论文部分内容阅读
地震下核电站的概率安全分析方法(SPSA)基于可靠性工程和概率风险理论，分析核电站各系统在地震下可能的事故状态，找出导致堆芯损伤的可能事故序列，对始发事件的后果进行分析，最后找到电站的薄弱环节和潜在的事故因素。
地震是导致堆芯损伤的重要外部事件，虽然核电站在设计时充分考虑了防御自然灾害的能力，也采取了相应的预防和缓解措施，但是超设计基准地震还是会通过共因失效危及到相关的冗余设计和纵深防御理念，因而对核电站进行地震风险评价是十分必要的。
本文以AP1000核电站作为主要研究对象，采用非能动冷却系统大大提高了核电站的安全性。非能动系统不依靠外力，主要依靠如重力、自然循环等物理原则，因而其结构的完整性对系统可靠性影响很大。地震可导致系统内设备的相对位置发生改变，自然循环无法正常进行，因此计算地震情况下的系统、设备失效情况和堆芯损伤是十分重要的。
首先在对AP1000核电站系统和设备充分了解的基础上，对地震下始发事件进行分析，建立地震下事件树模型，由于时间和任务量的限制，只考虑了LLOCA-S（大破口失水事故）、SGTR-S（蒸汽发生器管道破裂）、LOSP-S（失去厂外电）三个始发事件。将地震灾害曲线离散化分为9个区间，用蒙特卡洛方法通过该曲线抽样参数来模拟地震下核电站部件的状态。
对事件树题头所涉及的系统进行故障树建模，建模过程中考虑了设备间的共因失效，模型中需要添加由于地震所引发设备失效的基本事件，这是高峰值地面加速度下导致堆芯损伤的主要贡献来源。最后用Risk Spectrum软件对建立的模型进行分析计算，主要通过故障树和事件树的定量化获得不同峰值地面加速度下的堆芯损伤率，最后得到地震下年堆芯损伤概率为4.16E-7。最小割集的分析结果表明:在峰值地面加速度较小时，非地震情况下的阀门、降压孔板失效和第四级ADS系统管线阀门的触发失效是导致堆芯损伤的重要基本事件;峰值地面加速度为0.4g的时候是一个转折点，此时本文所选取的前十位的最小割集中开始出现由地震所引发的设备失效;峰值地面加速度增大至0.6g以上时，地震情况下两台补水箱的失效和安注箱的单独失效是导致堆芯损伤的重要事件。最后本文所计算的结果与《AP1000概率安全分析报告》的结果进行对比，二者基本吻合。
地震是导致堆芯损伤的重要外部事件，虽然核电站在设计时充分考虑了防御自然灾害的能力，也采取了相应的预防和缓解措施，但是超设计基准地震还是会通过共因失效危及到相关的冗余设计和纵深防御理念，因而对核电站进行地震风险评价是十分必要的。
本文以AP1000核电站作为主要研究对象，采用非能动冷却系统大大提高了核电站的安全性。非能动系统不依靠外力，主要依靠如重力、自然循环等物理原则，因而其结构的完整性对系统可靠性影响很大。地震可导致系统内设备的相对位置发生改变，自然循环无法正常进行，因此计算地震情况下的系统、设备失效情况和堆芯损伤是十分重要的。
首先在对AP1000核电站系统和设备充分了解的基础上，对地震下始发事件进行分析，建立地震下事件树模型，由于时间和任务量的限制，只考虑了LLOCA-S（大破口失水事故）、SGTR-S（蒸汽发生器管道破裂）、LOSP-S（失去厂外电）三个始发事件。将地震灾害曲线离散化分为9个区间，用蒙特卡洛方法通过该曲线抽样参数来模拟地震下核电站部件的状态。
对事件树题头所涉及的系统进行故障树建模，建模过程中考虑了设备间的共因失效，模型中需要添加由于地震所引发设备失效的基本事件，这是高峰值地面加速度下导致堆芯损伤的主要贡献来源。最后用Risk Spectrum软件对建立的模型进行分析计算，主要通过故障树和事件树的定量化获得不同峰值地面加速度下的堆芯损伤率，最后得到地震下年堆芯损伤概率为4.16E-7。最小割集的分析结果表明:在峰值地面加速度较小时，非地震情况下的阀门、降压孔板失效和第四级ADS系统管线阀门的触发失效是导致堆芯损伤的重要基本事件;峰值地面加速度为0.4g的时候是一个转折点，此时本文所选取的前十位的最小割集中开始出现由地震所引发的设备失效;峰值地面加速度增大至0.6g以上时，地震情况下两台补水箱的失效和安注箱的单独失效是导致堆芯损伤的重要事件。最后本文所计算的结果与《AP1000概率安全分析报告》的结果进行对比，二者基本吻合。