AP1000核电厂RNS系统可用性对降低DEDVI事故导致的堆芯损伤频率的影响

本文描述了AP1000核电厂正常余热排出系统（RNS）的设计和功能，通过安注直接注入管双端断裂（DEDVI）事件树分析，研究RNs可用性对降低DEDVI事故导致的核电厂堆芯损伤频率的影响，并初步探讨^-RNS的设计改进，以使该系统在DEDVI事故下具有较高的可用性。

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。

西安脉冲堆满功率运行工况内部始发事件一级概率安全评价

针对西安脉冲堆(XAPR)2 MW满功率运行工况,建立了内部始发事件一级概率安全评价(PSA)模型,对始发事件识别、事故序列分析及可靠性数据处理等进行了研究。应用小事件树-大故障树方法,在Risk Spectrum平台上完成XAPR堆芯损伤事故序列的定量分析。结果表明,XAPR内部事件导致的堆芯损伤频率(CDF)为4.14×10^(-6)/(堆·年),对CDF贡献最大的为堆水池堆芯高度处大破口失水事故,支配性事故序列是大破口失水事故后紧急排水系统失效。研究结果证明XAPR具有较高的安全性。

AP1000多样化驱动系统在ATWS缓解中的作用

AP1000采用多样化驱动系统DAS作为反应堆保护系统的后备，降低了ATWS事件的发生概率，缓解了事故后果。本文基于概率安全评价的结果对AP1000机组的ATWS事故后果作了介绍，并简要分析了多样化驱动系统在ATWS事故缓解中的作用，评述了通过DAS实现停堆和ATWS缓解功能的过程。

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。

概率安全评价在核能安全分析领域的应用和发展

概率安全评价(PSA)是核能安全分析领域的两大分析方法之一。本文从PSA概念入手,首先从理论基础、分析视角等多个方面比较了确定论和概率论2种分析方法的差异;其次,梳理PSA在核能安全分析领域的历史进程,通过回顾PSA在技术和法规上的变化,展示了PSA与核能安全在提升过程中相互促进的关系;再次,阐释PSA技术在风险量化预测、平衡安全设计、安全决策、安全监管方面的应用,并通过华龙一号(HPR1000)的实例展示了PSA在核能安全分析中的具体应用方式。最后,对PSA技术未来的发展方向进行了预测,指出确定论和概率论2种分析方法将深入融合,PSA分析从安全目标向任务目标转移、从静态向动态转换、从认知向感知转换的发展方向。

非能动先进压水堆核电厂SGTR事故概率安全评价

蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故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。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000的SGTR事故进行一级概率安全评价(Probabilistic Safety Assessment,PSA),采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同响应所产生的事故序列,然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析。借助Risk Spectrum软件,计算SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率(Core Damage Probability,CDF),并进行堆芯损伤的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通过一系列分析得到导致堆芯损伤的重要基本事件,从而找到系统存在的薄弱环节。