CMRR堆额定功率工况下内部事件一级概率安全分析

发布时间：2020-06-21 05:33

【摘要】：在反应堆安全分析中,针对严重事故的分析通常侧重于概率论分析方法。概率安全分析方法的发展和成熟,为研究反应堆严重事故提供了重要的手段。为了提高研究堆的安全水平,我国核安全监管单位出台了法律法规措施,推动PSA技术在研究堆安全分析领域的实施。因此,中国绵阳反应堆CMRR计划开发全范围PSA模型,而额定功率工况下内部事件一级PSA分析是其他层面PSA分析的基础。针对CMRR堆,本研究共识别了 40个始发事件并分组得到了 10个始发事件组,并通过建立始发事件故障树、通用数据和CMRR堆运行历史对其发生频率进行了计算。在对CMRR堆安全相关系统的故障树建模工作中,本研究采用了“标准化故障子树”的建模理念,充分考虑部件独立失效、部件共因失效和人因失效的影响,共得到了 11棵系统故障树和169棵设备部件故障子树。为了反映事故后果的严重程度,本研究针对堆芯损伤CD这一事故后果,定义了 8个事故终态。在事件树建模中,得到了 9棵事件树和相应的62个事故序列。堆芯损伤频率CDF的计算结果表明,CMRR堆在额定功率工况下的内部事件一级PSA的堆芯损伤频率CDF的点估计值为1.22E-07/堆年,小于现行的针对严重堆芯损伤事故的发生频率1.00E-04/堆年,也小于国际原子能机构IAEA提出的更加先进的指标1.00E-05/堆年,证明了 CMRR堆在设计运行中具有极高的安全性。各始发事件组对应的CDF计算结果表明,始发事件组一回路部分失流LOFA和过剩反应性引入IOER对整堆CDF的贡献最大,分别为80.5%和10.9%。各事故终态对应的CDF计算结果表明,后果最为严重的发生在停堆失败的高功率平台下的堆芯损伤对整堆CDF的贡献仅为0.4%,满足风险控制理论的基本要求。反应性控制手段的系统可靠性分析结果表明,当CMRR堆的反应性控制手段仅由常规棒控停堆系统组成时,反应性控制手段的失效概率点估计值为9.78E-07/需求,此时整堆CDF的点估计值为1.63E-07/堆年,仍满足上述两个指标的要求,证明CMRR堆作为池式研究堆,具有较高的固有安全性。当CMRR堆的反应性控制手段加入ATWS缓解系统后,反应性控制手段的失效概率点估计值为7.70E-07/需求,系统可靠性提升了 21.3%。此时,整堆CDF的点估计值为1.54E-07/堆年,CMRR堆的堆芯损伤风险降低了 5.5%:同时,发生在停堆失败的高功率平台下的堆芯损伤所对应的CDF由4.15E-08/堆年降低到3.26E-08/堆年,后果最为严重的堆芯风险降低了 21.4%。当CMRR堆的反应性控制手段加入重水停堆系统后,反应性控制手段的失效概率点估计值为1.16E-08/需求,系统可靠性提升了 98.5%。此时,整堆CDF的点估计值为1.22E-07/堆年,CMRR堆的堆芯损伤风险降低了 20.8%;同时,发生在停堆失败的高功率平台下的堆芯损伤所对应的CDF降低到4.92E-10/堆年,后果最为严重的堆芯风险降低了98.5%。结果证明了 ATWS缓解系统和重水停堆系统不仅能提高反应性控制手段的可靠性以及降低整堆堆芯损伤风险,也能降低事故后果的严重程度。
【学位授予单位】：中国工程物理研究院
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2019
【分类号】：TL36
【图文】：

图２．邋１核反应堆概率安全分析的总体程序逡逑２．１．１初始信息的采集逡逑概率安全分析是一项内容广泛的整体研宄工作，需要有大量的信息。所需信息与析的范围有关，可以分为以下３大类：逡逑１）电厂设计、厂址和运行信息；逡逑２）逦—般性数据和电厂具体数据；逡逑３）关于ＰＳＡ方法的文件报告；逡逑一级ＰＳＡ分析需要最终安全分析报告、管路系统图、电气系统图和仪表系统图；于所研宄系统的说明性资料；试验、维修、运行以及审批规程。逡逑二级ＰＳＡ分析需要包括反应堆冷却剂系统和安全壳更详细的设计资料。逡逑１０逡逑

下自然循环阀处于关闭状态。当反应堆停堆并且堆功率下降到２００ｋＷ后，强迫循环退逡逑出运行，自然循环阀开启建立自然循环进行长期余热排出。逡逑图３．邋１为ＣＭＲＲ堆的一回路简要流程图。逡逑２２逡逑

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本文编号：2723599