模块式小型压水堆ATWS典型初因事件研究

未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点与大型压水堆核电厂差异较大,其ATWS典型事故选取也有所差异,需结合模块式小型压水堆的特点对其ATWS的典型初因事件进行筛选研究。本文从压水堆标准规范出发,结合核电厂ATWS事故的一般要求,采用RELAP5/MOD3.2程序为分析工具,对模块式小型压水堆Ⅱ类瞬态进行了典型ATWS事故的分析,限制准则为,维持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。结果表明,模块式小型压水堆后果最为严重的ATWS初因事件为失电和控制棒失控抽出两个事故,从而最终确定了此类堆ATWS的典型初因事件,为安全分析报告的编制提供了支持。

装备安全性定量分析中的初因事件分析与选择方法

初因事件的分析、选取是装备安全性分析工作的基础,关系到装备安全性分析工作的深度、质量。本文给出了装备安全性分析过程中的初因事件分析、选择的依据以及方法,并提出了一种分级初因事件筛选方法进行初因事件的选择。

基于Bayesian-MCMC方法的少量数据初因事件频率的不确定性分析

在计算初因事件频率的过程中,当初因事件获取的数据较少时,便要考虑不确定性。在概率安全评估(PSA)中,通常以概率分布的形式表示事件的不确定性。本文针对"贮罐内压过大"这个初因事件数据量获取少的问题,采用贝叶斯-马尔科夫链蒙特卡洛方法(Bayesian-MCMC方法)对其频率进行了不确定性分析,得到了初因事件频率的不确定分布图形,并分析了不确定分布图形的特点,同时与直接计算频率方法进行了结果比较,从而验证了该方法的正确性和有效性。

初因事件组与系统安全的宏观控制

为了设计出宏观上控制系统的安全性的合理而实用的方案,本文中提出了某些有用的基本概念和基本原则,进而给出了设计这种方案的方法并给出作为这种方法的根据的定理及其证明。

不同初因事件下的两相排放过程热工水力特性研究

本文针对稳压器安全阀开启后的复杂两相热工水力过程进行研究,确定不同初因事件下的稳压器安全阀两相排放特性。采用自主化系统分析程序ARSAC对稳压器安全阀的上下游进行建模分析,选取三种典型的阀门排放过程,包括稳压器安全阀误开启事故、导致一个或多个稳压器安全阀开启的主蒸汽流量完全丧失事故、以及低温超压保护条件下导致的稳压器安全阀间歇性开启的安注泵误启动事故,研究稳压器安全阀开启后水封及蒸汽(或水)排放过程中涉及的复杂两相热工水力特性,结果表明:ARSAC程序能够捕捉两相排放过程中管道内部的流型变化;水封通过下游管道会形成明显的流量峰值,且不同的上游初始条件下排放过程对于下游管道造成的流量峰值及时间特性不同。通过本文的研究可以为载荷分析、安全评价及设计优化提供指导性建议。

岭澳核电站主要技术改进对安全性的影响

为了评价实施了技术改造后岭澳核电站(LNPS)的安全性,在岭澳核电站1997年版和大亚湾核电站(GNPS)1999年版概率安全评价(PSA)的基础上,完成了岭澳核电站一级PSA第2版的编制。对于一些重大的技术改进,例如启动给水系统、自动补水系统、水核支线和备用柴油发电机组,都作了详细的分析。对于人因可靠性、外电网可靠性、热工水力分析、可靠性数据及模型完善都进一步做了工作。分析得出:岭澳核电站总的堆芯损伤频率(CDF)为1.03E-5/堆年,较大亚湾核电站有所降低,从"平衡设计"看,也比大亚湾核电站有所改进。岭澳核电站主蒸汽管破裂叠加蒸汽发生器传热管破裂事件序列的CDF仍然较高(1.19E-6/堆年)。建议做进一步的改进的研究。