摘要：近些年人因可靠性研究对于核电站安全性这一问题越来越重要。在核电站控制室采用数字化技术以后,计算机化的操纵员工作站带来了便捷操作方式,但庞大且集中的信息量也带来了操作任务可靠性的风险。因此,在核电站的设备可靠性大幅度提高的前提下,人因可靠性也需要不断提高,以保证核电站运行具有更好的安全性和经济性。根据美国布鲁克海文国家实验室最新发布的NUREG0700标准,先进控制室(ACR)被定义为"采用数字化技术的控制室"。国内核电站数字化控制室自主化设计从岭澳二期项目首次开始实施,2010年岭澳二期核电站顺利商运,标志着首个国内自主化设计的先进控制室的成功。本文正是针对数字化控制室的设计过程,将"失水事故"(LOCA)和"蒸汽发生器传热管破裂"(SGTR)选择为初始事件。同时,在此基础上,叠加一些设备或系统的失效。通过在事故状态下对操纵员在模拟机上处理事故的过程进行分析,以获得合理的人因绩效数据,从而更利于人因可靠性的分析,也能对核电站的设计,尤其是控制室的设计起到改善的作用。通过收集人因绩效,尤其是在事故状态下的人因绩效,将会对提高人因可靠性起到非常重要的作用。

摘要：本文使用LOFTTR2AP-1.6程序分析了AP1000核电厂在蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故工况下堆芯补水箱(CMT)的水位变化情况。分析结果表明,即使在极端的情况下,SGTR工况也不会导致CMT的水位下降到触发自动卸压系统(ADS)动作的整定值,不会导致更为严重的瞬态,符合压水堆用户要求文件(URD)的规定。

摘要：蒸汽发生器(SG)传热管作为一回路冷却剂系统压力边界,与一回路其它压力边界共同构成防止放射性裂变产物逸出的第二道安全屏障,但其容易产生腐蚀损伤,是一回路压力边界中的薄弱环节。蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故发生后,放射性裂变产物将有可能突破一回路压力边界及安全壳的屏蔽,进入环境。SG破口大小、SGTR事故、故障SG位、故障SG水位控制等都将直接影响放射性裂变产物进入环境的总量。从SG本体设计、SGTR事故探测、SGTR事故缓解措施等方面进行对比分析,发现三代核电机组进行了多项改进,提高了机组应对SGTR事故相关系统可靠性、冗余性,降低了事故处理时人员干预要求,提升了机组固有安全性。