AP1000核电厂SGTR事故概率安全评价

发布时间：2022-02-23 03:27

　　概率安全评价（PSA）不是确定的分析系统对于事故的响应,而是以可靠性工程和概率风险理论为基础,分析复杂系统的所有可能的事故状态,找到所有可能发生的事故序列,从而对始发事故造成的后果进行系统的分析,找到电厂本身存在的薄弱环节及潜在事故因素。蒸汽发生器传热管破裂事故（SGTR）是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点,该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。本文在阅读了 AP1000自主化标准设计概率安全评价报告、三门核电厂PSAR初步安全分析报告及相应的参考文献等资料的基础上,选取非能动先进压水堆AP1000的蒸汽发器传热管破裂（SGTR）事故为模型,进行1级概率安全评价。首先,在熟悉AP1000系统的基础上,分析始发SGTR事故后电厂系统的安全响应动作及所有可能发生的事故过程。其次,根据SGTR事故进程及AP1000系统的安全响应功能建立SGTR事件树,所建立的事件树全面演绎了事故后电厂所有可能发生的情况;然后对事件树题头所涉及的系统进行故障树建模,在故障树建模过程中重点介绍共因失效参数模型及共因失效事件组,并对整个事故响应过程中的人员动作进行详细的子任务描述。最后,借助Risk... 

【文章来源】：哈尔滨工程大学黑龙江省211工程院校

【文章页数】：121 页

【学位级别】：硕士

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摘要
ABSTRACT
第1章 绪论
    1.1 选题背景
    1.2 PSA方法的概述及研究
        1.2.1 PSA的分析方法
        1.2.2 国外PSA发展状况
        1.2.3 国内PSA发展状况
    1.3. 蒸汽发生器管道破裂(SGTR)事故研究
        1.3.1 SGTR事故介绍
        1.3.2 国外对于SGTR事故的研究
        1.3.3 国内对于SGTR事故的研究
    1.4. 论文主要内容及结构
第2章 AP1000核电厂主要系统
    2.1 AP1000核电厂总体介绍
    2.2 反应堆冷却剂系统
    2.3 非能动堆芯冷却系统
        2.3.1 非能动余热排出系统
        2.3.2 非能动安全注入系统
        2.3.3 自动降压系统
    2.4 非能动安全壳冷却系统
    2.5 化学与容积控制系统
    2.6 启动给水系统
    2.7 正常余热排出系统
    2.8 安全壳隔离系统
    2.9 本章小结
第3章 AP1000的SGTR事故事件树模型
    3.1 SGTR事故始发事件
    3.2 SGTR事故的过程及安全功能响应
    3.3 SGTR事件树
        3.3.1 事件树题头描述
        3.3.2 题头事件成功准则
    3.4 本章小结
第4章 AP1000的SGTR事故的故障树模型
    4.1 故障树基本事件编码原则
    4.2 支持系统故障树模型
    4.3 前沿系统故障树
        4.3.1 化学与容积控制系统故障树
        4.3.2 启动给水系统故障树
        4.3.3 蒸汽旁排系统故障树
        4.3.4 非能动余热排出系统故障树
        4.3.5 堆芯补水箱故障树
        4.3.6 自动降压系统故障树
        4.3.7 安注箱故障树
        4.3.8 RNS注射/再循环故障树
        4.3.9 IRWST重力注射故障树
        4.3.10 安全壳隔离故障树
        4.3.11 安全壳地坑再循环故障树
        4.3.12 非能动安全壳冷却系统故障树
    4.4 共因失效分析
        4.4.1 共因失效原因
        4.4.2 共因失效分析流程
        4.4.3 共因失效的参数模型
        4.4.4 共因因子及共因失效组
    4.5 人因可靠性分析
        4.5.1 人因可靠性分析的意义
        4.5.2 PSA中人因事件分类及主要方法
        4.5.3 人因可靠性分析的基本框架
        4.5.4 人员失误概率定量化
    4.6 本章小结
第5章 SGTR事故PSA结果分析
    5.1 应用数据来源
    5.2 故障树结果分析
        5.2.1 故障树顶事件失效概率
        5.2.2 最小割集分析
    5.3 事件树结果分析
        5.3.1 事故序列分析
        5.3.2 重要度分析
        5.3.3 敏感性分析
    5.4 不确定性分析
    5.5 本章小结
结论
参考文献
攻读硕士期间发表的论文和取得的科研成果
致谢
附录
    附录1 故障树模型
    附录2 故障树最小割集表


【参考文献】：
期刊论文
[1]核电站蒸汽发生器传热管破裂事故研究及响应[J]. 陈军.  科技视界. 2015(21)
[2]AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂分析[J]. 叶杰,蔡伟,陈文虎.  原子能科学技术. 2015(06)
[3]AP1000核电厂SGTR事故工况下CMT水位分析[J]. 肖三平,叶杰,钱辉,王亮亮,陈树山.  核安全. 2014(03)
[4]Study on the long-term passive cooling extension of AP1000 reactor[J]. YE Cheng,ZHENG Mingguang,WANG Yong,QIU Zhongming.  Nuclear Science and Techniques. 2013(04)
[5]传热管破裂位置及根数对SGTR事故进程的影响[J]. 蒋立国,彭敏俊,刘建阁,郭赟.  核科学与工程. 2012(01)
[6]概率安全评价在CPR1000机组严重事故预防与缓解措施分析中的应用[J]. 刘萍萍,张宁.  原子能科学技术. 2011(04)
[7]第三代核电技术——非能动安全先进核电站AP1000[J]. 胡亚蕾.  科技资讯. 2010(09)
[8]岭澳核电站3、4号机组反应堆保护系统概率安全评价结果校算[J]. 刘晶晶,韩品林.  核动力工程. 2009(S2)
[9]AP1000 SGTR始发安全壳旁路型严重事故裂变产物行为分析[J]. 黄高峰,佟立丽,曹学武.  核动力工程. 2009(05)
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硕士论文
[1]传热管破裂对蒸汽发生器热工水力特性影响研究[D]. 李娜.哈尔滨工程大学 2013
[2]核聚变实验装置EAST放电失效的可靠性分析[D]. 曹兴焕.合肥工业大学 2009
[3]秦山二期维修冷停堆下硼误稀释事件的安全分析[D]. 尚宪和.上海交通大学 2008
[4]田湾核电站主冷却剂管道小破口失水事故概率安全分析[D]. 郑丽馨.哈尔滨工程大学 2007
[5]秦山三期（重水堆）核电站概率安全评价之共因失效分析方法与应用研究[D]. 宋明海.上海交通大学 2007
[6]研发核电站PSA软件不确定性分析和敏感性分析功能模块[D]. 丁虎.合肥工业大学 2005



本文编号：3640776