸汽发生器（SG）内水的放射性水平更高，SG 排水可能造成不可接受的放射性物质释放后果。
为此，美国核能管理委员会（简称NRC）对事故后的SG 提出了不能满溢的要求［2］。
在具体分析中，关注的重点往往是故障SG 是否满溢，只有在不能满溢的要求满足后，再计算厂外放射性释放量是否满足验收准则。
例如CPR1000 核电厂在应对SGTR 事故时，利用人为干预防止SG 满溢［3］；针对SGTR，EPR 选择了安注压力（中压安注）低于二次侧安全阀的起跳压力的设置，来避免在SGTR 过程中蒸汽发生器满溢，避免带放射性物质的液体释放，并降低二次侧安全阀“卡” 在开启位置的概率［4］。
相比传统压水堆核电厂，用户要求文件（URD）针对A P1000 的设计特点提出了额外的要求［5］：对于基于最佳评估基准分析的SG 中的一根传热管双端断裂事故，假设在反应堆停堆后操作员不干预的情况下，应避免启动自动卸压系统（ADS）；对二回路系统的预期瞬态，如果释放阀卡在开启位置，在基于最佳估算基准的分析中，应避免ADS 启动。
关于核电厂安全分析与概率评价
关于核电厂安全分析与概率评价发布时间：2021-06-29T07:51:12.080Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年26期作者：刘欢[导读] 核电厂的安全性分析并非旨在研究核电厂是否会发生事故或堆芯熔化以及放射性释放，而是在干扰因为无法预测的情况下，对系统、设备和组件的可用性等进行足够分析，探讨事故预防的设计基准或严重性预防，以获得减轻事故后果的操作程序。
刘欢福建福清核电有限公司福建福清 350300摘要：核电厂的安全性分析并非旨在研究核电厂是否会发生事故或堆芯熔化以及放射性释放，而是在干扰因为无法预测的情况下，对系统、设备和组件的可用性等进行足够分析，探讨事故预防的设计基准或严重性预防，以获得减轻事故后果的操作程序。
例如，尽管一些核电厂从未发生过重大安全事故，但是核电厂必须以重大事故为参考，以执行避免故障的要求和准则，并可以保证堆芯和安全壳燃料的完整性，以对油箱和喷雾泵（或设备）进行喷射和喷雾流量分析。
当高失水事故从安全注入或喷雾损失升级为严重事故时，安全设备将注入反应堆腔体，防止高压团块，从氢重组器中除去氢气，释放安全壳中的超压并淹没反应堆等。
对核电厂安全进行分析机会，有利于以防止和减轻容器故障引发的放射性释放的后果。
因此，核电厂的安全分析是对核电厂特殊安全设施的安全能力和安全裕度的分析，而其中基于概率评价的概率安全评价法，在核电厂管理中应用广泛，其具有一定的应用优势和可改进之处，对此进行分析，有利于优化核电厂安全管理。
关键词：安全分析；大破口失水事故；安注系统；概率；数字游戏概率评价是基于与每个事件或事故的概率的有限数量的事件或事故结果的推断估计。
但是，令人遗憾的是，核电厂的事件或事故数量非常有限，不足以作为评估可能性的准则。
概率估计是人为创建的事件树和故障树，其中放射性释放频率造成的事故概率与核电厂安全间的相关性并不强。
例如，大型结构破裂损失事故、堆芯损坏和放射性释放等问题，皆是核电厂经营中面临的重要安全预防内容[1]。
AP1000核电厂严重事故管理导则的建立
故 管理导则 将为核 电厂运行和技 术人员提 供严重事故方 面现有 水平 的 １简介 发生 严重 堆芯 损伤 后 ，Ｐ Ｏ ０ 急运 行规 程 （ Ｏ ）不 再适 用 。 知识 。然而 ， Ａ Ｉ０ 应 ＥＰ 堆芯熔化过程存在 不确定 眭， ， 因此 由导则提供 严重事故管 相 Ｏ 操作规程 的操 作而言 ， 它不是指令 ｆ的 。 生 Ａ Ｉ０ Ｐ Ｏ０核电厂应依据 Ａ Ｉ０ Ｐ Ｏ０严重事故管理导则框架 ， 开发和执行严 理 ， 对于堆芯熔化前 的 Ｅ Ｐ 重事故管理 导则（Ａ Ｇ 。Ａ Ｉ０ Ａ Ｇ已经根据严重 事故管理 导则 Ｓ Ｍ ） Ｐ Ｏ０Ｓ Ｍ Ａ Ｉ０ Ａ Ｐ Ｏ０Ｓ ＭＧ 由西屋业 主集 团（ Ｇ Ｓ ＭＧ的形式 和 内容发 展 ｗ０ ）Ａ ＷＯ Ａ ＳＳ 框架Ⅲ 中的信息、Ｐ Ｏ ０ Ａ Ｉ０ 概率风险评价（Ｒ 和开发过程中的相关研究 而来 ， Ｇ Ｓ ＭＧ已经 应 用 于美 国所 有 的西 屋 设 计 的 Ｎ Ｓ 压 水 堆 Ｐ Ａ） 而建立 。Ａ Ｉ０ Ｐ Ｏ ０严 重事故管 理导则框 架 由 Ａ ６ ０ Ｐ ０ 严重 事故管理 导则 （ｗＲ 核电机组 以及世界 上各 种压水堆 设计 ， ｐ ） 包括西 屋 、 Ｒ Ｖ Ｋ Ａ Ｅ Ａ、ＷＵ Ｖ Ｒ 从 ９８ ＷＯ Ａ Ｇ已经在严重事故演 习中得 到充 分 框架发展 而来 。 开发 的严重 事故管理导则 由执行 卷 、 导则卷 和背 景卷三 和 Ｖ Ｅ 。 １９ 年起 ， Ｇ Ｓ Ｍ 卷组成 。采 用 Ａ Ｉ０ 设计 的核 电厂应执行 Ａ Ｉ０ ＡＶ 。 ＰＯ ０ Ｐ Ｏ０Ｓ １Ｇ Ｉ 测试 ，并且 证 明这是 一套有 效 的 、用户 友好 的导则 。因此 ，从 ＷＯ Ｇ ２Ａ Ｉ０ Ａ Ｐ Ｏ０Ｓ ＭＧ的建立 ＳＭ Ａ Ｇ扩展至 Ａ Ｉ０ Ａ Ｇ是 个 自然 的过程 。 Ｐ Ｏ０Ｓ Ｍ 事 故的防止 和缓解是 Ａ Ｉ０ Ｐ Ｏ０设计进程 的一部 分 。非 能动 核电厂 Ａ Ｉ０ Ａ Ｐ Ｏ０Ｓ ＭＧ采用 的技术基 础与 ＷＯ Ａ Ｇ相 同 ， Ｅ Ｒ 严 ＧＳ Ｍ 为 ＰＩ 设计 的一个 重要 出发点 是 防止 事故发 展至 堆芯 损伤 的事故 管理 理念 。 重事故 管理技术基础文件 。 该文件详 细记录了 １９ 年代早期 已知的严 ９０ 此外 ， 率较低 的堆芯损 伤事故 中 ， 没计 的某 些特 陆使 损坏 的堆芯 重事故现象和行为。根据近年来世界范围内的研究成果 、从 Ａ Ｉ０ 概 电厂 Ｐ Ｏ０ 保 留在安全壳 内 ， 到终止事故进 程 ， 电厂带至可 控 的稳 定状态 Ｐ Ａ获得 的知识和 Ａ Ｉ０ Ａ Ｇ框架 （ Ａ Ｉ０ Ａ Ｇ开发前 完 以达 将核 Ｒ Ｐ Ｏ０Ｓ Ｍ 在 Ｐ Ｏ０ｓ Ｍ 的 目的 。尽管 Ａ Ｉ０ 拥有 较高的缓解严重事 故能力 ， 强管理能力 成 ）该技术基 础已经进行更新 和补 充。 进行 的一 系列 Ａ Ｉ０ 严重事 Ｐ Ｏ０ 对增 ， 所 ＰＯ ０ 的可选 操作 的讨论 仍然是有意义 的。 ＰＯ ０ 电厂严重 事故管理导则 故分析可以支持 Ａ Ｉ０ Ａ Ａ Ｉ０ 核 ＰＯ ０Ｓ ＭＧ的开发，在分析中获得的知识也可用 是在 总体的理念 和高级别 的策 略的基础上形成 的。 于 ＡＰＩ０ ＡＭＧ的开发 。 Ｏ０Ｓ ３Ａ Ｉ ０ Ａ Ｇ组成 ＰＯ ０Ｓ Ｍ 在堆芯损伤前 ， 用 Ａ Ｉ０ 应急运行 规程（ ｏ ） 尽管 Ｅ Ｐ提 应采 ＰＯ ０ Ｅ ｐ。 Ｏ 供了防止堆芯损伤的策略， ， 但是 它们不涉及发生严重堆芯损伤后的情 Ａ Ｉ０ 电 厂严 重 事故 管 理导 则 由三卷 组 成 ：执 行卷 描 述 了 Ｐ Ｏ０核 Ｐ Ｏ０Ｓ ＭＧ开发 的方法论 和准则 ； 导则卷 包括 主控室人员 和工程支 景 。Ａ Ｉ０ 严 重事故管 理导则开 发用于 Ａ Ｉ０ Ｏ Ｐ Ｏ０ Ｐ Ｏ０Ｅ Ｐ不适用之 后 ， 主 Ａ Ｉ０ Ａ 要 针对 重要 的堆芯损 伤事故 。Ａ Ｉ０ Ａ Ｇ包括从 Ａ Ｉ０ Ｒ ＰＯ ０Ｓ Ｍ Ｐ Ｏ０Ｐ Ａ中 持人员在严重事故 响应 中采用 的 Ｓ Ｍ Ａ Ｇ导 则 ；背景 卷详细描 述了导则 获得的知识和过去 ２ 年内严重事故管理研究中的内容。因此， ０ 严重事 卷 中导则 的技术基 础。本 节中将分别介 绍这 三部分 的相关 信息 。 碾 压遍数 、 压实度 Ｋ之间如 表 １ 所示 的关系 、 并绘制 出如 图 １ 示的 所 关系 曲线 。 通过对图 １ 的分析 ，可以发现当粉煤灰含水率在最佳含水率范围 内时 ， 到压实度 Ｋ ９％的要求 ， 达 ＞ Ｉ ３ 使用 ２ ０吨压路 机一般 只需要 碾压 ８ 遍左 右 。当继续 碾压时 ， 碾压遍 数增加压 实度增加 不明显 ， 至有 随着 甚 下降趋 势 。施 中如果改 变压实机 械应该通 过试验测得 其压实 度和压 实遍数 的关系 ， 出最 佳压实遍数 。 找 考虑施工期间的排水； 每层应按照不小于 ３ ％的横坡和纵坡进行摊 铺和碾压。根据天气情况还应该注意每层粉煤灰路堤施工完后的表面 水的保持 ， 晴天采用适当洒水， 小雨天气可以连续施工， 遇到中到大雨 ， 应提前 铺 ３ ｅ 粘土封 层。 ０ｒ ａ ３ ． ４粘土护坡施工 粉煤灰路堤填筑体存在极易被冲刷及路堤收坡困难等问题，所以 应该 设置护 坡 。护坡 的类型 主要有干砌 片石护坡 、 砌片石护 、 浆 粘土护 坡 、 泥粉煤 灰护坡 和沥青封 闭坡面等 。通过对 比分 析 ， 水 试验段 采用造 价 低廉使用 广泛 的粘土护坡 。粘土护坡 施工之前 应进行粘 土 的最佳 含 水率 、 干密度和液 塑限等试 验 ， 最大 根据测定 的参数 选用合理 的施工方
AP1000设计及事故响应特性
– 安全系统的单一故障不应影响该系统执行其预定安全 功能的能力。
• 案例
– 短期、长期 – 能动部件拒动 – 已有故障
故障安全设计原则
• 核动力厂系统必须设计成在该系统或其部 件发生故障时不需要采取任何操作而使核 动力厂进入安全状态。
• 案例
– 控制棒 – 安全壳隔离阀 – 保护系统的信号和控制逻辑
自动降压系统触发信号
• 1st stage initiates with CMT intiation + CMT Low-1 level (67.5%).
• 2nd & 3rd stages initiate after time delay.
• 4th stage initiates with CMT Low-2 level (20%) + Low RCS pressure (1200 psig) following preset time delay after 3rd-stage depressurization valves have opened.
通风系统
• 所有通风系统都是非安全级的； • 在正常运行工况下，由非放射性通风系统
维持主控制室环境条件； • 在事故工况下，可由非能动的主控制室可
居留系统和其它非能动设计特性维持主控 制室环境条件。
反应堆保护系统
• 反应堆停堆信号； • 专设安全设施触发信号；
– 非能动余热排出系统触发信号； – 堆芯补水箱触发信号； – 自动降压系统触发信号；
反应堆设计的基本安全功能
• 基本安全功能
– 反应堆停堆； – 余热排出； – 放射性的包容；
• 安全系统的设计围绕保证这三项基本安全 功能展开。
核电厂内部火灾概率安全评价现状
核电厂内部火灾概率安全评价现状喻新利;郑向阳;赵博【摘要】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.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2010(000)004【总页数】7页(P29-34,44)【关键词】核电厂;内部火灾;PSA【作者】喻新利;郑向阳;赵博【作者单位】中国核电工程有限公司,北京,100840;环境保护部核与辐射安全中心,北京,100082;中国核电工程有限公司,北京,100840【正文语种】中文在核电厂内，火灾发生的频率比较高，其事故发展也较难以预测，对核电厂的安全构成了严重威胁［1］。
据统计，在1991年以前美国核电厂发生火灾的频率为0.29次/堆年，近年来随着防火技术的发展及管理水平的提高，火灾频率已经下降到0.14次/堆年［2］，但仍相当可观。
而且核电厂内可燃物料较多，厂房、设备等布置复杂，火灾会引起设备的损坏或误动作，并可能发生蔓延。
世界各国核电厂已经在汽轮机厂房、电气厂房中发生多次大型火灾，另外发生过多次电缆火灾并蔓延至其他防火区最终造成严重损失［3］。
比如1975年3月22日美国Brown's Ferry核电厂火灾，其发生在电缆贯穿区并蔓延进反应堆厂房，损毁600多根安全相关系统电缆，对核安全造成挑战，并最终导致美国核管会 (NRC)关于核电厂防火管理的重大变更;发生于1978年12月31日的前苏联Beloyarsk核电厂2号机组汽轮机厂房电缆火灾，蔓延至电厂其他区域，亦使电厂造成重大损失。
因此，世界各国对核电厂的防火安全制定了严格的规定并进行了大量研究，以满足核电厂防火遵循的纵深防御原则。
然而，这些规定一般比较严格，缺乏弹性，属于确定论范畴核工业界及核安全监管机构为此付出了大量人力、物力。
AP1000核电厂部件质量等级的划分及其与我国法规_标准的相容性20120313晚自习
补水系统提供 )。 2) 质量 B组 质量 B 组适用用于包容水和蒸汽的压力
容器、热交换器 ( 不包括气轮机、冷凝器 ) 、 储罐、管道、泵 和阀门, 它 们属于 以下第一 种情况或第二种情况:
第一种情 况 ∋ ∋ ∋ 是反应 堆冷却 剂压力边 界组成 部 分但 未划 入质 量 A 组 的部 件 [ 见 2 2中的 1) ( a) 和 1) ( b) ] 。
1) 质量 A 组 质量 A 组适用于构成反应堆冷却剂 压力 边界的部件。但 并非所有构成反应堆冷却 剂 压力边界的部件都必须划入质量 A 组。根据 10 CFR 50 55 a的规定, 满足以下条件的反应 堆冷却剂压力边界部件可以从质量 A 组排除: ( a) 该部件 在反应堆正常运 行* 期间 发 生假设故 障时, 反应 堆 能够 有秩 序地 停堆、 冷却 ( 假设补水由反应堆冷却剂补水系 统提 供 )。 ( b) 该部件是与反应堆冷却剂系统 相隔 离的, 或者能够与反应堆冷却剂系统相隔离。 隔离是指两个串联阀门都 关闭。两个串联 阀 门可能是两个常关阀、两个常开阀或者一 个 常关阀加一个常开阀。每一个常开阀门必 须 能够自动动作, 且 ( 假设另一阀门处于 打开 状态 ) 关闭时间适当, 能保证所说的部 件在 反应堆正常运行期间发生假设故障时每 个阀 门都依然是可操作的, 且反应堆能够有秩 序 地停堆、冷却 ( 假设补水仅由反应堆冷 却剂
( c) 蒸汽、给 水系统的这一 部分: 始于 并包括蒸汽发生器 ( SG ) 二次侧, 直至并包 括最外的安全壳隔离阀; 以 及与该部分相连 接的支管, 直至并包括在反 应堆所有正常运 行模 式下 常 关的 或 能够 关 闭 的第 一 个 阀门 (安全阀或释放阀 ) 。
( d) 与反应堆冷却剂压力边界相连接的 系统或其组成部分, 它们并 非在反应堆所有 正常运行模式 下都能以关闭两个阀门的方式 与反应堆冷却剂压力边界隔离, 这两个阀门 的每一 个 或 者是 常 关 的, 或 者 是 能 自动 关 闭的。
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AP1000核电厂SGTR事故概率安全评价
概率安全评价(PSA)不是确定的分析系统对于事故的响应,而是以可靠性工
程和概率风险理论为基础,分析复杂系统的所有可能的事故状态,找到所有可能
发生的事故序列,从而对始发事故造成的后果进行系统的分析,找到电厂本身存
在的薄弱环节及潜在事故因素。
蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点,该事故的研究和评价对核电站安全具有较大
意义。
本文在阅读了 AP1000自主化标准设计概率安全评价报告、三门核电厂PSAR初步安全分析报告及相应的参考文献等资料的基础上,选取非能动先进压
水堆AP1000的蒸汽发器传热管破裂(SGTR)事故为模型,进行1级概率安全评价。
首先,在熟悉AP1000系统的基础上,分析始发SGTR事故后电厂系统的安全响应动作及所有可能发生的事故过程。
其次,根据SGTR事故进程及AP1000系统的安全响应功能建立SGTR事件树,所建立的事件树全面演绎了事故后电厂所有可能发生的情况;然后对事件树题头所涉及的系统进行故障树建模,在故障树建模过程中重点介绍共因失效参数模型及共因失效事件组,并对整个事故响应过程中的人员动作进行详细的子任务描述。
最后,借助Risk Spectrum程序,对所建事件树和故障树模型进行分析计算,通过故障树定量化得到前沿系统的故障率,并进行故障树最小割集分析,得到导致系
统故障的基本事件的最小组合;通过将故障树结果与事件树联解求得SGTR事故
导致的堆芯损伤频率,并对堆芯损伤进行相应的定性分析,包括重要度分析、敏感性分析及不确定性分析。
结果表明:AP1000的SGTR事故导致堆芯损伤频率均值
为3.95×10-9/(堆·年),其90%置信度区间下限(5%)为6.22×10-11/ (堆·年),上限(95%)为2.71×10-8/ (堆·年);重要度分析表明在F-V割集重要度中,电源支持系统故障是最重要的基本事件;堆芯损伤风险增加因子最大的是再循环过滤器共因失效基本事件;敏感性分析表明人员动作完全失效对堆芯损伤的影响很大,降低人员失效概率对减小堆芯损伤带来的收益不大;在前沿系统中,ADS和IRWST 对堆芯损伤的敏感性最大。