摘要：非能动安全系统可靠性的分析是广泛采用非能动设计的新一代核电厂概率安全评价(PSA)的重要内容,其量化分析需根据非能动安全系统可靠性评估对象,确定影响系统运行的关键参数,结合事件序列对非能动系统进行研究。本文以AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)设计阶段的可靠性研究为例,结合丧失主给水事故,根据燃料包壳完整性以及系统稳定性的功能准则,确定影响PRHRS的关键参数和设计参数。采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用RELAP5/MOD3程序进行不确定性传递计算,进行关键参数对系统功能敏感性评价与确认,进行系统功能可靠性分析,为AP1000概率安全评价提供PRHRS可靠性估计。

摘要：福岛核事故以来,非能动安全系统因其结构简单、对外部动力及人员干预依赖少等优点,在新一代反应堆设计中被广泛应用,以提高核电厂安全性.然而,由于影响基于自然循环运行的非能动系统的不确定性因素较多,物理过程失效成为此类系统可靠性评估中必须考虑的问题,国内外核安全法规中对此提出了明确要求.

摘要：在核电站安全研究中,概率安全评价方法已经得到了广泛的应用.但是对于采用非能动设计的核电站系统,其可靠性分析的研究还处于初级阶段.非能动系统的失效不但要考虑常规可靠性分析中考虑的设备失效,还要考虑物理过程的失效.物理过程失效概率的计算方法和能动系统可靠性分析方法完全不同.本文给出物理过程失效的数学描述,介绍了一次二阶矩法、响应面方法,并且应用响应面方法计算了清华大学核能技术设计研究院10MW高温气冷实验堆(HTR-10)余热排出系统失效概率的近似值.

摘要：重力驱动系统是非能动系统的主要类型 ,具有安全、经济、可靠性高等多项优点 ,发展潜力很大。本文对非能动系统和重力驱动系统的研究现状进行了综合分析。结合各国重力驱动系统的结构 ,探讨了各国设计研究的特点。介绍了重力注硼系统的结构 ,并与国外设计进行了对比分析 。

摘要：介绍了计算物理过程失效概率的蒙特卡罗方法(Monte Carlo)。应用重要抽样蒙特卡罗方法计算了10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)余热排出系统物理过程的失效概率,并进行了误差分析。与响应面方法的计算结果进行比较后发现,两种方法得到的计算结果数量级相同,进一步验证了以下结论:由于采用了非能动设计,HTR-10的余热排出系统的失效概率至少降低了3个数量级。

摘要：物理过程失效是导致非能动系统运行失效的重要因素之一,必须在非能动系统可靠性分析中予以考虑。而对于物理过程失效,目前尚无成熟的分析方法。本文提出采用蒙特卡罗模拟方法研究冷源温度、热源温度在其合理范围内变化对自然循环系统运行可靠性的影响。结果表明,冷源、热源温度变化对系统物理过程失效具有重要影响,且运行列数越少,影响越显著。计算结果说明系统运行失效是物理过程失效与设备失效综合作用的结果,但并非二者的简单叠加,物理过程失效与设备失效是互为条件的;当系统设计安全裕量较大时,即使参与运行的设备列数不能满足设计要求,也并不一定导致系统失效。

摘要：本文利用MELCOR1.8.5程序建立了典型的M310核电站的严重事故模型,基于该模型设计了多种非能动的缓解措施,针对由全厂断电诱发的严重事故,模拟研究了这些非能动安全措施的缓解效果。研究结果表明:在全厂断电事故下,堆芯补水箱系统、堆腔注水系统、非能动余热排出系统均能有效地投入使用,并显著地延缓事故的发展,将核电站稳定在一个安全的状态,为人工干预赢得更多时间。

摘要："华龙一号"是自主化三代核电的代表,承载着走出国门,在国际舞台上与众强同场竞争的责任。它博采众长,创新性地提出了安全系统(设施)能动加非能动的设计概念,可以有效地增强抵御核安全风险的能力。本文从基本核安全功能的角度,对华龙一号的安全系统配置进行剖析,重点论述三个非能动系统的设置合理性。

摘要："华龙一号"采用177组先进燃料组件、先进的堆芯测量系统和反应堆冷却剂系统,提高了核电厂的固有安全性和堆芯热工裕量。在系统设计方面,配置了能动和非能动相结合的安全系统,核电机组具有完善的超设计基准事故、严重事故应对措施。"华龙一号"采用单堆布置、双层安全壳,实现了布置优化和实体隔离,有效降低了安全系统共模失效问题。这些设计使得"华龙一号"安全性达到了三代核电技术的先进水平。

摘要：2011年3月11日日本发生的9.0级地震引发了日本福岛第一核电站7级核泄漏事故,该事故成为近期全世界关注的热点。介绍了福岛核电事故的经过、分析了事故的原因、影响及启示。地震和海啸是表面的诱因,深层的原因则是很复杂的。从技术上层面上讲,核事故的原因主要归结为3个方面:福岛核电采用了安全性不够好的核电第二代技术,核电站的抗震能力设计不足,且其1号机组超设计寿期运行。通过AP1000和ERP的安全系统在设计、性能、技术等方面比较,认为在安全性方面核电第三代技术AP1000比EPR要优越得多。针对我国现时核电是第二代技术和第三代技术并存,探讨了中国核电的安全监督制度、核电主力堆型的发展方向、应急联动机制以及应急预案。