AP1000核电厂SGTR事故概率安全评价
事故树分析法在三门AP1000核电受限空间管理过程中的应用
事故树分析法在三门AP1000核电受限空间管理过程中的应用摘要：安全管理的根本是危险源的管理，因此做好危险源的识别与评价是做好安全管理的前提。
目前核电建造过程中，常用的危险源识别与评价方法有安全检查表法、LEC法、预先危险性分析法，这些方法简单、易用，但是这些方法均为定性评价，评价方法缺乏系统性，选取经验值的主观性较强，评价人员的不同经验会影响危险源的评价结果，造成评价结果的失真甚至错误。
本文以三门AP1000核电受限空间管理为例，利用事故树分析法，以三门AP1000核电工程受限空间“窒息中毒”风险为例进行辨识评价，根据危险源评价结果，采取相关的控制措施，为后续受限空间管理提供参考。
关键词：AP1000核电；风险分析；重大风险；管理措施1、引言三门核电工程的建造首次采用了全球最先进的第三代核电技术——AP1000核电技术。
任何新技术、新工艺的引进都会带来新的安全隐患，且三门核电站建造难度大，建造过程中出现的设计变更、工艺改变、突击施工等因素又给安全管理增加了难度。
首台AP1000机组的新技术和新工艺对安全管理的高要求，以及国家乃至世界对AP1000首台机组的高度关注，也给三门核电工程的安全管理带来了较大的压力。
目前核电施工现场常用的危险源辨识和评价方法主要用安全检查表法、LEC法对危险源进行辨识评价。
这些方法简单、易用，但是这些方法均为定性评价，评价方法缺乏系统性，选取经验值的主观性较强，评价人员的不同经验会影响危险源的评价结果，造成评价结果的误差甚至错误。
本文所选用的事故树分析法是定量评价在核电建造过程中应用的一种尝试。
通过分析数据介绍事故树分析法对安全管理的指导性作用和发展前景。
2、事故树分析法的介绍事故树分析法(Fault Tree Analysis，FTA)又称故障树分析法，是以人们对从结果推断可能原因的思维方法为基础而发展起来的一整套分析方法。
事故树分析法是从特定的重大或较大事故(或事件)开始，层层分析其发生的原因，直到原因事件不能再分解为止。
AP1000核电设备分级及其质量要求
AP1000核电设备分级及其质量要求论文集ＡＰｌ０００核电设备分级及其质量要求凌世情１（１．中核集１夏Ｉ－－１＇３核电有限公司，浙江－－１＇３３１７１１２）摘要：核电设备分级的目的是为设备设计、制造、检查、验收过程中的质量控制提供清晰的指导。
概括介绍了ＡＰｌ０００设备的安全和抗震分级，以及基于安全和抗震分级的质量要求。
另外，还针对ＡＰｌ０００设备的一些其他分类及相应的质量要求进行了系统地总结和概述。
关键词：ＡＰｌ０００，设备分级，抗震等级，质量要求ＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎａｎｄＱｕａｌｉｔｙＲｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｏｆＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＥｑｕｉｐｍｅｎｔｏｆＡＰｌ０００ＬＩＮＧＳｈｉｑｉｎ９１（１．ＣＮＮＣＳａｎｍｅｎＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＣｏｍｐａｎｙ，Ｓａｎｍｅｎ２１７１１２，Ｚｈｅｊｉａｎｇ，Ｃｈｉｎａ）Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅｐｕｒｐｏｓｅｏｆｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎｏｆｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｅｑｕｉｐｍｅｎｔｉｓｔｏｐｒｏｖｉｄｅｃｌｅａｒｇｕｉｄａｎｃｅｏｆｑｕａｌｉｔｙｃｏｎ・・ｔｒｏｌｄｕｒｉｎｇｄｅｓｉｇｎ，ｍａｎｕｆａｃｔｕｒｉｎｇ，ｉｎｓｐｅｃｔｉｏｎａｎｄａｃｃｅｐｔａｎｃｅ．ＴｈｉｓｔｈｅｓｉｓｉｎｔｒｏｄｕｃｅｄｂｒｉｅｆｌｙｔｈｅｓａｆｅｔｙａｎｄｓｅｉｓｍｉｃｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎｏｆＡＰＩ０００ｅｑｕｉｐｍｅｎｔ，ａｎｄｔｈｅｑｕａｌｉｔｙｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓｂａｓｅｄｏｎｔｈｅｓａｆｅｔｙａｎｄｓｅｉｓｍｉｃｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ．Ｉｎａｄｄｉｔｉｏｎ，ｔｈｉｓｔｈｅｓｉｓｓｕｍｍａｒｉｚｅｄｓｙｓｔｅｍａｔｉｃａｌｌｙｔｈｅＯｔｈｅｒｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎａｎｄｔｈｅｃｏｒｒｅｓｐｏｎｄｉｎｇｑｕａｌｉｔｙｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓ．Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ＡＰＩ０００，ＥｑｕｉｐｍｅｎｔＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ，ＳｅｉｓｍｉｃＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ，ＱｕａｌｉｔｙＲｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔ．１．前言核电厂安全的基本目标是在正常工况和事故工况下限制公众和厂区工作人员所受到的辐射照量。
核电厂概率安全评价概述
PSA的历史（续） PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。
1972 年初，美国某科学家联盟挑起一场关于LOCA事故的大争论，
认为在LOCA事故时，堆芯不可能保持完好的几何形状；在对核电
厂的安全问题进行全面研究得出分析结果之前，应该停止核电厂的 运行； 为了定量评价核电厂此前各项改进 的效果以及核电厂运行的风险，同 时也为了回应反核方的观点，美国 原子能委员会（USAEC）组织一 个由Rasmussen（拉斯穆森，美 国麻省理工学院教授，曾撰文批评 反核方的观点）担纲的约60 人的 研究小组开展核电厂安全研究；
重性。
PSA的历史（续） PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。
WASH-1400肯定了PSA是能够描述电厂安全图象的最完整的方法。
1979年3月6日美国发生的三里岛事故（世界核电史上的第一起严
重事故，第二起是1986年4月26日前苏联的切尔诺贝利事故，第 三起是2011年3月11日日本的福岛事故）从反面证明了PSA的正确 性和有效性。 1979年初NRC曾说过不要用PSA来分析核电安全，三里岛事故后 遭到总统委员会的批评，从此开始支持PSA的发展。 1981~1994年，美国相继出版了故障树手册NUREG-0492、 PSA 实施导则NUREG/CR-2300，（PRA Procedures Guide）;暂行可 靠性评价计划（IREP，NUREG/CR-2728）；发行NUREG-1150 及其系列报告NUREG/CR-4550、4551，对美国5座核电厂重新进
浅谈三门AP1000核电工程重大安全风险管理措施
浅谈三门AP1000核电工程重大安全风险管理措施摘要：三门AP1000核电工程作为世界首堆，在建造方面有许多新的特点，如先进的模块化施工、“开顶法”施工及建安深度交叉施工方法等。
这些新的施工方法给现场安全造成了较大的风险，给现场的HSE管理提出了更高的要求。
本文拟从系统安全的角度出发，采用定性、定量安全风险分析方法，对核电工程建造各施工阶段的安全风险进行分析评价。
并运用现代管理科学和现代安全管理理论，结合三门AP1000核电一期工程的安全风险控制的管理措施和实践，验证AP1000核电站建造工程重大安全风险管理的有效性。
期望为后续AP1000核电工程建造过程提供重大风险管理控制方法参考。
关键词：AP1000核电；风险分析；重大风险；管理措施1、概述1.1三门AP1000核电工程介绍三门核电AP1000核电项目作为世界首堆，建设过程复杂、技术比较新颖，特有的核岛模块化施工（CA）、大厚度钢安全壳（CV）的制造和安装、核岛主系统关键设备的安装、建安深度交叉给现场安全管理带来了很大难度。
安全风险管理已成为建设AP1000核电工程的首要任务。
1.2国内核电建造过程安全风险管理现状长期以来，我国核电建设工程的安全风险管理基本上沿用了传统的事后处理方式，缺乏安全风险管理的理念，没有形成规范统一的核电建设工程安全风险管理模式。
大多数核电建设项目甚至对发生的安全生产事故缺乏完整的统计数据，更谈不上项目安全分析。
这种状况一直延续到上世纪九十年代后期【6】。
随着《安全生产法》、《建设工程安全生产管理条例》等法律法规的颁布实施，我国建设工程安全形势有了大幅度的好转，但是在运用系统安全风险管理理论指导工程实践，实现风险管理的规范化，进而取得预期的效果，在我国的在建核电站项目上还有待于进一步提高。
事实上，我国在建核电站发生人员死亡事故的频率还远远高于世界运行核电站，建造期间的安全管理问题已经成为核电站全寿期内不可忽视的和严峻的现实问题，建造过程中的安全风险控制和管理已经成为我国核电发展和核电站建造中必须解决的重要问题【6】。
国家核安全局关于印发《AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会纪要》的函
国家核安全局关于印发《AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会纪要》的函文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2010.11.26•【文号】国核安函[2010]191号•【施行日期】2010.11.26•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业正文国家核安全局关于印发《AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会纪要》的函（国核安函[2010]191号）三门核电有限公司，山东核电有限公司，环境保护部核与辐射安全中心，环境保护部华东核与辐射安全监督站：2010年11月16日，环境保护部（国家核安全局）在浙江三门核电厂现场召开了AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会。
现将会议纪要印发给你们，请遵照执行。
你们在内部结构模块浇筑前应制定详细的施工方案，浇筑过程中应确保质量保证体系有效运转、强化施工质量的控制，确保内部结构模块的施工质量。
附件：AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会纪要二○一○年十一月二十六日附件：AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会纪要2010年11月16日，环境保护部（国家核安全局）在三门核电厂现场召开了AP1000核电厂内部结构模块审评和浇筑质量验证专家咨询会。
来自国内科研院所和企业的5位专家，环境保护部（国家核安全局）、华东核与辐射安全监督站、环境保护部核与辐射安全中心、三门核电有限公司、山东核电有限公司、国核工程有限公司、国家核电上海核工程研究设计院、西屋公司等有关单位的代表出席了会议（名单附后）。
专家们听取了国家核安全局关于AP1000内部结构模块监管情况的汇报、三门核电有限公司和山东核电有限公司关于内部结构模块施工准备情况和模拟试验情况总结的汇报、环境保护部核与辐射安全中心关于CA20模块SC结构校核分析审评情况的汇报；察看了三门核电厂内部结构模块浇筑质量验证试件现场，见证了试件现场取芯，并就咨询问题进行了认真、细致的讨论。
核电厂概率安全评价方法及应用探讨
核电厂概率安全评价方法及应用探讨作者：李若鲲蔡国杰朱钢梁姚树密吴淑玉来源：《科技视界》2016年第16期【摘要】安全分析是核电站发展的重中之重，本文首先对我国核电厂概率安全分析的研究情况大致内容进行总结和整理，归纳了其分级情况和流程，结合具体研究实际阐述了其动态可靠性和分析研究方法。
并对传统安全分析即静态概率安全分析进行了剖析，从而找出引起稳定性变动的原因，得出冷却水系统的静态和动态失效概率的变动范围，对这些变化因素给予重点关注，为我国核电站后续安全监管提供一定的理论基础。
【关键词】动态稳定性；概率安全分析方法；冷却水系统PRA安全分析是一项系统的庞大工程，我国现阶段已经有相对成熟与完善的商业故障分析应用软件。
但是安全概率分析模型构建等程序依然需要大量专业人员来操作与进行，因此开展PRA安全分析模型软件开发项目刻不容缓。
将新的分析方法引入PRA安全分析系统，使得模型分析结果与实际情况更为接近，为故障与事故处理方案提供准确的数据，为优化安全分析系统提供信息数据支持，因此PSA安全分析研究是非常有前景与价值的。
1 核电厂概率安全评价方法概述1.1 概率安全分析方法相关理论与概念概率安全（PRA技术分析系统）分析的首次运用是在在美国核管20世界80年代出版发行的《反应堆风险分析评估美国商用核电站事故风险》报告中，该报告对堆芯熔化的风险和概率进行分析与评估的时候第一次运用了概率安全分析方法。
根据国内外学者的研究，可以将概率安全分析方法定义为：以概率论和稳定性作为前提，按照事件已知概率，对某一错综复杂的系统或者事件进行分析研究，对估算客体的风险与后果进行分析与评估的技术手段和方法。
概率安全分析系统将一个运行中的复杂系统进行全面考量，可能对核电站安全稳定运行产生影响的全部因素都要进行研究与排查，将各种可能的核电事故情形均纳入研究范围。
因而，PRA技术分析系统不仅能够及时准确发现设计缺陷、共因概率和各种失效模式，以及核电厂内诸多不利因素之间的作用程度和方式，而且还能够被用于评估修改设计的成本与代价，因而对核电站周边居民身体健康与生命、财产安全提供了保障。
AP1000核电站SGTR事故分析
AP1000核电站SGTR事故分析SGTR（蒸汽发生器传热管破裂）事故是考虑一根蒸汽发生器传热管完全破裂时发生的事故状况。
蒸汽发生器是压水堆核电站一回路和二回路的交汇点，假设事故发生时处于功率运行，一回路冷却剂内含有技术规格书内规定允许的有限数量的燃料棒破损情况下连续运行产生的裂变产物。
由于带有放射性的冷却剂由破口流入二次侧，这将导致二回路系统的放射性增加。
如果在事故期间核电厂丧失厂外电源或者冷凝器蒸汽旁排失效，放射性将通过蒸汽发生器大气释放阀或安全阀排至大气中。
由此可以看出，在发生SGTR事故时，一回路内的放射性物质将直接旁通一回路压力边界和安全壳两道安全屏障进入外部环境而对核电站周围环境产生影响。
因此，SGTR事故是压水堆核电站的基本设计基准事故之一，在核电站的设计中，必须考虑在发生SGTR事故时，在有操纵员干预和无操纵员干预的情况下事故的发展过程。
在操纵员的模拟机培训过程中，对SGTR事故的处理也是非常重要的一项培训内容。
在本文中，将对AP1000核电站SGTR事故在有操纵员干预和无操纵员干预的情况下SG防溢满的过程分析。
对于极不可能的操纵员未采取恢复操作措施的事故工况，AP1000核电厂设置了多个保护系统和非能动设计措施，可以自动终止SG传热管泄漏和稳定RCS （反应堆冷却剂系统）。
在SGTR事故下，CVS（化学和容积系统）的注入流量将维持一次侧向二次侧的破口流量，破损SG二次侧水位因破口流量的集聚而升高。
最终，破损SG水位将达到宽量程高-2水位整定值，该整定值接近于窄量程水位范围的上限。
AP1000保护系统自动提供多个安全相关措施，降低RCS温度和压力，以终止破口流量和蒸汽向大气的排放，并将RCS稳定在安全状态下。
这些安全相关措施包括投入PRHR热交换器、停运CVS泵和稳压器电加热器，隔离启动给水。
投入PRHR热交换器将堆芯衰变热传至IRWST（内置换料水箱）以降低RCS温度和压力。
停运CVS泵和稳压器电加热器可减小RCS系统的压力回升，这将使得主回路系统压力与二次侧压力相平衡，从而有效地终止一次侧向二次侧的破口流量。
动态可靠性评价方法在AP1000核电厂严重事故中的应用研究
Vol. 54,No. 7Jul. 2020第54卷第7期2020年7月原子能科学技术AtomicEnergyScienceandTechnology动态可靠性评价方法在AP1000核电厂严重事故中的应用研究崔成鑫，黄挺，陈炼，张蕾（国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司，北京102209）摘要：动态可靠性评价方法能模拟系统状态发生连续或多重变化的情况，是核电厂概率安全研究的一个新发展点$本文利用动态可靠性评价方法，使用严重事故程序MAAP 对AP1000核电厂全厂断电事故进行分析，并将动态可靠性评价结果应用于二级概率安全评价（PSA ）分析，最终评价对放射性裂变产物 的影响。
研究结果表明，系统动态特性对核电厂PSA 的分析结果有一定影响，且动态可靠性评价过程可挖掘更多信息，有利于更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性$关键词：动态可靠性；严重事故分析；概率安全评价中图分类号:TL364文献标志码:A 文章编号：1000-6931（2020）07-1235-06doi ：10. 7538/yzk. 2019. youxian. 0485Application of Dynamic Reliability Evaluation MethodinAP1000SevereAccidentAnalysisCUI Chengxin , HUANG Ting , CHEN Lian , ZHANG Lei(.State Nuclear Hua Qing (.Beijing) Nuclear Power Technology R&D Center Co. Ltd., Beijing 102209, China)Abstract : The dynamic reliability evaluation method can simulate the continuous or mul-tiplechangesofthesystemstate ,andbecomesanewdevelopmentpointfortheproba-bilitysafetyresearchofnuclearpowerplants.Basedonthedynamicreliabilityevalua- tion method , the state black out process of the AP1000 by MAAPsevereaccidentpro-gram wasanalyzed , theresults were applied to level 2 probabilistic safety assessment(PSA )analysisandfina l ythee f ectonradioactivefissionproductswasevaluated.Theresearch results show that the dynamic characteristics of the system have a certain impactontheanalysisresultsofthePSAofnuclearpowerplant ,andthedynamicrelia-bilityevaluationprocesscan mine moreinformation , andtobe t erguidethedesignof nuclearpowerplantsandimprovethesafetyofnuclearpowerplants.Keywords 'dynamicreliability %severeaccidentanalysis %probabilisticsafetyassessment传统经典的可靠性分析方法主要包括故障 树与事件树方法,975年诞生了以故障树和事收稿日期2019-0627；修回日期2019-11-07基金项目：国家科技重大专项资助项目（017ZX06004006）作者简介：崔成鑫（1987—）男，吉林蛟河人，工程师，硕士，核科学与工程专业网络出版时间 2020-03-02；网络出版地址：http ：〃kns. cnki. net/kcms/detail/11. 2044. TL. 20200228. 1443. 002. html1236原子能科学技术第54卷件树为基本技术手段的著名的WASH-1400报告，如今该方法已发展得相当成熟，也有相当广泛的应用，如在核电厂、航空航天、化工厂等场景。
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AP1000核电厂SGTR事故概率安全评价
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 Spectrum程序,对所建事件树和故障树模型进行分析计算,通过故障树定量化得到前沿系统的故障率,并进行故障树最小割集分析,得到导致系
统故障的基本事件的最小组合;通过将故障树结果与事件树联解求得SGTR事故
导致的堆芯损伤频率,并对堆芯损伤进行相应的定性分析,包括重要度分析、敏感性分析及不确定性分析。
结果表明:AP1000的SGTR事故导致堆芯损伤频率均值
为3.95×10-9/(堆·年),其90%置信度区间下限(5%)为6.22×10-11/ (堆·年),上限(95%)为2.71×10-8/ (堆·年);重要度分析表明在F-V割集重要度中,电源支持系统故障是最重要的基本事件;堆芯损伤风险增加因子最大的是再循环过滤器共因失效基本事件;敏感性分析表明人员动作完全失效对堆芯损伤的影响很大,降低人员失效概率对减小堆芯损伤带来的收益不大;在前沿系统中,ADS和IRWST 对堆芯损伤的敏感性最大。