摘要：直接循环二氧化碳冷却反应堆作为一种新概念反应堆,和直接循环沸水堆、间接循环氦气冷却堆、压水堆等相比,其系统配置及安全特性不同,安全设计中所考虑的始发事件与安全准则与现有反应堆存在差异。始发事件清单是反应堆设计的重要输入项,是反应堆系统安全设计的基础;验收准则为安全分析结果是否符合安全要求提供判据。本文采用主逻辑图分析方法,针对直接循环二氧化碳冷却反应堆开展研究,初步提出了反应堆安全设计所需要的始发事件,并根据设计对象特点,基于现有的压水堆、气冷堆及新堆等工程经验,初步给出了验收准则。该研究为直接循环二氧化碳冷却核动力系统安全设计奠定基础,也为直接循环反应堆的安全设计提供参考。

摘要：在高通量工程试验堆(HFETR)一级概率安全分析(PSA)中,始发事件分析是首要任务。首先综合应用了工程评价、参考以往的始发事件清单、演绎分析和运行经验总结等方法,确定了HFETR运行阶段一级PSA始发事件清单,然后对始发事件进行适当的归并分组,最后结合故障树分析、HFETR运行事件统计及参照国内外相同类型研究堆等方法,给出了各始发事件组的频率,为后续开展HFETR一级PSA奠定了基础。

摘要：概率安全评价(PSA)是一种重要的反应堆安全分析方法,对反应堆的设计、运行具有指导作用。始发事件的选取是对反应堆实施概率安全评价的起点和基础。加速器驱动次临界系统(ADS)由于先进的设计特征、复杂的系统构成及缺乏工程和运行经验,其始发事件的确定具有一定的难度。本文基于目前设计方案,分析该ADS系统具有的安全特性及特殊问题,采用主逻辑图(MLD)推导其始发事件,并参考其他先进研究堆相关经验,最终得到一组始发事件清单,为下一步安全评价工作的展开提供了依据。

摘要：本文对世界铀浓缩系统主要事件/事故进行了总结与思考,基于铀浓缩系统的相关设计,采用概率安全评价(PSA)技术中主逻辑图推导法,初步找出始发事件,为下一步国内铀浓缩系统的PSA工作和安全分析工作提供依据。

摘要：始发事件是概率安全分析(PSA)的起始点,也是事件序列的重要基础。对于船用堆还应考虑始发事件对船舶适航性、机动性、生命力、隐蔽性的影响。分析始发事件的目的是为了确定潜在的、会导致堆芯损伤的、会影响船舶核动力运行的那些事件并对这些事件予以定量化。该文给出了一份详尽的始发事件清单并对其进行了科学合理的分组,提出了船用堆始发事件的频率估计方法,对PSA具有重要意义。

摘要：本文首先回顾历史上主要的放射性元素制取系统事故,参考PSA技术对核电厂始发事件的研究,基于放射性元素制取系统的相关设计方案,分别参考其他系统相关经验和采用主逻辑图推导法,找出初步的始发事件,为下一步PSA和安全分析工作提供依据。

摘要：传统意义上核电厂数字化仪控系统主要依靠提升设备的可靠性来满足电厂安全目标。随着监管要求的逐步提高,在提升设备可靠性基础上,基于概率论技术的设计手段逐步成为核电厂安全设计新的研究方向。本文应用概率安全评价(PSA)技术,对典型电厂始发事件进行分析及研究,之后对仪控设计方案整体进行PSA建模,再将其置于电厂PSA模型中,通过定量评估分析,识别薄弱环节,给出优化改进措施。在此基础上提出了一套确保核电厂仪控系统满足整体安全目标的可靠性设计流程。

摘要：[目的]旨在采用概率安全分析方法来全面审查船用核动力装置的安全性。[方法]为此,建立船用核动力装置内部事件功率工况的一级概率安全分析(PSA)模型,针对可能引起反应堆堆芯损伤的17组始发事件,建立17棵事件树;针对8个前沿/支持系统,建立42棵故障树,进而对船用核动力装置进行一级PSA分析。[结果]计算结果表明:堆芯损伤频率(CDF)为4.38×10–6/堆年,并确定了各始发事件组对CDF的贡献;根据重要度分析结果,人误事件和电力系统故障是对CDF贡献最大的2个因素;根据敏感性分析结果,接入第3台柴油发电机可以显著降低堆芯损伤的概率。[结论]研究成果可为船用核动力装置的安全性设计提供参考。

摘要：根据某小型压水堆的特点和运行经验,筛选给出可能引起严重事故的始发事件清单,然后基于SCDAP/RELAP5程序建立了反应堆严重事故分析平台,模拟确认了反应堆严重事故的响应序列。以反应堆全部电源丧失事故为例,根据稳压器安全阀响应情况将事故细分为两类断电事故,并分别分析了反应堆系统的热工水力响应行为及特征参数与后果,为评估装置薄弱环节、严重事故管理导则的开发奠定了基础。