关于正确理解堆芯损坏概率的进一步讨论

堆芯损坏概率/频率这一指标经常用在关于核电安全性的讨论中,其数值意义及概念的认识或理解尚需进一步明确。本文利用概率论相关方法,在深入了解堆芯损坏频率(CDF)获得过程的基础上,讨论了利用泊松过程来计算堆芯损坏概率(CDP)的方法。并说明了直接叠加单个堆年CDF来估计CDP,是一种常见的近似方法,其误差会随着堆年数的增多而变大,应明确其适用范围。计算表明:在10%误差的条件下,对CDF为1×10-4/(堆.年)的堆,用近似方法可讨论到约2 000堆.年,而对CDF为1×10-5/(堆.年)的堆,则可讨论到约20 000堆.年。同时在使用该指标时,不能忽略反应堆发生堆芯损坏这一事件本身的随机属性。

关于多堆年情况下堆芯损坏概率的讨论

反应堆堆芯损坏是反应堆运行中可能出现的严重事故。概率安全分析可得出单个反应堆的堆芯损坏频率,而在多堆年情况下发生堆芯损坏次数的概率则可由概率论中的二项分布来计算。经计算,在堆芯损坏频率为10-4/堆年情况下,1万堆年发生堆芯损坏的概率约为0.63。

基于CFAST的人员撤离主控室时间对核电厂堆芯损坏概率的影响研究

为使用概率安全分析方法评估核电厂主控室发生火灾对堆芯的损坏概率,运用计算机火灾模拟软件CFAST对主控室内火灾蔓延过程进行三维数值模拟,得到多种火灾情景下房间内的温度、烟气层高度、烟尘的光学密度等参数,将其与操纵员必须撤离时的物理环境参数阈值进行比较,得到操纵员必须撤离主控室的时间。然后,将撤离时间运用到火灾概率安全分析(PSA)模型的主控室火灾事件树中,计算得到火灾情景造成堆芯损坏的频率(CDF),以评估主控室火灾风险及其现有消防安全水平。同时分析获取的撤离主控室时间还可以作为指导性信息辅助操作员编制核电厂的消防规程或进行日常消防应急演练。

燃料路径PSA应用实践

为评估核电厂受辐照燃料在操作和贮存过程中存在的安全风险,本研究采用概率安全分析(PSA)的方法,以始发事件分析为起始点,对事件序列分析等相关技术要素进行研究,并给出燃料路径中燃料损坏和放射性释放风险的定量分析结果及见解。研究结果表明,燃料机械损坏频率高于燃料热力损坏频率约4个量级,但燃料机械损坏导致的潜在放射性释放后果要远小于燃料热力损坏。燃料热力损坏频率相对于堆芯损坏频率来说是较小的,但燃料热力损坏可能导致的潜在放射性物质释放量将会非常大,并伴有火灾、氢气爆炸等次生灾害发生。对于可能导致燃料热力损坏的始发事件,事故前期的缓解非常重要。通过对燃料厂房通风系统就地冷却机组的风机进行多样化设计,可以有效降低燃料热力损坏风险。

基于有限脉冲变换的FIR滤波器进化设计

结合 FIR傅里叶级数设计法和窗函数的基本原理 ,提出先将 FIR滤波器的脉冲系列自由分布于 - 1～ 1之间 ,然后优化求逆 ,获得预期 FIR滤波器特性的新思路 .根据预期频率特性的指标要求 ,建立脉冲值的优化模型 ,通过遗传算法来求解 .所得的优化解 ,使对应 FIR滤波器的频率特性较好地满足预期频率特性的要求 .该设计具有方法简单、自由度高。

基于风险指引的秦山第三核电厂大修优化分析

秦山第三核电厂低功率和停堆工况一级概率安全评价可以对秦山第三核电厂停堆大修期间的堆芯损坏频率进行定量化的分析,本文使用基于风险指引的秦山第三核电厂低功率和停堆工况一级概率安全评价的模型对该厂1号机组第九次停堆大修期间不同的电厂配置和各类维修活动的不同组合下的风险进行分析比较,对高风险的维修活动给于特别的关注和限制,根据风险大小优化大修计划。

钠冷快堆钠火概率安全评价方法研究

钠火事故是钠冷快堆的典型和特有事故,且很可能是反应堆总风险的主要贡献因素之一。本文在介绍钠火事故特点的基础上,研究使用概率安全分析评价钠冷快堆钠火风险的方法。以中国实验快堆反应堆大厅钠火事故为实例,计算得到反应堆大厅钠火导致的堆芯损坏频率为1.19×10-8/(堆·年)。在此基础上进一步讨论目前钠火概率安全评价中尚需研究的关键问题。

核电厂电气设备间火灾概率安全分析研究

电气设备间是核电厂火灾风险评价的重要内容之一。本文对典型核电厂的电气设备间进行火灾风险分析,使用事件树方法演绎分析火灾场景并确定火灾场景的危害,最后在核电厂电气设备间火灾序列演绎分析的基础上建立火灾风险评价模型,完成电气设备间火灾风险定量化。火灾演绎分析结果获得了6个火灾场景,分析各火灾场景对核电厂始发事件和系统设备的影响。风险定量化结果表明:电气设备间火灾导致的堆芯损坏频率为1.42×10^(-9)/(堆·年)。

大亚湾核电站全厂断电事故及第5台应急柴油机的概率安全评价

对大亚湾核电站全厂断电事故(SBO)及第5台应急柴油机改进项目进行了概率安全评价(PSA),给出了电源不可恢复因子的计算方法,并对第5台应急柴油机的接入时间进行了敏感性分析。研究结果表明,全厂断电引起的堆芯损坏频率(CDF)较大,增加第5台柴油机对降低堆芯损伤风险有明显的好处,而该台柴油机接入时间的长短对降低堆芯损坏频率有较大影响。

核电厂主控室火灾场景分析及风险评价

主控室是核电厂火灾概率安全评价的主要关注对象之一。本文对典型核电厂的主控室火灾场景进行分析并对由其导致的反应堆堆芯损坏频率进行计算评价,主要使用事件树方法演绎火灾场景,通过火灾模拟计算确定火灾场景的危害,最后在电厂内部事件一级PSA模型的基础上建立火灾风险评价模型,完成主控室火灾风险定量化。火灾演绎分析结果获得了4个火灾场景,分别能够导致不同的电厂始发事件,并对相关的操纵员动作产生较大影响。风险定量化结果表明:主控室火灾导致的堆芯损坏频率为1.953×10^(-9)/堆年。

核电厂风险对比分析

通过对核电厂堆芯损坏频率、放射性大量释放频率、照射致死风险、致癌风险和总风险的分析,并与石油化工行业事故发生频率和致死风险的对比,说明我国在役、在建、拟建核电厂的安全水平能够满足美国NRC提出的"两个千分之一"的定量安全目标要求,且我国核电厂大规模放射性释放概率小于石油化工行业事故发生概率;核电厂照射致死风险、致癌风险和总风险均不高于石油化工行业的致死风险。

海洋平台甲板落物分析研究及应用

针对庞杂的落物分析方法和数据库,文章梳理和对比了海洋平台甲板落物分析基本数据的来源和分析方法,探讨了落物分析方法的边界条件,并将方法应用到某实际项目中,进而验证了方法的适用性和合理性。

基于FDS的核电厂主控室火灾PSA研究

主控室火灾是核安全领域的重要课题,一旦发生事故,会危及操纵员和设备安全,进而影响到核电厂运行和安全停堆的控制,导致堆芯损坏。本文在介绍主控室火灾特点的基础上,在国内率先将火灾动力学模型FDS(Fire Dynamics Simulator)应用到主控室火灾概率安全评价(PSA)中,通过实例分析主控室火灾情境中关键参数的变化规律,讨论主控室火源的热释放速率及操纵员撤离要求,得到主控室主专用安全盘和次专用安全盘火灾导致的堆芯损坏频率分别为1.0×10-7/(堆·年)和2.5×10-8/(堆·年),体现FDS在核电厂火灾应用领域的优势。

航空发动机需求预测

航空发动机价格昂贵、故障较多,保障人员仍采用经验预测需求,造成发动机短缺或者库存过度积压的问题经常发生。本文提出从到寿和随机故障产生的需求出发分析建立航空发动机的需求预测模型,到寿产生的需求通过装机发动机的规定寿命、剩余寿命、单机飞行任务等计算,随机故障产生的需求通过损坏频率和不可靠度2种方法计算。算例表明航空发动机需求预测模型具有一定的准确性和实用性。

关于核电厂火灾概率风险的研究

火灾是核电厂安全面临的重要威胁之一。应用概率风险评价(PRA)方法对其进行分析,能找出电厂薄弱环节,优化电厂的设计。通过研究国际广泛使用的火灾PRA方法,以典型的二代压水堆核电厂为对象,开展了火灾概率风险分析,计算得到了火灾引起的堆芯损坏频率(CDF)为4.03×10-6(堆·年)-1。在此基础上,开展了敏感性分析,讨论了人因事件和定量筛选值对结果的影响。

安全壳内置换料水箱子系统设计改进的PSA评价

根据一级概率安全分析(Probabilistic Safety Analysis,PSA)的结果,安全壳内置换料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank,IRWST)子系统的初始设计导致安注管线破裂(Safety Injection Line Break,SI-LB)始发事件对堆芯损坏频率(Core Damage Frequency,CDF)有较大的贡献。本文提出了IRWST子系统的设计改进方案,将IRWST水箱内的滤网由两个(A/B)增加为三个(A/B/C),并通过管线实现滤网之间的相互连接。通过重新构建故障树对改进后的IRWST子系统进行建模分析,并对相应的事件树以及一级PSA模型进行详细的定量化计算。结果表明,IRWST子系统这一改进能够显著降低堆芯损坏风险。IRWST子系统的改进将SI-LB始发事件的CDF降低了53.5%,将整个一级PSA的CDF降低了21.5%。

基于CDF的核电厂可靠性指标分配方法研究

目前核工业界期望通过堆芯损坏频率(CDF)指标获得核电厂各前沿系统的可靠性指标,但尚没有明确的方法和实践。传统的可靠性分配方法是将系统的可靠性指标分配至子系统或部件,本文参考工业界传统系统的可靠性指标分配方法,根据核电厂风险评价方法和电厂设计特性,提出由CDF安全指标确定核电厂前沿系统可靠性指标的方法——比例—修正—公式法,该方法是基于传统的可靠性指标分配方法—比例组合法进行创新性提出,通过比例—修正—公式法计算了典型核电厂前沿系统的可靠性指标,计算结果显示该方法是合理可行的。

核电厂定量安全目标溯源及其存在问题剖析

核电厂定量安全目标的提出是为了回答“多安全才足够安全”的问题,对加深公众对核能的理解以及指导核电安全设计等具有重要意义。基于两个“千分之一”的辅助目标在世界范围内得到了广泛应用,并随着新一代核电厂的提出得到进一步降低。然而,福岛核事故表明,即便满足两个“千分之一”目标,公众仍然无法接受,这让现有定量安全目标的合理性受到质疑,未来即使唯数字论进一步降低概率指标,也可能对恢复公众信心是无益的。为此,本文追溯了核电厂定量安全目标的制订历程,从源头上重点考察了安全目标的制订原则和考虑因素、两个“千分之一”与辅助目标的关系以及安全目标制订过程中的公众参与情况,并指出现有定量安全目标存在的问题,为制订更加合理的核安全目标提供参考。

大亚湾核电站换料水箱漏装内部弯管的概率安全评价

分析了换料水箱内部漏装安全注入泵和安全壳喷淋泵的吸水口弯管的风险影响,并采用概率安全评价方法对两个临时解决方案进行了风险评价和方案比较,确定出对电厂安全较有利的方案(方案1)。

基于PSA分析结果的AP1000系统设计改进建议

基于对AP1000一级概率安全分析(PSA)的结果,发现正常余热排出系统(RNS)的设计不足可能会导致安注管线破裂(SI-LB)始发事件对堆芯损坏频率(CDF)贡献较高。对正常余热排出系统进行适当的系统改进,采用概率安全分析的方法重新构建了改进后的RNS系统故障树及相关事件树模型,对RNS系统可靠性进行分析,并对改进后核电厂CDF、进行了计算,结果表明,RNS系统改进后可大大减少安注管破裂始发事件导致的堆芯损坏,改进后电厂堆芯损坏频率(CDF)降低29.1%。