核电厂核岛场址非均质特征与抗震分析模型研究

核电厂核岛地基的抗震适应性是核电厂选址的重要制约因素。针对我国近年来核电建设中,各厂址地质条件差异大的特点,尤其是非均质的地基条件,结合动力相互作用分析领域的最新研究成果,将场地不均匀性质划分为3种典型类别,即破碎带或夹层分布、近场夹杂、地基成层分布。针对上述3种地基类型,建议了相适应的地基数值分析方法,即比例边界有限元法、阻尼溶剂抽取法、混合变量法,并论证了其适用性。可为核电工程抗震设计与安全评价的数值模型选择提供技术依据。

AP1000抗震裕度评价初步研究

2007年7月日本柏琦刈羽核电厂由于地震引发的放射性泄漏事故震惊核工业界，我国的相关部门发出文件要求国内核电厂进行系统及设备的抗震评价。鉴于以上背景并借三代核电技术引进之机，作者对AP1000的抗震裕度评价方法进行了初步研究，并在Risk Spectrum程序上建立了事件树和故障树模型对AP1000抗震裕度进行了校算。通过该研究，实践了核电厂抗震裕度评价的过程，并找到了开展抗震裕度评价的一种实用方法？为更深入地开展AP1000的抗震裕度研究和地震PSA研究积累了经验。

辅助给水系统配置改进的概率安全评价

辅助给水系统的重要作用是带出反应堆冷却剂系统余热,在三里岛事故后对辅助给水系统的改进及其对核电厂事故的缓解作用受到了关注。为了提高核电厂的整体安全和系统可靠性,福清核电一期工程对核电厂专设安全设施辅助给水系统(ASG)进行设计改进。本文采用概率安全分析的方法构建了系统改进前/后ASG系统的故障树模型,对系统可靠性进行分析,采用β因子模型法对部件共因失效进行定量分析,并对故障树的割集进行计算,表明改进后ASGP0200和ASGP0300两个关键顶事件发生概率都显著减小,汽动泵列的最小割集发生概率占顶事件发生概率也显著降低。同时,针对与ASG系统相关始发事件建立事件树模型,考虑核电厂功率运行工况,ASG系统改进前/后对核电厂堆芯损伤频率(CDF)的贡献以及始发事件组对CDF的贡献百分比进行了计算,结果表明,ASG系统改进后,降低了核电厂的CDF,使核电厂安全获得改善。

核电楼层谱参数不确定性影响的评价方法研究

考虑场地与结构参数不确定性的动力影响,是各国核电抗震规范的共同要求之一。规范中建议了2种参数不确定性的分析方法:一种是对确定性方法获得的楼层谱计算值直接进行不确定性处理;另一种是采用蒙特卡洛方法建立样本空间,对响应结果集进行概率统计分析。这2种方法均体现的是不确定性参数的综合影响,无法甄别其中某类参数的不同影响与贡献程度。为明确不同类别的不确定性参数的具体贡献,基于统计学原理,提出一套核电楼层谱分析中不确定性参数影响评价的综合指标,主要有相关性系数、回归斜率系数和Tornado摆幅等。这些指标可从不同角度,分析结构参数不确定性对楼层反应谱的影响与贡献程度,得到不同参数的敏感性影响排序。

IDHEAS方法应用研究

人员可靠性分析(HRA)作为核电厂概率安全评价(PSA)中的重要组成要素,一直是影响PSA分析质量和风险见解的关键内容。目前业界中已有的HRA方法众多,不同的HRA方法各有优缺点且存在基础数据过老的问题,为此,美国核管理委员会联合HRA领域权威专家开发了一种综合性的HRA方法——人员失误事件综合分析系统,简称IDHEAS方法。本文对IDHEAS方法进行了系统性的研究,对相关实施流程和要点进行归纳,并运用IDHEAS方法进行了实例分析。理论研究和实例分析表明,IDHEAS方法在工程应用上具备可操作性,能较好弥补其他HRA方法的局限性。同时,IDHEAS方法亦存在对时间参数不敏感、部分分析内容依赖于分析人员经验等特点。

核电厂地震PSA中的风险定量化研究

论述了核电厂地震概率安全评价(PSA)定量化方法和工具的现状,指出了定量化工具面临的挑战和存在的问题。根据定量化的概率论本质,提出了计算方法。以我国某核电厂厂址多方案概率地震危险性分析(PSHA)结果和核电厂地震响应分析给出的最小割集为例,展示了计算方法的应用过程,分析了地震动参数和置信度参数对定量化计算结果的影响。结果表明,针对置信度参数进行拉丁超立方采样,采样次数较小时即可给出地震导致的核电厂堆芯损坏频率(SCDF)的稳定估计值;通常情况下,设备失效对SCDF的贡献最大,厂房失效的影响相对较小;地震动年发生率对SCDF的贡献需要根据工程场地的位置进行具体分析。