AP1000的ATWS事故概率安全分析
AP1000核电建设项目风险分析及应对
AP1000核电建设项目风险分析及应对2007年，我国与西屋联合体及其分包商分别签订了依托项目4台AP1000核电机组的核岛采购合同和相应的技术转让合同。
AP1000是西屋公司开发出的一种两环路1000MWe的非能动压水堆核电技术，是目前较为先进的第三代堆型，但个别关键设备边研发、边制造，使得机组的整体安全性和先进性仍需要通过工程实施和安全运行来验证。
三门作为全球首个第三代核电自主化依托项目，在建造和运行阶段必将存在较大的风险。
一、AP1000特点非能动的安全简化设计系统和模块化建造技术是AP1000压水反应堆的两大突出特点。
这两项全新技术的应用大量减少了设备数量，极大地提高了运行的安全性和经济性，使其在未来的电力市场中具备与其他能源竞争的优势。
AP1000采用非能动的安全系统。
它利用系统固有的热工水力特性，通过重力、流体的自然对流扩散等天然原理，使核电站的保障安全措施不再依赖泵、风机、安全级柴油机等能动设备的运行。
系统变化使设计简化、工艺布置简化、施工量减少、运行及维修量也相应减少，使得电站设备投资成本大大降低。
AP1000在建造中大量采用模块化技术。
整个电站共分4种模块类型：结构模块、管道模块、机械设备模块和电气设备模块。
模块化建造技术使建造活动易控，在制作车间便可进行检查，保证建造质量。
平行进行的各个模块大量减少了现场的人员和施工活动，这将缩短建设周期。
二、AP1000核电建设项目的主要风险分析风险是未来的不确定性对企业实现其既定目标的影响。
我国作为全球AP1000技术应用的首堆工程，在商务合同、投资计划、核心设计、技术接口、设备采购、施工调试和工程管理等方面存在较大的风险。
（一）技术风险AP1000项目最大的风险在于三代技术没有参考电站。
技术成熟包括研发设计、首堆工程和市场验证后的成熟。
从技术的可靠性来看，AP1000的部分技术具有原型或未经证实的技术特征，如其非能动性尚未经实践验证确认等。
基于PCTRAN 的AP1000 核电厂卡轴事故的模拟与分析
基于PCTRAN 的AP1000 核电厂卡轴事故的模拟与分析摘要:AP1000 有其固有的安全性能，由于采用非能动安全系统，大大降低了发生人因错误的可能性。
文章简要介绍了美国西屋公司的核电站仿真软件PCTRAN/AP1000，针对我国将建造的先进非能动AP1000 的第三代核电站验证其固有安全性.本文使用PCTRAN/AP1000 软件对设计基准事故冷却剂泵卡轴（转子卡死）进行模拟仿真。
仿真结果表明，PCTRAN 能够正确反映核电站的运行特性，在设计基准事故仿真方面尤有特色，验证了AP1000 的固有的安全性。
Abstract: AP1000 has its inherent safety performance, and the application of the non kinetic energy security system greatly reducesthe occurrence of human error probability. This paper simply introduces the nuclear power plant simulation software PCTRAN/AP1000 ofAmerican Westinghouse Electric Manufacturing Company and verifies the inherent safety of the third-generation nuclear power plant thatwill be built in China with advanced non kinetic AP1000. This article carries on the simulation on the design basis accident of coolantpump clamping shaft (rotor locked) applying the PCTRAN / AP1000 software. The simulation results show that PCTRAN can correctlyreflect the operating characteristics of nuclear power plant and is especially distinctive in terms of design basis accident simulation. Theinherent safety of AP1000 is verified in this paper.关键词院AP1000 核电站；模拟仿真；卡轴事故；PCTRAN Key words: AP1000 nuclear power plant；simulation；clamp shaft；PCTRAN中图分类号院TM623 文献标识码院A 文章编号院1006-4311（2014）29-0044-03引言目前，我国的核电事业进入一个快速发展的阶段，需要广大技术人员了解、掌握相关的核电知识，特别是了解和掌握先进、安全、经济，具有市场前景的第三代核电技术。
AP1000核电厂SGTR事故概率安全评价
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。
AP1000多样化驱动系统在ATWS缓解中的作用
过计算 得 到 的Ａ １０ Ｐ ００功 率运行 下 内部事 件 总 的 平均堆 芯损伤频率 为２ １ ｌ￣堆年 。 一Ｃ Ｆ非 ． ｘＯ ４ 这 Ｄ
常小 ．意 味着平 均４ ０ 堆年 中可 能发 生一 次堆 ０万 芯 损 伤 事 件 。在 定 义 的事 件 类 别 中 ，有 ３ 是 个 Ａ ＷＳ的 初 始 事 件 ．分 别 为 主 给 水 不 可 用 的 Ｔ Ａ ＷＳ始 发事件 、 Ｔ 主给水可用 的Ａ ＷＳ始 发事件 、 Ｔ 有 安注信号 的Ａ ＷＳ始发事件 。３ Ｔ 假设 始 Ｔ ＋Ａ ＷＳ
制 系统 和保 护 系统 的稳定性 。 来其 定义 逐渐 演 后 变为： 在发 生 预期运行 瞬变 （ Ⅱ类工 况 ， 中等频 即
水 堆运 行核 电厂相 应 的Ｃ Ｆ 。 险 的降低 是 由 Ｄ值 风
于Ａ １ ０ 缓解 事故 的多种 设计 特 征 ．包 括 来 自 Ｐ０ ０
率 事件 ） 而要 求 停堆 时 ， 由于 电气 或 机 械方 面 的
和Ａ ＷＳ 解功 能的过 程 。 Ｔ 缓 关键词 ： Ｐ ０ ０ 多样 化驱动 系统 ； Ｔ ； 芯损 伤频 率 Ａ １０ ； Ａ ＷＳ 堆 基 准事 故 ， 而是 超设 计基 准事 故 。但是 概率 风 险 评 价 （ Ｒ 的结果显 示 ， Ｐ ０ ０ Ｐ Ａ） Ａ １０ 通过 多样化 驱 动
发事 件 导 致 的堆 芯 损 坏 概率 仅 占功 率 运 行 总 的 堆芯 损 伤 概率 的２ ％，即 由于Ａ ＷＳ事 件 导 致 的 Ｔ Ｃ Ｆ ， 降 到 低 于 ５ １ －堆 年 。 其 中最 严 重 的 Ｄ ￣够 ｘ ０９ ／ Ａ ＷＳ包络 事件 为丧失 主给水事 件 。以该 事件 为 Ｔ 例， 由于 其导致 堆 芯产 热与 热移 出速率 之 间产 生
日本福岛核电站事故初步分析与AP1000核电技术
日本福岛核电站事故初步分析与AP1000核电技术一、日本福岛核电站事故概述2011年3月11日下午13:46 日本仙台外海发生里氏9.0级地震。
地震时，福岛第一核电站1号、2号、3号机组处于正常运行状态，4、5、6号机组处于停堆换料大修中。
地震后，1、2、3号机组自动停堆，应急柴油机启动。
大约一小时后，由于海啸袭击，造成福岛第一核电站应急电源失效。
致使1号、2号、3号堆芯失去冷却，堆芯温度逐渐升高。
最终导致1、3、2号机组由于反应堆堆芯燃料组件发生部分破损，产生氢气而相继爆炸（氢爆）。
根据日本及IAEA官方网站发布的信息，地震发生时，4号机组所有核燃料已在乏燃料水池，5、6号机组的核燃料在反应堆厂内，但尚未启动运行。
截止3月21日21：00，福岛实际状况如下表所示：注：表中信息来自日本原子力产业协会JAIF二、事故后果事故发生后，1、3、2号机组相继爆炸，4号机组厂房轻微破损，使得放射性物质释放到大气中去。
据新闻报道，福岛第一核电站准备退役。
此次福岛核电站事故经济损失巨大，具体损失尚待后续评估。
放射性气体释放到大气当中，3月19日在1-4号机组产值边界西门放射性剂量率为0.3131mSv/h ( 11：30),北门为0.2972mSv/h(19:00)；IAEA持续监测，3月20日21：00，辐射监测仪表测量的数据显示，福岛第一核电厂西门放射性剂量率为269.5μSv/h（5：40,3月20日）、服务厂房北部数据3054.0μSv/h（15:00,3月20日）；3月21日 22：00,辐射监测仪表测量的数据显示西门放射性剂量率为269.5μSv/h,北门为2019.0μSv/h(15:00)。
监测发现，放射性污染使得当地牛奶、新鲜蔬菜，如菠菜、春葱等的放射性剂量已经超过日本相关部门规定的食入限值。
在事故发生初期，由于1、2、3号机组事故状态没有得到有效控制，堆芯损坏程度不断加剧，放射性物质持续排放，导致福岛核电厂附近居民的应急撤离半径逐步扩大，从开始的撤离半径3km到后来的10km，最后扩大到20km,同时要求居住在20-30km范围内的居民留守室内，避免过量的放射性物质吸入以及沉降污染。
AP1000乏燃料池冷却系统安全不利影响分析
AP1000乏燃料池冷却系统安全不利影响分析作者：朱晓丽来源：《工业技术创新》2017年第03期摘要：AP1000乏燃料池冷却系统（SFS）是非安全相关系统，却与乏燃料池、安全壳内换料水箱（IRWST）等安全相关设备相连，容易造成乏燃料池液位过低、箱体之间误排等安全隐患。
运行人员必须充分了解这些风险，在严格遵守运行和管理规程的同时，密切监视相关参数。
发现异常时，及时采取正确响应措施，减少乃至避免不利影响。
关键词：AP1000；乏燃料池冷却系统；安全不利影响；非安全相关系统中图分类号：TL4 文献标识码：A 文章编号：2095-8412 （2017） 03-075-03工业技术创新 URL： http： // DOI： 10.14103/j.issn.2095-8412.2017.03.020引言不同于当代其他压水堆核电站的乏燃料池冷却系统，AP1000乏燃料池冷却系统（SFS）是非安全相关系统，却与多个安全相关设备相连。
其中，SFS相关设备与燃料转运水池连接是由蝶阀实现的，为保证燃料转运水池（乏燃料池）的容积，若仅设置一道锁关阀门，并不能满足单一故障准则。
本文围绕提高安全准则核心，针对安全壳内换料水箱（IRWST）等给出了改进原理，提出了完善措施，对提高乏燃料池的安全功能作用不小。
1 SFS概况1.1 系统组成如图1所示，SFS分2列，每列有1台泵、1台热交换器、1台离子交换器和1台过滤器。
2列共用进、出口总管。
乏燃料池冷却泵进、出口管线分别连接了乏燃料水池、乏燃料容器装载井、乏燃料容器冲洗井，以及换料水池、安全壳内换料水箱（IRWST）、燃料转运水池[1]。
1.2 系统功能和运行SFS的功能是带走储存在乏燃料池中燃料组件的衰变热。
通过电动泵输送乏池内的高温水流，经热交换器冷却后再返回乏池，实现热量交换。
SFS的辅助功能是净化、输送乏燃料池、燃料运输通道和换料水池中的水。
电厂正常运行期间，SFS仅一列在运行，用于冷却和净化乏燃料池的水体。
浅析AP1000棒控电源系统运行风险
浅析AP1000棒控电源系统运行风险发布时间：2023-02-21T08:29:19.646Z 来源：《福光技术》2023年2期作者：舒童[导读] AP1000 棒控电源系统（RDPSS）为控制棒驱动机构提供260V三相交流电源，它的可靠程度直接关系到反应堆能否正常运行。
该系统的可靠性要求很高，一旦其发生人因事故或设备问题，都有可能导致系统可靠性降低、停堆甚至触发S信号。
三门核电有限公司浙江三门 3171001.引言AP1000 棒控电源系统（RDPSS）为控制棒驱动机构提供260V三相交流电源，它的可靠程度直接关系到反应堆能否正常运行。
该系统的可靠性要求很高，一旦其发生人因事故或设备问题，都有可能导致系统可靠性降低、停堆甚至触发S信号。
根据我厂以及国内同行电厂运行经验，棒控电源系统实际运行过程中，由于人因事故或设备问题，已经产生过多起异常状态或跳闸事故，影响了棒控电源系统可靠性。
因此棒控电源系统运行风险控制对于保证核电厂安全运行具有其重要意义。
本文分析了 AP1000 机组满功率运行时，预防棒控电源机组跳闸的风险控制措施，以及跳闸后对电厂的影响及应对策略，同时针对两列棒控电源机组跳闸后，运行人员的不同响应时间和动作顺序带来的后果进行了理论和模拟分析，并提出相关的改进意见。
2.棒控电源系统介绍2.1棒控电源系统布置和功能AP1000反应堆棒控电源系统采用传统的电动机/发电机组配置，为控制棒驱动机构提供可靠的三相260V，50Hz 电源，且能保证在多种故障工况下为控制棒驱动系统供电。
本系统与核电站电源的任何暂态扰动无关，因此具有一定的独立性。
棒控电源系统为非安全相关系统，由4个主要部件组成，即2套电动机/发电机组，2台 RDPS控制柜。
每一套电动机/发电机组由一台RDPS控制柜控制。
一台380V异步电动机、一台同步发电机与一台RDPS控制柜共同组成一个冗余序列，正常运行时两列同时向控制棒驱动机构供电，每列各承担 50%的负荷。
AP1000对全厂断电事件分析
AP1000对全厂断电事件分析摘要：本文分析了AP1000核电厂在发生全厂断电事件时的事故序列和后果，得出AP1000在发生全厂断电事件时能保证堆芯和公众安全的结论。
并从事故后电厂再运行的角度，提出了根据失去厂外交流电源（LOOP）同时汽机停运信号投入非能动余热排出热交换器（PRHR HX）的建议。
1.概述全厂断电（Station Blackout）是指核电厂内安全级的和非安全级的配电装置母线全部失去交流电源，即失去厂外电源同时汽机脱扣和厂内应急交流系统故障（指应急柴油发电机全部失效）。
这时核电厂内依然可以使用的电源只有由厂内蓄电池组供给的直流电源或经逆变后送到母线的交流电源，或者是专门为应对全厂断电事件而设置的替代交流电源。
2.全厂断电原因AP1000失去厂外交流电源可由下述初始事件造成：1) 超过设计基准的地震作用从而导致输电线的损坏；2) 异常寒冷的天气出现霜冻导致输电线的损坏；3) 超强台风导致输电线的损坏；4) 电网电压波动导致电网崩溃，造成大面积停电。
AP1000失去厂内交流电源可由下述初始事件造成：1) 地震的作用导致工艺冷却水系统通道损坏，从而导致柴油机组辅助系统丧失最终热阱而不可用；2) 地震的作用导致供油系统油箱和通道损坏，从而导致柴油机组失去燃料而不可用；3) 海啸引起柴油机厂房水淹，从而导致柴油机组不可用；4) 柴油机共因故障不能启动。
3.AP1000全厂断电事件时堆芯冷却全厂断电后，开始阶段堆芯和SG之间的自然循环可以导出部分堆芯热量。
之后堆芯热量主要通过非能动堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统导出到最终热阱—大气。
全厂断电后，主泵开始惰转，主泵惰转流量能帮助堆芯和SG之间自然循环的建立。
堆芯热量被带到SG中，SG中的水被加热，SG压力升高。
当SG压力达到安全阀动作定值时安全阀打开，反应堆衰变热排入最终热阱—大气。
这个方式由于受到SG水装量的限制，从堆芯导出的热量有限。
AP1000热工安全程序分析报告
基础和应用基础研究・反应堆科学技术219内的水通过非能动堆芯冷却系统的管道注入堆芯。
安全壳内的水温升高到饱和温度后，通过钢制安全壳向外界环境传热，长时间地排出堆芯和安全壳内的热量。
4）由于主蒸汽管道破裂引起蒸汽大量排放导致初始蒸汽流量增加，在事故期间随着蒸汽压力的下降蒸汽流量不断减少。
从反应堆冷却剂系统不断的导出能量，引起冷却剂温度和压力降低。
在负的慢化剂温度系数下，冷却剂温度的降低将引入正的反应性。
在事故触发反应堆停堆后，如果具有最大反应性的1组棒束控制组件完全卡在堆芯上部，堆芯重返临界的可能性会大幅增加。
堆芯最终靠非能动堆芯冷却系统注入的硼水来停止链式反应。
在假设有或无厂外电源时，具有最大反应性的棒束控制组件卡在堆芯上部，且专设安全设施系统存在单一故障，设计仍能保持堆芯冷却能力。
5）弹棒事故定义为由于控制棒驱动机构压力罩的破裂而导致1束控制棒组件和驱动轴弹出堆芯的事故。
弹棒事故的后果将使堆芯引入一快速的正反应性，造成堆芯功率不利的分布，可能导致局部的燃料元件损坏。
AP1000热工安全程序分析报告郭春秋，刘兴民AP1000是在AP600的基础上发展起来的。
AP1000比AP600在功率上有所增加，其堆芯结构和装载量及热工参数有所改变，但整个系统无大的改变。
美国核管会认为由于设计发生了改变，这些安全程序和试验项目需重新考虑。
基于上述原因，西屋公司根据AP1000的特点对程序作出相应的修改，并用实验加以验证。
本工作给出了适用于AP1000的热工安全程序的介绍及对事故分析的过程、计算结果。
LOFTRAN程序通过对反应堆堆芯、堆容器、热管段、冷管段、蒸汽发生器管道和管壳、稳压器、堆冷却泵直到4个冷却剂回路的建模来模拟多回路的反应堆系统。
稳压器模型中包括稳压器、加热器、射流阀、运行阀、释放阀和安全阀的模型。
LOFTRAN T-H程序非常适用于一回路冷却剂过冷的传热分析计算。
LOFTRAN 还可用于在反应堆的上腔室发生两相情况下的计算。
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
事故树分析法在AP1000
事故树分析法在AP1000摘要】“标准化设计、工厂化预制、模块化施工”的AP1000 核岛建设先进理念和创新方法使得起重吊装作业成为AP1000核岛建设的关键技术之一。
本文利用事故树分析方法对AP1000 某核岛大型模块的吊装作业可能发生的伤害事故进行分析，找出事故发生的基本原因及其组合。
据此从人、机、法、环、监五个方面提出避免事故发生的建议措施，以降低核岛大型模块吊装作业的事故发生率，为该类事故的预防和控制提供参考。
【关键词】事故树分析；AP1000；大型模块；起重吊装作业；对策措施AP1000（Advanced Passive PressurizedWater Reactor 非能动先进压水堆）是Advanced Passive PWR 的简称，1000 指的是其功率水平达百万千瓦级，该堆型是美国西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上延展设计开发的三代核电堆型。
AP1000 作为一种先进的非能动式压水堆核电技术，简化的非能动设计是其显著特点，其主要体现在电厂系统和安全系统的设备和部件方面进行的简化，这样极大提高了核电系统的安全性和核电建造的经济性。
AP1000核电建设的另一个重要特点是其现代化模块建造技术，大致分为结构模块和设备模块两类，这些模块经工厂预制、现场拼装后整体吊装，如此既提高了安装质量，同时大大缩短了核电建设周期，节约建造成本，更有利于核电标准化的建立。
相比AP600 堆型，AP1000 核电达到增容目的同时，实现了更安全、更简洁、更经济、更高效的核反应堆技术。
2007 年底我国与美国签订协议正式启动，西屋AP1000 核电技术成功转让并引进至我国，2009 年12 月浙江三门和山东海阳核电站作为AP1000 技术的两个依托项目各有两个机组相继开工，这也标志着AP1000技术方案开始进入施工阶段。
2009 年6 月29日，三门核电站一号机组核岛最大的结构模块CA20 模块成功吊装就位，开启了中国核电站工程模块化建造的新时代。
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_严重事故分析
基础和应用基础研究・反应堆科学技术 217热电转换装置采用基于硅锗合金的高温热电偶，其工作温度平均热导率λ为4.5 W·m －1·K －1，热端、冷端冷却剂均采用钠钾合金，堆芯出口温度为873 K ，流经堆外热电偶模块冷却剂温降为 100 K ，根据能量守恒，得：(1－6%)P th =m NaK c p -NaK ΔT NaK （1）其中：P th 为堆芯热功率，210 kW ；m NaK 为钠钾质量流量，kg/s ；c p -NaK 为液态钠钾比热，；ΔT NaK 为钠钾沿程温降，100 K 。
计算可得钠钾质量流量m NaK 为2.20 kg/s 。
热流体平均温度为T 1，约为823 K ，冷流体平均温度为T 4，热电偶热端和冷端温度分别为T 2和T 3，冷却剂与热电转换装置换热面积为A ，同时假设热电偶总横截面积为A /2，对流换热系数h均约为1×105 W·m －2·K －1，热电偶长度为L 。
根据热电转换装置换热机理，忽略辐射换热（采用黑度小的材料），可列出以下方程： th 1223th th 34(16%)()(16%)2(111%)()P hA T T T T A P LP hA T T λ−=−−−=⋅−=− （2） 式中，P th 、h 、T 1、λ已知，T 2、T 3、T 4、A 未知，假设A =5 m 2，可得T 2=772.605 2 K ，根据高温热电偶的热电转换特点，假设T 2－T 3=200 K ，则L =0.011 398 cm ，T 3=572.605 2 K ，T 4=572.23 K 。
故热电偶所需容积空间为AL =5×0.011 398=0.056 9 m 3，考虑计算误差、冷却剂流道容积、其它结构件容积及冗余，整个热电偶转换装置容积可在0.1～0.2 m 3量级实现。
求得T 4后，在假设冷端、热端钠流量一致的条件下，由能量守恒原理：（1－11%）P th =m Na c p -NaK ΔT NaK 计算可得ΔT NaK =97.48 K ，因此，冷端入口钠温约为523.48 K ，出口钠温度约为602.97 K 。
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全厂断电事故分析
正 常运 行 时 ， 集水 槽 中收集 的水 被 引 向地坑 。一 旦Ｐ ＨＲ ＨＸ 入运 行 ，集 水槽 疏 水 管上 的安 全 Ｒ 投 级 隔离 阀 自动 关 闭 ， 满溢 的凝结 水将 返 回换料 水
动余 热 排 出 系统 和 非 能 动安 全 壳 冷却 系 统导 出 堆 芯余 热 ， 需要 任何 交 流 电源 。非 能动 余 热排 不
壳外 表 面 ， 安 全壳 进 行冷 却 ， 对 蒸发 的水 随 加热
（ ） 常 寒冷 的天 气 出现 霜 冻 ， 致输 电线 ２异 导
的损坏 ： （ ） 强 台风 ， 致输 电线 的损坏 ； ３超 导
的空 气一 同从 空气 出 口排 出 ， 蒸 发 的水依 靠重 未 力 流入 安 全壳 环 形 空 间并 通 过地 面疏 水 槽 最终
Ｉ ＷＳ 的位 置高 于反应 堆 ， Ｒ Ｔ 有利 于 自然 循 环
１ — ７
麓电 工蠢与 技 术 ２ １ ０ １年第 ３期，
（ ） 芯补水 箱 动作 ； ３堆
（） ４ 自动卸 压动 作 ； （ ） 压器 水位 Ｈ ３ ５稳 一；
（） ６ 手动 驱动 。
在事 故 情况 下 ，Ｃ 根据 保 护 与 安全 监 测 系 ＰＳ
环 方式 将堆 芯衰 变热 传递 到ＩＷＳ Ｒ Ｔ。 在 事故 情况 下 。Ｒ Ｒ根据 以下信 号投 入 ： ＰＨ （） １蒸汽 发生 器窄 量程 低液 位 与启 动 给水低 流 量符合 ：
（） ２ 蒸汽 发生 器宽 量程低 液位 ；
一
压 头 的建 立和保 持 。 人 口管线 的最 高处 设有 排 在 气 管线 ， 同时连续 监测 不凝 气体 。当发 生概 率 很 低 的气体 聚集 情 况 时 ， 操纵 员可 以手 动排气 。
AP1000应对小破口失水事故的措施分析
AP1000应对小破口失水事故的措施分析小破口失水事故是核电厂事故分析的重要组成部分。
AP1000核电厂安全系统采用了非能动的设计理念，使用自动泄压系统（ADS）为RCS提供可控降压手段，因而对小破口失水事故的处理方式也与传统核电厂有明显的区别。
这些不同的处理措施提高了电厂的安全性，但与此同时也让电厂面临一些新的挑战。
标签：自动卸压系统；小破口失水事故；概率风险分析1 前言在1974年以前，反应堆设计中通常研究双端破裂的大破口这样的设计基准事故。
1974年美国原子能委员会对核反应堆审批条款进行了修改，新规定明确要求在对大破口失水事故进行估算的同时，必须同时对小破口进行评估。
1979年三哩岛事故的发生更是让人们认识到小破口可能导致严重的后果，促进了人们对于小破口失水事故的研究。
从事故发生后的后果来看，对国内某二代加核电厂的PRA分析表明，小破口失水事故导致的堆芯损坏概率占总堆芯损坏概率的22.07%，是对堆芯损坏概率贡献最大的始发事件组。
AP1000的PRA分析结果显示，AP1000核电厂小破口失水事故对CDF的贡献百分比为7.5%，虽然与国内二代加核电厂相比明显下降，但仍然是贡献比例较高的一组始发事件。
2 AP1000核电厂特有的自动泄压系统（ADS）AP1000是美国西屋公司研制开发的第三代先进压水堆核电技术，安全系统采用了非能动的设计理念。
AP1000核电厂在其缓解小破口失水事故的处理措施上，采用了自动泄压系统（ADS）对RCS进行可控降压。
ADS是RCS系统的一部分，并且与非能动堆芯冷却系统（PXS）连接，由四级卸压阀门组成。
第1、第2和第3级阀门入口分两组位于稳压器顶部两条安全阀管线的下游，每组第1、第2和第3级的出口连接至一个公共出口母管，与安全壳内换料水箱（IRWST）中的一组鼓泡器相连。
第4级阀门入口也分两组连接到每个反应堆冷却剂回路热段管道上，出口则直接排入蒸汽发生器隔间，喷放位置在事故淹没水位之上。
P1000核电站塔式起重机安全风险分析与策略研究
P1000核电站塔式起重机安全风险分析与策略研究摘要： AP1000堆型采用模块化施工和平行作业，导致大型吊装作业和交叉施工作业显著增加，不仅施工难度升级，也给建设过程带来了极大的风险和挑战，加之在三代核电建造方面还处于首次探索实践阶段，无相关经验可以借鉴。
AP1000核电建造阶段属于建筑施工类行业，建造过程中工程规模大，施工现场点多面广，是一个高危行业。
建设过程中存在较多的危险性工程，人、机、料、环境都是不稳定因素，而塔式起重机吊装作业是一个潜在的重大危险源，同时，建设过程中存在大量的交叉施工、高处作业、深基坑、密闭空间作业等，加之施工现场存有大量的其他机械设备、材料，安全管理稍有漏洞，将会造成事故事件的发生，不仅会造成人员伤亡、财产损失，还会影响核电建造工期，情况严重甚至会影响核电站发展战略规划。
做好塔式起重机安全分先分析与策略研究具有重要意义。
关键词：AP1000核电站；塔式起重机；安全风险APl000核电技术是中国引进世界先进三代压水堆核电技术，在已成熟的传统压水堆核电技术基础上采用非能动安全系统。
“非能动”理念的引入使核电厂安全系统设计发生了革命性变化，简化了安全系统配置、减少了安全支持系统、大大降低了人因错误，最终使APl000安全性能得到显著提高。
1、AP1000核电发展及研究现状世界核电领域的复苏，强力助推着核电商业化的需求，欧美等国核电开发商为彰显其在核电技术方面的进步状态，而将核电划分为四代。
前苏联于1954年成功建造了世界上首座试验性核电厂，从此开启了人类和平利用核电技术获取能源的大门。
美国也于1957年成功建造发电功率达90MW的希平港原型核电厂。
上述被称为第一代核能发电堆型的早期试验性、原型核电厂奠定了核电技术的基础，成为世界核电产业发展的里程碑。
自1960年代至1980年代中后期，用于商业电力供应的核电产业因受到化石能源危机的影响而迅速增长，如图1-1所示。
这段时期内所建造的核动力堆型及技术即统称为第二代核电机组，目前世界范围内在运400多座机组大多建造于该时期。
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。
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AP1000的ATWS事故概率安全分析
概率安全分析能够对核反应堆事故发生过程进行全面分析,并可对潜在事故定量化。
在核电厂安全分析中,作为确定论安全分析的补充可以识别出核电厂设计或运行的薄弱环节。
为了评价AP1000先进非能动型电厂在ATWS事故工况下的安全性能,本文对AP1000的ATWS事故进行了概率安全分析。
主要研究内容和结论如下:论文将ATWS 分成三类:主给水不可用ATWS、安注信号已触发ATWS和主给水可用ATWS,分析了三类ATWS的事故进程和安全功能响应。
在此基础上,建立了三类ATWS的事件树。
论文建立了缓解ATWS事故的
AP1000相关系统故障树,对故障树的不确定性和人因可靠性进行了详细分析,并深入地研究了共因失效。
给出了共因失效模型:Alpha因子模型、Beta因子模型和MGL模型在交错试验和非交错试验下的参数估计公式,评价了三种共因失效模型对系统失效概率的影响。
论文应用Risk Spectrum软件完成了事故序列和系统故障树的定量和定性分析。
结果表明:AP1000的ATWS事故堆芯损坏频率均值为5.35E-10/ (堆·年),其90%置信度区间下限(5%)为3.70E-12/ (堆·年),上限(95%)为
1.55E-09/(堆·年)。
研究给出了系统故障树和事故序列的最小割集及其发生概率;通过堆芯损坏重要度分析得出了风险和安全重要的基本事件;通过堆芯损坏敏感性分析,得到所有人因失误概率为1时,堆芯损坏频率为
2.52E-06/(堆·年),该数值比基准堆芯损坏频率增加了 4710倍,这说明缓解ATWS事故的人因行为是非常重要的;PRHR不可用导致堆芯损坏频率增加了 10.7倍,PRHR是非能动系统
中最重要的。