Success criteria analysis in support of probabilistic risk assessment for nuclear power plants: application on SGTR accident

Success criteria analysis(SCA) bridges the gap between deterministic and probabilistic approaches for risk assessment of complex systems. To develop a risk model,SCA evaluates systems behaviour in response to postulated accidents using deterministic approach to provide required information for the probabilistic model. A systematic framework is proposed in this article for extracting the front line systems success criteria. In this regard, available approaches are critically reviewed and technical challenges are discussed. Application of the proposed methodology is demonstrated on a typical Westinghouse-type nuclear power plant. Steam generator tube rupture is selected as the postulated accident. The methodology is comprehensive and general; therefore, it can be implemented on the other types of plants and complex systems.

PSA技术在“华龙一号”核电机组运行优化中的应用研究

本文将PSA模型分析应用于电站运行管理工作梳理中,提出了基于PSA风险见解的风险薄弱项查找方法与管理优化流程,并且在“华龙一号”运行机组上进行应用实践,提出并实施“应急硼注入系统管理优化”,“附加柴油机接入方式优化”两项重要的管理与设计优化,研究表明,实施变更后机组功率运行内部事件一级PSA堆芯损伤频率降低约10%。本方法对于核电机组的PSA见解应用与运行安全提升,具有重要现实意义与推广价值。

核电站PSA分析中可靠性数据处理的贝叶斯方法

可靠性数据是进行核电站概率安全分析 (PSA)分析的一个非常重要的方面。对于一些运行时间较短的核电站而言，综合考虑同型电站的先验数据和本电站的运行数据是必不可少的。贝叶斯方法是进行这种数据处理方式的一种重要方法。在贝叶斯处理中，必须确定先验分布的类型和分布参数。本文用数值计算的方法，得到了先验数据的分布参数。并将这种方法作为计算核心，形成贝叶斯处理程序 INETBAYES。利用大亚湾核电站一些特有数据，以同型电站的可靠性数据作为先验数据，用 INETBAYES数据对其进行了处理，并给出了处理后的结果。

高放废液分离系统安全分析方法浅析

高放废液集中了乏燃料中95%以上的放射性,其如何妥善处理处置是影响核燃料循环可持续发展的关键因素之一。中国提出的TRPO流程能够有效分离高放废液中的锕系元素和裂片元素,经过40余年的发展,目前已经具备了较好的工程化应用基础。然而,作为新型的核化工系统,对其安全分析方面的研究还较为欠缺。文章将基于对高放废液分离系统特点的分析,结合其他系统相关安全分析的实践和研究情况,对高放废液分离系统安全分析可以采取的方法路径进行了分析,并进一步对概率安全分析(PSA)的方法在高放废液分离系统应用的前景进行了展望。

核电厂地震PSA方法初探

本文首先参考Cornell提出的地震危险性概率分析（PSHA）方法计算了矩形震源对电厂的影响，其次对Ziong核电厂的地震PSA分析过程进行了技术复现和结果对比，利用蒙特卡罗方法计算了电厂易损度／脆弱性均值曲线，并与Zion电厂采用离散概率分布方法得到的曲线进行了对比．为地震PSA定量化方法的选取提供了参考见解。最后给出了地震PSA技术应用建议。

溶液堆过量放射性释放风险的PSA事件树研究

溶液型医用同位素试验堆(简称溶液堆)的设计特点和安全特性与传统固体燃料压水堆存在显著差异,概率安全分析(PSA)的目的和范围也不相同,尤其是事件树分析。本文以溶液堆为研究对象,分析了其燃料形态、安全屏障及缓解系统等与传统压水堆的差异,确定了以过量放射性释放为分析目的的内部事件PSA需要考虑的放射性释放途径、包容边界以及主要的事故类型,建立了典型事故类的过量放射性释放通用事件树,可为该类型反应堆放射性释放风险PSA的开展和进一步的风险定量化提供指导。

船用核动力内部事件一级概率安全分析

[目的]旨在采用概率安全分析方法来全面审查船用核动力装置的安全性。[方法]为此,建立船用核动力装置内部事件功率工况的一级概率安全分析(PSA)模型,针对可能引起反应堆堆芯损伤的17组始发事件,建立17棵事件树;针对8个前沿/支持系统,建立42棵故障树,进而对船用核动力装置进行一级PSA分析。[结果]计算结果表明:堆芯损伤频率(CDF)为4.38×10–6/堆年,并确定了各始发事件组对CDF的贡献;根据重要度分析结果,人误事件和电力系统故障是对CDF贡献最大的2个因素;根据敏感性分析结果,接入第3台柴油发电机可以显著降低堆芯损伤的概率。[结论]研究成果可为船用核动力装置的安全性设计提供参考。

核电厂安注管线逆止阀密封性试验中的配置风险管理研究

利用概率安全分析技术支持核电厂的风险管理及安全决策,已成为目前国际上的重要分析方法。国际实践表明,对核电厂多重设备失效进行控制的有效方法是配置风险管理。核电厂执行安注管线逆止阀密封性试验PT*RIS060期间,需关闭逆止阀上游隔离阀,导致两列低压安注冷端注入不可用,计算CDF(堆芯损伤频率)/LERF(早期大量放射性释放频率)均处于红区,按照现行的配置风险管理技术政策则不允许主动进入该风险配置。本文通过热工水力计算,针对PT*RIS060制定试验预案,结合预案优化PSA模型,并对试验预案进行人因可靠性分析,有效降低机组风险,确保试验正常执行,提高大修工作安排的灵活性、优化大修资源配置,对机组安全稳定运行具有重要意义。

多堆PSA机组间共因失效分析研究

合理评估同一厂址内不同机组间共因失效(CCF)对电厂安全风险的贡献是多堆概率安全分析(PSA)建模中需要解决的重要技术问题。本研究对设备机组间CCF组的选取、CCF建模和参数估计的方法进行梳理,并以具有4台机组的某压水堆核电厂丧失厂外电(LOOP)事件为分析案例,定量评估在考虑设备机组间CCF前后的多堆PSA模型堆芯损坏频率(CDF)变化情况。研究结果表明,在考虑设备机组间CCF后,多堆PSA结果中仅有一台机组发生堆芯损坏(CD)的频率和多台机组同时发生CD的频率均会有所增加。由此可见,机组间CCF对多堆PSA结果有一定影响。

基于风险指引型技术的后撤状态确定方法研究

本文简要介绍了风险指引型技术规格书后撤状态变更在国外的发展现状及应用情况,阐明了实施后撤状态变更的基本原则和实施步骤。结合国内核电厂概率安全分析发展现状,分析此项技术在我国的适用性和可行性,并梳理潜在的其他应用场景。

大型集成概率安全分析软件系统的研究与发展

FDS团队在广泛调研和深入分析国际现有概率安全分析软件及其关键技术的基础上,研发了具有自主知识产权的大型概率安全分析软件系统RiskA。该软件提供了系统建模、故障树分析、事件树分析、不确定性分析、可靠性数据管理与分析、敏感性分析和重要度分析等概率安全分析所需的基本功能。介绍RiskA的设计思想、总体结构、主要功能、技术特点和相关测试与应用等。

一种基于Gabor描述的概率子空间人脸识别方法

该文提出了一种Gabor小波域的概率子空间人脸识别方法,简称GPSA方法。考虑到Gabor小波在人脸识别中的优势,首先给出了一种改进的人脸图像Gabor特征描述方法,在此基础上建立基于Gabor特征的概率子空间模型,人脸识别按照概率匹配方式进行,从而有机集成了Gabor特征描述和基于类内、类间变化的概率子空间分析两者所提供的鉴别信息,增强了人脸识别系统的鲁棒性。在包括190人的人脸数据库上的实验结果表明,所提出方法的识别性能较现有的概率子空间分析方法有了较明显的改善。

固态钍基熔盐堆概率安全评价始发事件分析研究

始发事件分析是反应堆概率安全评价的起点。本文以10 MW固态钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR-SF1)为研究对象,采用主逻辑图分析方法,基于TMSR-SF1的最新概念设计,在参考已有氟盐冷却高温堆、高温气冷堆和钠冷快堆的始发事件清单和始发事件分析理论的基础上,针对TMSR-SF1始发事件分析进行初步探索研究,初步确定了TMSR-SF1的始发事件清单,共得到了TMSR-SF1的37个始发事件(功率运行情况下),并按照故障类型分类的方法对这些始发事件进行分组,共分为6组。为TMSR-SF1下一步的深入分析研究始发事件及其概率安全评价(Probabilistic safety assessment,PSA)中事故序列分析奠定了重要基础,也为安全分析的完整性提供了支持。

单调关联系统的矩阵化分析方法

概率安全分析是对复杂系统进行系统可靠性分析的有效方法,它的一个重要方面就是单调关联系统分析。单调关联系统分析的实质可归结为布尔表达式的演绎。矩阵运算在计算机上是易于实现的,因此,给出了析范矩阵的定义和运算规则,将布尔运算矩阵化,在此基础上又提出了扩展析范矩阵的概念和展开规则,并利用表达式的分析树,给出了单调关联系统的矩阵化分析方法。该方法已编程实现,被证明是快速、有效的,不仅适用于单调关联系统的静态分析,也适用于单调关联系统的动态实时仿真分析。

基于风险指引的核电厂设计改进评价研究

核电厂概率安全评价(PSA)可以论证核电厂的风险满足安全目标,也是对运行核电厂进行风险管理的有效工具,例如核电厂的在役检查、安全分级、技术规格书优化等。核电厂的风险指引管理是在确定论的基础上,充分利用概率安全评价的结果进行风险影响评价,以此来论证决策的合理性。核电厂的重要设计改进通常基于传统的工程分析结果,没有分析其对核电厂整体风险的影响。重点探讨风险指引决策的基本原则以及方法,以核电厂设计改进实例探讨如何在分析时引入风险指引方法,并提出相关建议。

多模块核电厂概率安全分析全工况始发事件研究

为了分析多模块核电厂在不同运行状态下的风险,本文将关注重点从功率工况拓展到核电厂全工况。采用"先单模块后多模块"的思想,分析模块运行状态组合,进行对应状态的始发事件识别,实现始发事件频率的定量化计算,归纳出一套适用于多模块核电厂概率安全分析的全工况始发事件分析方法,确定了多模块概率安全分析定量化的第1步。同时,以双模块高温气冷堆丧失厂外电事故为例,对本文提出的始发事件识别过程和频率确定方法进行了论证。研究表明:该方法充分利用了单模块概率安全分析的结果,易于理解且流程简便,对多模块概率安全分析研究具有奠基意义。

风险指引型方法在“华龙一号”机组设备分级的试点研究

国内现有核电厂系统、设备分级主要采用确定论方法,电厂运行经验表明某些风险不重要的系统、设备分级要求太过保守,不尽合理。随着概率安全分析(PSA)及风险指引型技术的发展,逐步形成了一种风险指引型设备分级的思路及方法。本文重点研究了风险指引设备分级的方法及流程,并以“华龙一号”机组安全壳喷淋系统为对象进行试点研究。初步的分析结果表明,“华龙一号”机组具备了开展风险指引型设备分级工作的基础,可以在后续机组的设计及运行中应用风险指引型设备分级方法,进一步开展优化分析,有效提升核电厂的安全性和经济性。

基于子空间模型的高分辨距离像分帧方法

主分量分析子空间模型和概率主分量分析模型已成功应用于雷达高分辨距离像(HRRP)统计目标识别中。传统的统计建模分帧方法都是等间隔角域分帧建模。提出了一种基于子空间模型分帧方法,首先将距离像分成若干子帧,然后将子空间夹角与均值欧式距离的融合作为度量准则,依次合并度量值最小的相邻子帧来完成分帧。基于实测数据的实验表明该方法得到的分帧结果数量比等间隔分帧的数量少,识别过程中计算量减小,同时识别率也有明显提高。

风险指引型技术在核电厂维修策略优化中的应用探索

利用概率安全分析技术来支持核电厂的日常风险管理及安全决策,已成为目前国际上的主流分析方法。本文采用概率论和确定论相结合的风险指引综合决策方法对RRI/SEC热交换器维修策略调整的可行性、合理性和安全影响进行论证,结果表明RRI/SEC热交换器的预防性维修项目可以在功率运行期间实施。应用风险指引型技术对维修策略调整,有助于提高维修工作安排的灵活性、优化大修资源配置、增强维修质量和设备可靠性,对机组安全稳定运行具有重要意义。

核电人员可靠性分析方法综述和发展趋势

安全性和可靠性对于核电厂这样的大型复杂系统非常重要。而随着新技术在系统中的应用以及分析人员对失误机制的认识加深,人对系统安全的影响得到了更多的关注。在核电领域,人员可靠性分析(HRA)是概率安全分析(PSA/PRA)模型中的重要部分,经历了从仅研究行为结果,到关注认知模型和情境影响的发展过程。本文介绍了几种典型的和新开发的人员可靠性分析方法,并总结了这些方法的特点。在此基础上探讨了核电领域中人员可靠性分析方法的应用情况,最后对人员可靠性分析方法的发展趋势进行了展望。