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1、本文档下载自文库下载网，内容可能不完整，您可以点击以下网址继续阅读或下载：一_二级概率安全评价技术研究及其在300MW核电厂二期工程设计中的应用一_二级概率安全评价技术研究及其在300MW核电厂二期工程设计中的应用第33卷 第2期 核 技 术 Vol. 33, No.2 2010年2月 NUCLEAR TECHNIQUES February 2010一、二级概率安全评价技术研究及其在300 MW核电厂二期工程设计中的应用严锦泉 张琴芳 仇永萍 周全福 邱忠明 陈 松(上海核工程研究设计院 上海 200233)摘要 通过引进及自行研制，建立了一、二、三级概率安全评价(PSA)分析程序；结合300
2、 MW核电厂二期工程(C-2)设计，对一、二级PSA技术进行研究及应用包括始发事件分析、事件树分析、故障树分析、相关性分析、人员可靠性分析、数据分析、事件序列定量化、电厂损伤状态分析、事故进程和安全壳响应分析、源项分析、大量放射性早期释放频率(LERF)的计算和分析、不确定性分析、重要度和敏感性分析以及设计过程中的应用等。建造了C-2一、二级PSA模型，通过在C-2设计过程中基于PSA的发现进行了一些重要设计改进，如安注泵和喷淋泵的小流量回流管上隔离阀的设计改进；化容系统的往复式上充泵的设计改进；重要LERF定量化厂用水系统的设计改进等，得到C-2功率运行内部事件的堆芯损伤频率(CDF)为7.
3、25106/堆年，结果为3.24107/堆年。关键词 概率安全评价，事件树，故障树，严重事故，设计改进 中图分类号 TL364 90年代初，美国核管会(Nuclear Regulatory Commission, NRC)公开发表的NUREG-11501严重事故风险：5座美国核电厂的评价以及配套报告，总结了PSA(Probabilistic Safety Assessment)技术的数十年研究成果，对后来的PSA工作起了重要指导作用；也为美国核管会执行安全监管时如何应用这些分析技术提供了有益见解，可作为开展系统研究的重要参考。我们通过国际学术交流，得到了NUREG1150分析中使用的二级PSA
4、的主要程序以及三级PSA程序。程序的版本虽然较老，配套的标准例题也不够完整，但通过主要程序引进、开发，结合国内研发、配套的思路，编制开发了所缺的重要程序，使二级/三级PSA研究在当今水平上起步成为可能。本文报道300 MW核电厂二期工程(C-2)设计的一、二级PSA技术研究及应用。 1 PSA分析软件系统PSA分析程序是开展核电厂PSA研究必不可少的工具。通过国际学术交流，我们得到了开展二/三级PSA的主要程序。PSA分析软件系统总体框架如图1。除Risk-Spectrum(RS)程序2外，其它程序为引进、或自主开发编制的程序。2 一级PSA技术及应用研究一级PSA识别可能造成堆芯损伤的事故序
5、列，估计堆芯损伤频率，对电厂的安全性和合理性进行评价，提出防止堆芯损伤的措施。一级PSA的主要内容及工作流程如图2所示。 2.1电厂信息收集电厂信息收集旨在提供进行PSA所需的资料，包括电厂系统说明书及系统设计图，同类型核电厂的PSA报告、最终安全分析报告、电厂技术规格书、应急操作规程、试验及维修规程等。为使PSA工作反映电厂的实际设计，PSA分析人员须与设计人员保持密切联系。 2.2始发事件分析始发事件是指对核电厂正常运行造成扰动、且为防止堆芯损伤而要求成功缓解的事件。始发事件分析旨在确定导致堆芯损伤的事件，并对其定量化。始发事件是事故序列分析的起始点。为确保核电厂PSA的正确性，始发事件的
6、确定力求完整。本工作借鉴美国NRC的PSA开发经验，参照已有始发事件清单作为选择始发事件的主要方法。以参考清单第一作者：严锦泉，男，1963年出生，1989年于上海交通大学获硕士学位，研究员级高级工程师，从事核安全分析工作 收稿日期：2009-11-1888 核 技 术 第33卷为基础，根据工程经验和国内核电厂的运行经验，确定C-2 PSA始发事件，并通过主逻辑图的演绎推理完善始发事件清单。在确保核电厂实际堆芯损伤频率不减少的前提下，为便于和简化后续的事件树分析，按照一定原则归并始发事件。对于始发事件 的发生频率，主要采用美国通用数据，对于与电厂设计特征有密切关系的始发事件，如丧失设冷水、丧失
7、重要厂用水、丧失直流电源等，则采用故障树分析方法确定其频率。图1 PSA分析软件系统总体框架Fig.1 General framework of the Probabilistic Safety Assessment system. 图2 一级PSA的主要内容及工作流程 Fig.2 Major procedural tasks of Level 1 PSA.2.3 事件树分析C-2事件序列分析采用小事件树/大故障树分析方法。根据始发事件分析结果，确定各始发事件组为防止堆芯损伤所需执行的安全功能，对每种安全功能，确定执行(单独执行或与其它系统一起执行)该功能的全部前沿系统，并加以分类。确定安全功
8、能与相应前沿系统的关系，采用这些相关的前沿系统展开事件树。 C-2功率运行工况下，内部事件一级PSA分析共确定62个始发事件，经分组后形成如下18类始发事件组：大破口失水事故、中破口失水事故、小破口失水事故、丧失厂外电、丧失主给水、通用瞬态、丧失设备冷却水、丧失重要厂用水、未能紧急停堆的预期瞬态、蒸汽发生器传热管断裂事故、主给水管道破裂、主蒸汽管道破裂、丧失仪表压空、丧失直流电源、安注管破裂、丧失通风、界面系统失水事故和压力容器破损。第2期严锦泉等：一、二级概率安全评价技术研究及其在300 MW核电厂二期工程设计中的应用 892.4 系统故障树分析C-2功率运行工况下，内部事件一级PSA根据设
9、计阶段的系统设计，及事件树分析中定义的各系统不同的成功准则，建立各系统的故障树并采用RS程序分析计算。分析涉及范围不仅包括系统本身的部件，还包括相关的支持系统的失效，如重要厂用水、设备冷却水、压缩空气、通风系统、电源、信号、控制等；同时还考虑相关性失效、人因失误事件(包括事故前人因事件和事故后人因事件)、试验维修不可用度等各种失效模式。 2.5人员可靠性分析C-2人员可靠性分析(Human Reliability Analy- sis, HRA)主要涉及事故前和事故后人因事件分析。事故前的人因事件，主要指电厂运行期间相关仪器设备维修、维护、试验或标定中发生的人因失误事件，这些事件会导致设备或系
10、统处于潜在失效状态。事故后人因事件，用于始发事件的响应，操纵员根据规程将电厂恢复安全状态。C-2人员可靠性分析主要采用NUREG/CR-4772中提供的事故序列评价程序(Accident Sequence Evaluation Program, ASEP)方法，同时结合人员失误率预测技术(Technique for Human Error Rate Prediction, THERP)，按结构化的逻辑方式对所有要求的人因失误事件进行分析。 2.6相关性分析C-2 PSA中对功能相关性、实体相关性和人因事件相关性在事件树及故障树中作了明确的建模；部件失效相关性，即CCF(Common Cause
11、 Failure)模型采用多希腊字母(Multiple Greek Letter, MGL)法，通过设置CCF组进行了分析。CCF通用参数数据参考美国最常用的通用参数数据库。 2.7编码系统和数据分析编码系统是整个PSA项目(包括系统分析和事件序列分析)必要组成部分，建立一致的、易懂易用的编码系统，以确保不同分析人员采用一致编码。编码系统的质量及对其遵守程度直接影响PSA工作的进度和质量。C-2 PSA工作中建有详细的编码系统，包括故障树分析和事件树分析所需的各种编码，为C-2 PSA建模模型的独特性和一致性及分析结果的正确性提供保障。数据分析旨在提供系统故障树定量分析及事故序列定量分析所需的
12、基本事件数据，包括设备可靠性参数、始发事件发生频率、共因失效参数及人员 失误概率。C-2设备可靠性通用数据库主要参考美国的设备可靠性通用数据库，对于参数的不确定性，选用对数正态分布表示。其它三类数据包含在上述相关部分的分析中。 2.8事故序列定量化事故序列定量化通过联解事件树和系统故障树完成。首先连接各种逻辑模型，产生各种事件序列，包括前沿系统、支持系统、序列逻辑(序列所含的成功题头和失效题头的逻辑组合)、顶逻辑(某种后果所含的序列逻辑组合)及边界条件等。事件序列定量化侧重于事件树中导致堆芯损伤的序列，通过设定序列分析和后果分析，产生定性的最小割集(Minimal Cut Sets, MCSs
13、)，并根据始发事件的发生频率和相应系统的失效概率或人员失误概率，计算事故序列发生频率及整个电厂的堆芯损伤频率(Core Damage Frequency, CDF)，确定对堆芯损伤频率各种贡献因素的相对重要性。C-2功率运行工况下，内部事件一级PSA事故序列定量化得到的CDF为7.25106/堆年。 2.9PSA在核电厂设计中的应用C-2 PSA旨在优化电厂设计，并确认电厂的相关指标满足国家核安全法规的安全目标。在识别电厂设计的薄弱环节、比较不同的设计理念、识别事故序列中有高度敏感性的操纵员行为、优化系统设计以及就降低核电厂严重事故风险提出有效建议等方面，C-2 PSA工作能发挥积极作用。在C
14、-2的设计过程中，基于PSA进行了一些重要的设计改进。 2.9.1 安注泵和喷淋泵的小流量回流管上隔离阀的设计改进 原设计中小流量回流管上串联两台电动隔离阀，改进设计中小流量回流管上设置了四台常开电动隔离阀(两两串联再并联)。当小流量回流管采用改进设计方案时，高压安注系统不可用度有明显下降，电厂总的CDF降低24%。2.9.2 化容系统的往复式上充泵的设计改进 在离心式上充泵丧失冷却水或丧失重要厂用水时，由往复式上充泵向主泵轴封提供注入水。如事故情况下往复式上充泵不能投入(以往的300 MW核电厂设计)，则电厂的CDF将增加27%。 2.9.3 重要厂用水系统的设计改进增设运行风机故障报警信号
15、和备用列冷却塔风机与重要厂用水泵间的联锁启动。在C-2重要厂用水系统最初设计中，没有备用列冷却塔风机与重要厂用水泵间的联锁启动信号及 90 核 技 术 第33卷运行冷却塔风机的故障报警信号，PSA分析发现重要厂用水系统的不可用、特别是相关人因失误事件的概率取值使电厂的CDF值增加60%，丧失重要厂用水(LOSW)始发事件的频率增加628%。故改进方案增设相关联锁信号和报警信号，以有效降低电厂风险，使电厂设计更平衡。 3 二级PSA技术及应用研究二级PSA识别电厂释放放射性物质的可能途径，估计其释放量和发生频率，提供对堆芯损伤事故(严重事故)下电厂易损性的深入了解，找出电厂设计中的薄弱环节，并为
16、制定严重事故管理策略提供依据。二级PSA的主要内容及工作流程如图3。图3 二级PSA主要内容及工作流程 Fig.3 Major procedural tasks of Level 2 PSA.3.1熟悉电厂，分析确定对严重事故进程重要的电厂特征3.3 事故进程和安全壳响应分析主要是安全壳的结构、安全壳排热系统、安全壳地坑和堆腔的结构与布置等。此外，还须参考、分析与事故进程的缓解和预防有关的运行规程。 3.2电厂损伤状态分析电厂损伤状态(Plant Damage State, PDS)分析将一级PSA分析中得到的信息传送到后继事故进程分析中。PDS是一级和二级PSA间的接口，为二级PSA定义初始
17、条件。PDS分析包括：确定与事故进程相关的问题；确定可能的答案；对可能要补充分析的系统进行分析；对事故序列和割集进行评价分析；形成PDS、PDS组，并对PDS及PDS组定量化。通过对C-2一级PSA结果分析计算，得到8个PDS组，共37个PDS(包括PDS的组成、发生频率及发生频率的不确定性分布)。 目的是确定严重事故条件下安全壳的失效时间、失效模式和失效概率，通过事故进程事件树(Accident Progression Event Tree，APET)法作定性定量分析。APET由发生在压力容器和安全壳内的一系列事件及影响事故进程的物理问题构成。建立APET的过程即确定构成树逻辑结构的过程，包
18、括确定问题及其次序，确定所包括的事件和现象，确定问题间的相关性，并确保进程事件树的所有路径与物理现象的真实性相符合。C-2电厂的APET考虑的是从堆芯损伤开始到堆芯熔融物与安全壳混凝土底板作用的过程，系多情况、多分支结构，有56个问题，202种情况，490条分支。APET的结构确定后，针对每组PDS，对APET进行定量，确定每个问题的分支在每一情况下发生的条件概率。C-2电厂共建立8个APET(对应于8个PDS组)，用APEVNTRE程序计算，得到8个PDS组状态下的第2期严锦泉等：一、二级概率安全评价技术研究及其在300 MW核电厂二期工程设计中的应用 91事故进程集(APB)，以及在核电厂
19、严重事故条件下安全壳的响应情况。 3.4源项分析源项是与APB有关的、放射性核素向环境释放特性的描述。一个给定的APB源项计算和分析结果包括9个放射性核素组的早期和晚期释放份额、释放开始时间、释放能量和释放高度等信息。源项分析采用参数源项程序CHASOR进行。得到每个APB的所有源项后，按后果相似原则，用PARTITION程序进行归并，得到20个源项组，用于三级PSA计算。在归并中考虑并确定各源项引起的早期健康效应(早期死亡可能性)及长期健康效应(后期癌症死亡可能性)。源项组构成了源项分析与后果分析之间的接口，定义了后果分析的初始条件和边界条件。 3.5LERF的计算和分析四种方法计算了LER
20、F：(1)基于二级PSA中安全壳旁通和早期失效概率的分析结果计算LERF；(2)、(3)在所有内部始发事件导致的源项中，将I、Cs和(或)Te早期释放份额不小于某阈值计算LERF；(4)用简化安全壳事件树计算LERF。得到C-2的LERF定量化结果最大为3.24107/堆年。 4 结语:/本工作对国际先进的核电厂一、二级PSA分析方法进行了消化吸收及应用研究，进行部分创新，建立了一、二级PSA方法；在部分骨干程序引进和应用开发基础上，通过自主开发不确定性分析程序和若干接口程序，建立了一、二、三级PSA分析软件系统。本研究成果已成功应用于C-2初步安全分析报告(Preliminary Safet
21、y Analysis Report, PSAR)，论证了整个C-2设计的平衡性，为优化C-2设计及运行策略的研究提供了概率评价依据，有效降低了C-2的严重事故风险。 参考文献1 2Severe accident risks: An assessment for five U. S. nuclear power plants. NUREG-1150, 1990. 1691 RiskSpectrum PSA ASCII Format User Manual. REL- CON SCANDPOWER AB Version 1.00.00, 2007. 113LERF(Large Early Rele
22、ase Frequency)是核安全法规中要求的两个概率安全目标之一，通过评估LERF评价核电厂应对和缓解严重事故的能力。LERF的定义，是放射性核素在紧邻电厂居民有效疏散前大量地从安全壳向外界释放而造成早期健康影响的事故频率。本研究调研了美国NRC技术报告NUREG/CR-6595，结合C-2二级PSA分析，用Level 1 and 2 probabilistic safety assessment for designing a 300 MW NPPYAN Jinquan ZHANG Qinfang QIU Yongping ZHOU Quanfu QIU Zhongming CHEN S
23、ong(Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute, Shanghai 200233, China)Abstract The softw for Level 1, 2 and 3 probabilistic safety assessments (PSA) was developed based on the PSA code by the US Nuclear Regulatory Commission and independent research. It was applied to integrating th
24、e design of a 300 MW nuclear power plant, unit 2 (C-2). It includes the analysis of initiating events, event trees, fault trees, dependency analysis, human reliability analysis, database analysis, event sequence quantification, plant damage state analysis, accident progression and containment respon
25、se analysis, source term analysis, large early release frequency (LERF) analysis, uncertainty analysis, importance/sensitivity analysis, applications during design phase, etc. The model of Level 1 and 2 PSA was established for the C-2 unit. Several design improvements based on the PSA were implement
26、ed in the design, such as the isolation valves on the mini-flow line of the safety injection pump and spray pump, reciprocating charging pump chemical and volume control system, essential service water system, etc. The units internal events at power generation were assessed as 7.25106/ry for core da
27、mage frequency (CDF) and 3.24107/ry for LERF. The C-2 PSA has not only justified the balance of its design, but also provided the probability assessment information for optimizing C-2 design and operation strategies, reducing the risk of severe accidents efficiently.Key words PSA, Event tree, Fault tree, Severe accident, Design improvement CLC TL364 文库下载网是专业的免费文档搜索与下载网站，提供行业资料，考试资料，教学课件，学术论文，技术资料，研究报告，工作范文，资格考试，word文档，专业文献，应用文书，行业论文等文档搜索与文档下载，是您文档写作和查找参考资料的必备网站。文库下载 上亿文档资料，等你来发现11 / 11