核电厂地震PSA方法研究探讨

首先回顾了地震概率安全评价(Seismic Probability Safety Assessment,SPSA)方法的发展历史及应用现状;然后基于SPSA的要素,研究了SPSA方法中需要解决的主要问题,重点是地震易损性分析,并根据SPSA的任务描述SPSA流程,主要探讨电厂走访和继电器评价的方法;最后结合我国概率安全评价(Probability Safety Assessment,PSA)的研究进展、SPSA的基础等实际状况,提出适合我国的SPSA实施路线的建议,以保障核电站地震情况下的安全。

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。

核电厂地震PSA中应急柴油发电机相关性分析

为弥补现有地震概率安全评价中设备相关性简化处理方法的不足,以CPR1000核电厂应急柴油发电机组为例,对不同的相关性分析方法进行了研究。采用不同方法对应急柴油发电机组联合失效的概率进行计算,得到了联合失效的易损度曲线和地震导致全厂断电事故的频率。结果证明,上述方法能比较实际地反映核电厂应急柴油发电机组相关性的影响,避免现有简化处理方法过于保守的问题。通过分析不同方法的特点和适用性,为后续核电厂地震概率安全评价中相关性的处理提出了建议。

设备地震易损性分析方法研究

地震PSA可以找到核电站在地震中的薄弱环节,是评价地震对核电厂影响的一种有效的方法,易损性分析是其中重要的一个步骤。本文介绍了设备地震易损性的概念,给出了地震易损性的数学模型,讨论了设备在地震情况下的失效模式判定问题,重点研究了易损性参数及其量化的两种方法:基于分析的方法和基于测试的方法,最后得出中值易损性、随机性和不确定性分布以及HCLPF(高可信度低失效概率)能力的计算公式。另外,设备地震易损性分析需要使用真实地震经验数据、测试数据和分析数据,这些都需根据特定电厂的需要进行收集和完善。

CEFR独立热交换器地震易损性分析研究

介绍了地震易损性概念,研究了地震易损性模型,给出了设备地震易损性量化的方法,并把该方法应用到中国实验快堆(CEFR)独立热交换器上进行分析研究。使用设计分析数据确定了设备的响应因子和能力因子,得到CEFR独立热交换器的抗震能力中值为2.20g、随机性为0.35、不确定性为0.46。计算结果表明CEFR独立热交换器具有较强的抗震能力,在0.58g的峰值地震加速度下有95%的置信度认为其失效概率不高于5%。

概率论方法在核电厂地震安全性评价中的应用

为遵循和更好地理解概率安全分析技术在核安全领域的应用及相关法规政策,在核电厂工程场地地震安全性评价领域,基于地震地质事件的时空分布规律,讨论了概率论方法在地震安全性评价中的采样代表性、频率和时间序列分析的基本假设,提出核电厂地震安全性概率论评价方法存在值得进一步思考探讨之处,可能主要在于概率是相对固定值及其前提存在假设,可能的发展方向是结合地球动力学将概率当作一个变量处理。

三环路核电厂的抗震裕度评价

抗震裕度评价是核电厂中开展地震风险评价的方法之一。本论文采用PSA-based SMA方法对三环路核电厂进行了抗震裕度评价工作,并以福清核电厂一期工程为评价对象,通过对SMA各项技术要素,包括抗震裕度地震、地震设备清单、SSC的HCLPF值评价、SMA建模、电厂的HCLPF值评价等详细分析和评价,最终得到福清核电厂一期工程的抗震裕度评价结果。

地震概率安全分析中地震易损度不确定性分布的研究

核电厂地震概率安全分析(PSA)中,构筑物和设备的地震易损度是在给定地面运动强度条件下的条件失效概率。地震易损度的不确定性分布较为复杂,在地震PSA定量化过程中难于处理。本文针对地震易损度的数学模型进行研究,采用数值方法求解地震易损度的均值和方差。在均值和方差相等的条件下,以几种常见的不确定性分布类型近似地震易损度的不确定性分布。通过比较可以看出,Beta分布可以较为准确地描述地震易损度的不确定性分布。

核电厂地震PSA中HRA方法研究

在调研外部事件人员可靠性分析(HRA)的发展历史及方法缺陷的基础上,研究了当前国内外外部事件HRA技术标准,并以某核电厂地震概率安全评价(PSA)中的人因事件为研究对象开展方法研究,说明了地震场景HRA与内部事件HRA的不同点,明确地震人员响应的流程,阐述地震场景下HRA方法,使其得到的分析结果更加接近外部事件的实际情况,并可为外部事件PSA的开发提供技术依据。

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。