船用核动力装置事故分析中事件序列的确定方法研究
船用核动力装置的超设计基准事故及其对策
第18卷第2期电站系统工程Vol.18 No.2 2002年3月Power System Engineering Mar., 2002 文章编号：1005－006X(2002)02－0058－03船用核动力装置的超设计基准事故及其对策海军工程大学赵新文蔡琦蔡章生摘要：以船用核动力装置（MNPP）为对象，定义了超设计基准事故（BDBA）的概念，介绍了BDBA的物理过程，提出了BDBA的应急对策及应急状态判定方法。
关键词：超设计基准事故；船用核动力装置；核反应堆安全中图分类号：TL3文献标识码：BBeyond Design Basis Accident of Marine Nuclear Power PlantZHAO Xin-wen, CAI Qi, CAI Zhang-shengAbstract: Taking marine nuclear power plant (MNPP) as an object for research, the concept of beyond design basis accident (BDBA) is defined, the physics process of BDBA. Aiming at BDBA is introduced. It also proposes some emergency measures and the methods of judgement in emergency condition.Key words: beyond design basis accident; marine nuclear power plant; nuclear reactor safety三哩岛及切尔诺贝利核电站事故表明：由于设计、建造和运行中采取了各种预防措施，核动力装置因设备故障或人为差错造成事故而导致应急状态的可能性已经极小，但还不能完全排除反应堆遭受重大破坏、导致放射性物质大量泄漏的潜在危险。
大事件树法船用核动力装置中小破口失水事故评价
下降 ； 水位降低到补水阈值后触发补水系统投入 。 由于补水系统投入的延迟 ，稳压器仍产生低压和 低 水位 报警信 号 。当稳压 器产 生低 ＿ 压 力信号 后 １ 氐 触发紧急停堆 ，同时主机脱扣 、主给水隔离。
大事件树 法船用核动力装置 中小破 口失水事故评价
信世堡 ，邵世威 ，张志俭
（ 尔滨工 程 大学核科 学与技 术 学院核 安 全与仿 真技 术重点 实验 室 ，哈尔滨 ，１００ ） 哈 ０ １ ５
摘要 ：分析 了满功率工况下船用核动力中小破 口失水事故后安全功能需求 、系统 响应 和操纵人员干预对
小破 口失水事故 的事件序列模型及系统模型 。通 过 事故 序列 的定 量分 析 ，寻找 船用 核动力 在设 计
阶段存 在 的一些 薄 弱环节 ，为系统 有效改 进 提供
参考意见并探讨大事件树法在船用核动力概率安 全 评价 中的应用 。
２ 事故描述
以 主系统 的冷 管 段发 ห้องสมุดไป่ตู้小破 口和 中破 口为例
中 图 分 类 号 ：Ｔ ３ １ Ｌ ６ 文献 标 识 码 ：Ａ
１ 引 言
失水事故指直接导致反应堆一 回路压力边界
丧失 完 整性 ，一 部分 或大 部分主 冷却 剂泄 漏 的事
故【。失水事故在反应堆安全分析中处于非常重 】 】 要的地位。本文 以船用核动力装置为分析对象 ， 对其在满功率工况下主冷却剂系统及与其直接相 连 的主 管道 、余 热排 出 系统管道 、净 化 系统管 道 管道（ 包括主管道 、 余热排出系统管道、 净化系统 管 道 １ 生 小 破 口 （Ｌ Ａ． 类 １ 中 破 口 发 Ｓ ＯＣ Ａ 和 （ Ｏ Ａ ． 类１ ＭＬ Ｃ Ａ 失水事故进行一级概率安全分析 （Ｓ 研 究 ， Ｐ Ａ） 分析 失水 事故发 生后 系统 响应及操 纵
核电厂PSA中事故序列后果分析方法研究
核 电厂 Ｐ Ａ 中事 故序 列后 果分 析 方 法研 究 Ｓ
王海涛 ， 吴宜灿 ， 丁厚本 ， 萍 ， 刘 胡丽琴 ， 张士杰 ， 李亚洲
（．中 国科 学 院 等 离 子 体 物 理 研 究 所 ， 徽 合 肥 １ 安 ２０ ３ ；２ ３ ０ １ ．合肥 东 方 辐射 技术 开 发有 限公 司 ， 徽 合 肥 安 ２０８） ３ ０ ８
ＨＵ ｉ ｉ Ｚ Ｌ～ ｎ ， ＨＡＮＧ Ｓ ｉｉ ，Ｌ ａｚ ｏ ｑ ｈ— ｅ ｊ Ｉ —ｈ ｕ Ｙ
（ ．Ｉ ｓｉ ｔ ｆ Ｐｌ ｓ ｙ ｉｓ，Ｃｈｎ ｓ ａ ｅ ｆ Ｓｃｅ ｃｓ，Ｈｅ ｅ ３ ０ １，Ｃ ｉ ａ； １ ｎ ｔｔ ｅｏ ａｍａ Ｐｈ ｓｃ ｕ ｉ ｅｅ Ａｃ ｄ ｍｙ ｏ ｉｎ ｅ ｆ ｉ２ ０ ３ ｎ ２ ．Ｈｅ ｅ ｓｒ ｄ ａ ｉｎ Ｔｅｈ ｏｏ ｉａ ｖ ｌｐｍｅ ｔＣ ．，Ｌｔ ．，Ｈｅ ｅ ３ ０ ８，Ｃ ｉ ａ ｆｉ Ｅａ ｔａＲａ ｉ ｔｏ ｃ ｎ ｌｇ ｃ ｌＤｅ ｅｏ ｎ ｏ ｄ ｆ ｉ２ ０ ８ ｈｎ ）
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第 ４ 卷 第８ ２ 期
２ ０年 ８ ０ ８ 月
原
子
能ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
科
学
技
术
Ｖｏ１ ４ Ｎｏ ８ ． ２， ．
Ａｕ ｇ． ２ ０ ０８
Ａｔ ｍｉ ｏ ｃ Ｅｎｅ ｇｙ Ｓ ｉｎｃ ｎｄ Ｔｅ ｈ ｒ ｃ ｅ ｅａ ｃ ｎｏｌ ｙ ｏｇ
Ａｂ ｔ ａ ｔ Ｉ ｈｅ ｐｒ ｅ ｓ ｏ ｏ ｓ ｑ ｎｃ ｎａ ｙ ｉ ｏ ＰＳＡ ， ｓｍｐｌｆｃ ｔｏ ａ ｔ ｔ ｅ ｓ ｒ ｃ ： ｎ ｔ ｏｃ ｓ ｆ ｃ ｎ ｅ ｕｅ ｅ ａ ｌ ｓｓ ｆ ｒ ｉ ｉｉ ａ ｉ ｎ ｏｎ ｆ ｕｌ ｒ ｅ ｃ ｎｖ ｒ ｅ ｒ ｏ ｅ ｔ ｄ ｆｏｍ ｖ ｎ ｒ ｅ ａ ｎ ｎ ｏ ｄｅ ｏ ｒ ｄｕ ｅ ｔ ｃ ｌ ｆｆ ｌ ｒ ｅ ．Ａ ｈｒ ｅ ｅ ｅ ｔｔ ｅ ｓｗ ｓ ｄｏ ｅ ｉ ｒ ｒ ｔ ｅ ｃ ｈｅ ｓ ａ ｅ ｏ ａｕ ｔｔ ｅ ｓ ｔ ｅ— ｓ ｅ ｌ ｏ ｉｈｍ ｓ ｐｒ ｓ ｎ ｅ ａ ｅ ｎ ｔ ｈｅ ｙ ｏ ｏ ｅ ｕｅ ｅ ａ ｌ ｓｓ Ｉ ｄ ｉｉ ｎ， ｔ ｐ ａ ｇ ｒｔ ｗａ ｅ ｅ ｔ ｄ ｂ ｓ ｄ ｏ ｈｅ ｔ ｏｒ ｆｃ ｎｓ ｑ ｎｃ ｎａ ｙ ｉ． ｎ ａ ｄ ｔｏ
船用核反应堆概率安全评价的初始事件分析
船用核反应堆概率安全评价的初始事件分析
赵新文;蔡琦;蔡章生
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】2004(25)6
【摘要】根据船用核反应堆的特点,对概率安全评价的初始事件分析方法进行了全面研究,提出了初始事件的分组原则及分组方法,给出了初始事件频率评估的量化模型。
【总页数】4页(P538-541)
【关键词】初始事件;概率安全评价;船用核反应堆
【作者】赵新文;蔡琦;蔡章生
【作者单位】海军工程大学
【正文语种】中文
【中图分类】TL364.5
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5.池式钠冷快堆放射性释放风险
概率安全评价事件树分析 [J], 杨鹏;喻宏;胡文军
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ESD方法在船用压水堆事故序列分析中的应用
物变 理 量 开 关
顺 序 门 Ⅳ 中取 门
（ 二＿ 上条在形 式 为 。＜Ｐ＜ｂ 值 条 件 ＝ ） 建 件 定 过 变 限 据 基 ＝ 立 确 的 程 量， 的 础 根
，
０ 否
是 否 满 足 产 生 ２种 结 果 事 件 按 箭 头 所示 方 向顺 序 发 生
ｓ ｑ ｅ ｃ ｆ ＰＷ Ｒ． ｅ ｕ ｎ ｅ ｏ
Ｋｅ ｙ ｗｏｒ ＥＳＤ ｍ ｅｈ ｄ；ｍ ａ ｉ ｅ ＰＷ Ｒ ；ｅ ｅ ｔｓ ｑｕ ｎ ｅ ｄｉｇ ａ ；ｕ ｃ ｎ ｒ ｌ ｄ ｄ ａ ａ ｃｄ ｎ ｄｓ： ｔｏ ｒｎ ｖ ｎ ｅ ｅ ｃ ａ ｒ ｍ ｎ ｏ ｔｏ ｌ ｒ ｗ ｃ ｉ ｅ ｔ ｅ
框架。
始 事 发件
中间事件
ｏ 束 终 的件 列 于 始 结 Ｅ 的 一 事 ， 初 化 Ｓ 第 事序 于 Ｄ 态 个 件用
－ Ｉ 卜 是
Ｉ 否
事件有 ２种结果 ， 或非 ， 事件 是 对应
发 生 或 不 发 生
终 态
◇ 发 件 始到 态 束 一 事 开 ，终 结 。 个
果。在 分析 方 法 上 ， 后 提 出 了扩 展 事 件 树 分 析 方 先 法 、 Ｏ法 、 Ｏ Ｆ Ｏ 法 、 Ｓ 事 件 序 列 图 ） 法 等 Ｇ Ｇ —Ｌ Ｗ Ｅ Ｄ（ 方
动 态 事 故 序 列 分 析 方 法 ， 补 了 静 态 分 析 方 法 的 不 弥 足 ， 强 了其 描 述 核 动 力 装 置 设 备 状 态 变 化 、 因 问 增 人 题 的 能 力 。 在 实 际 应 用 上 ， 核 电 厂 基 于 动 态 事 故 序 各 列 分 析 技 术 开 发 了 风 险 指 示 器 ， 于 指 导 核 电 厂 实 际 用 运 行 ， 提 高 核 电 厂 安 全 性 的 同 时 也 取 得 了 巨 大 的 经 在
基于MELCOR软件的船用反应堆事故进程分析研究
基于MELCOR软件的船用反应堆事故进程分析研究尽管核能是一种安全的能源,发生核事故的几率非常小,但美国三哩岛事故和前苏联的切尔诺贝利事故让我们认识到,目前核事故的隐患还不能完全消除。
船用反应堆被视为一种游动的核电站,它存在着发生核事故的各种潜因。
另外,由于核舰船环境狭小、设备仪器复杂集中以及航行时摇摆振动对人的影响等因素又增加了发生核事故的可能性。
所以对船用核反应堆的事故分析是非常必要的。
MELCOR软件虽然功能强大,但是由于程序分析使用的物理模型通常都非常复杂,程序输入多采用输入卡的形式,因此程序对使用者的要求很高,必须具有相关的专业知识,而且需要使用者经过相当长时间的应用才能掌握。
这对于一般的工程分析人员,显得非常不便。
本论文的工作之一就是开发了适用于反应堆严重事故的界面系统。
开发的宗旨是在保留了原有MELCOR软件功能的基础上,采用界面输入的形式,提高用户与程序之间的交互性,使严重事故评价系统不仅功能强大,而且易于掌握。
美国Sandia州国立实验室开发的MELCOR软件是严重事故序列及源项研究中使用的最为广泛的工具之一。
本文使用MELCOR软件对船用反应堆破口事故进行了模拟,计算了从事故发生到反应堆底端失效的系统响应。
分析的目的是为了研究船用反应堆发生破口事故时的事故进程,然后根据事故进程提出相应可能的缓解措施,从而帮助操作员迅速做出反应,达到缓解事故后果的目的。
本文研究的目的是使MELCOR软件成为船用反应堆安全分析的基本工具和手段,为船用反应堆的安全运行与管理提供基本技术依据。
船用核动力装置小破口冷却剂丧失事故处理研究
烧毁 。Ｓ Ｌ Ｃ Ｂ Ｏ Ａ的具体 影 响程度 与 反应 堆 本 身 的 设计 特性 、 初始 运行 工况 、 急 冷却 系 统设 计 、 应 破 口的大小 和位置 及具体 的瞬态过程 有关 。
当船用 核动 力装 置一 回路系统 发生 不可 隔离
的较 小尺 寸小破 口失 水 事故 时 ， 衰 变 热 较 大 的 在
故后 系统重要 参数 的响应变 化情况 。
收 稿 日期 ：０ ｌ— ２ ５ ２ １ ｏ —２ 修 回 日期 ：０ １— ３— ９ ２ １ ０ ０
第 一 作 者 简 介 ： 洪 剑 （９ ６一） 男 ， 士 生 。 王 １８ ， 硕
３ 事故计算初始条件及假设条件
３ １ 计 算 的初 始条 件 ．
和一回路冷却剂系统采用反应堆冷却剂系统热工
水 力瞬 态分析 软 件 ， 回路 及 一 回路辅 助 系统 采 二
用 流体 网络 自动建 模软 件 。上 述仿 真软 件运 行于
仿 真支 撑平 台 ， 过 共 享 内存 区 的系 统接 口变 量 通 完成各 系统 问 的数 据交互 Ｊ 。
情况 下 ， 如果破 口流失 的水 量大 于高压 补水 流量 ，
段 时间 内可能无 法 投 入 ， 事故 过程 中在 高 压 阶段
可能 出现 长时 间堆芯裸 露 而引起燃 料元 件升 温并
程 序 ， 回路及 一 回路 辅 助 系统 仿 真程 序 及 控 制 二 系统仿 真程序 在 内的仿 真支撑 平 台和用 户操作 界 面 。堆 芯物理 计算 程序采 用基 于两 群三 维 中子时 空动力 学模 型 的堆 芯物 理 实 时仿 真软 件 ， 应 堆 反
２ 仿 真 分 析 软 件描 述
所 使用 的核动力 装置 事故仿 真分 析软 件 主要
船用核动力装置的超设计基准事故及其对策
应应 急状 态的 时 机 、投 入合 适有 效 的 应 急措 施 提 供 帮 助 ，并有 利 于运 行 人 员 在 事故 早期 识 别 事 故状 吝 及 其 应急等 级 ，有 利于 提 高 ＭＮＰ Ｐ的安 全性 。
全 部丧 失 余热 摊 出手 段 ，使 堆 芯严 重 损坏 乃至熔 化 ．
并最 终导致 源 项释 放 的事 故 。
２ ＢＤＢ 的 物 理 过程 Ａ
¨） 堆 芯熔化 。可 分为 高压 和低 压 熔堆 两 太类 。
ＢＤ Ａ 在 孩 电领域 一般 捧为严 重 事 故。 国际 原 子 Ｂ 能机构 （ＡＥ Ｉ Ａ）各成 员 国先 后发表 了严 重事故 对 策 声 明，要求 业 界开 展严 重 事 故研究 ，寻求 严 重事 故对 策 ， 提 高 核 电站抗 严 重事 故的 能 力。 目前 越 来 越 多 的有枝 国家 在 核 电管 理 上 明确 要求 核 电站 的 设计 者 、卖 主 、 业 主提 出 处置严 重 事 故 的方 案 …。 严重 事 故 研 究 的重 点 是事 故 的 预 防和 阻止 ，其 日 标是 ：降低 堆 芯 损坏 概 率 ，寻 求 阻止严 重事 故进 程 的 有效手段 ，提 出降 低 放射性 后果 的方 法 ＿。 １ ｌ
ｐｏ ｏ ｅ ｍｅ ｍｅｇ ｎ ｙｍｅｓ ｒｓ ｎ ｅｍｅｈ ｄ ｆｕ ｇ ｍｅ ｔｎｅ ｒｅ ｃ ｏ ｄｔ ｎ ｒｐ ｓｓ ｏ ｒｅ ｃ ａｕｃ ｄｔ ｔｏ ｓ ｊｄ ｅ ｎ ｍｅｇ ｎ ｙｃ ｎ ｉｏ ｓ ｅ ａ ｈ ｏ ｉ ｉ
Ｋｅ ｒ ｓ ｅ ｏ ｄｄ ｓｇ ａ ｉ ｃ ｉｅ ｔ ｍａ ｉ￣ｎ ｃｅ ｒＩ， ｒ ａ ｔ ｎ ｃｅ ｒｒ ａ ｔ ｒｓｆｔ ｙｗｏ ｄ ：ｂ ｙ ｎ ｅ ｉ ｎｂ ｓｓａ ｃｄ ｎ ； ｓ ｎ ｕ ｌａ ｗｅ ｎ； ｕ ｌａ ｃｏ ａｅｙ Ｘ ｐｌ ｅ
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船 海 工 程
ＳＨＩ ＆ Ｐ ＯＣＥ ＡＮ ＥＮＧＩ ＮＥＥＲＩ ＮＧ
Ｖｏ ． ９ Ｎｏ ５ １３ ．
（ｃ ．２ Ｏ ） ｔ Ｏ１
船 用 核 动 力 装 置 事 故 分 析 中事 件 序 列 的 确 定 方 法 研 究
谢 海燕 张 ， 军 蔡 ， 琦
响 对船 用核 动 力装置 的事 故运 行影 响较 大 。 船用 核 动力 装 置 的运 行 历 史 不 长 ， 行 经 验 运
而 准确地 描述 事 故 的 动 态进 程 ， 事 故 分 析结 果 使
更趋 近 于 实 际情 况 。事 件 树 方 法 趋 向 于 静 态 分 析， 一些 动态 因素没有 考虑 到 或考 虑不 充分 ， 事 在
用 核 动力装 置 的安 全观是 传统 意 义上 的船舶 安全 和核能 系统 安全 的综 合安 全 动力 装 置 而 言 都 是 十 分重 要 的 ，
必 须 同时考 虑 和重视 ， 将影 响 到事故 处置 。 这
１ 事件 序 列 图
件 序列 。运 用该 方 法 对 蒸 汽 发 生器 传 热 管 破 损 事 故 进 行 了 分 析研 究 ， 得 了 完 整 的 事 件 序 列 。结 果 表 明 联 合 获 分 析方 法 是 一 种 较 好 的事 件 序 列确 定 方 法 ， 合 于 船 用 核 动 力 装 置 事 故 分 析 。 适 关 键 词 ： 用 核 动 力 装 置 ； 故 分析 ； 件 序 列 图 ； 行 安 全分 析 船 事 事 运
定 程度 上能 体现 出系统 和设 备 的相 关 性 以及人
员干 预对 事故进 程 的影 响 ， 于时 间 、 程参 数 等 对 过 很难 考虑 得 到 。船 用核 动力 装 置 的运行 工况 复 杂 多变 ， 由于服役 时 间较长 ， 用核 动力 装 置 的一些 船
员 之 间及其 与环 境 之 间 的交 互作 用 ， 决包 含 时 解
收 稿 日期 ： ０ ００ — ４ ２ １ ６０ 修 回 日期 ： ０ ００ 一 １ ２ １ ７Ｏ
作 者 简 介 ： 海燕 （ ９ １） 男 ， 士 生 。 谢 １８ 一 ， 博
较 少 ， 其是 事故 运行 经验 很少 ， 尤 没有 出现过 比较 大 的事 故运 行情况 。而核 动力 装置 的特殊 性使得
作 为一 种面 向事 故 场景 的模 拟 方 法 ， 件 序 事 列 图 （ Ｓ 以事 件 为基 本 研 究 对 象 ， Ｅ Ｄ） 是事 故 场 景 的直观体 现 。相 对 事件 树方 法 而言 ， Ｓ Ｅ Ｄ一 札的 图 形体 系要 复 杂得 多 ， 主要 目的是 为 了能 够 清楚 其
进程 ， 而如何 确 定 船 用 核 动 力装 置各 类 事 故 的 从
发展 过程 ， 成真 实 的事件 序列 ， 为 了研究 的 重 形 成
点 。因为 ， 建立 事 件 序 列 图和 运 行 安 全 分 析相 结
合 的联合 分析 方 法 ， 方 法 获 得 了 比较完 整 的 事 该 件 序列 ， 适合 于确 定 船 用 核 动 力 装 置 各 类 事 故 的 事件 序列 。
实验 设施 也很 少 ， 难 通 过 实 验获 得 事 故 的发展 很
问 、 程变 量 、 过 人员 操 作 行 为 等动 态 因 素 问题 ， 本 文 事件 序列 的描 述采 用 Ｅ Ｄ 方法 。 Ｓ
系统 和设 备 逐 步 老化 ， 能 降低 ， 性 加上 空 间狭 小 ，
环境 恶劣 ， 设备 、 境 和人员 等 因素对 事 故 的发 展 环 影 响较大 ， 以往 的研 究 和方 法 ］ 这 方面 的考 虑 在
船 用核 动力 装 置 构 成 复 杂 ， 涉及 的 功 能 系统 较多 ， 事故过 程 一 般 与多 个 前 沿 系 统 和 支持 系 统 有关 ， 各前 沿 系统 可 能需 要 一 个 或 多 个 支持 系统 工 作才 能实 现正 常功 能 。 由于空 问的 限制 和装 置 的安全 性要 求 ， 系统 和 设备必须 布 置紧凑 ， 关联 度 大大提 高 。 因此 ， 系统 、 备 和环境 之 间的相 互影 设
中图分类号 ： ７．２ ； ３３ Ｕ６４ ９ １ＴＬ ３ 文 献标 志 码 ： Ａ 文 章 编 号 ：６ １７５ （０ ０ ０ １ １０ １ ７ ９ ３ ２ １ ） ５０ ９ ５
事件 树方 法 本 质 上是 一 种 静 态 分 析 方 法 ， 在
一
件 树建 立 和简 化过 程 中 ， 虑 了 系统 和 设 备 的相 考 依 关 系 ， 能部 分 体 现 出人 员 干 预 对 事 故 进程 的 也 影 响 。而 Ｅ Ｄ方法 趋 向于动 态分 析 ， 图形体 系 Ｓ 且 比较 丰富 ， Ｓ 能 够 描 述 系 统 的硬 件 、 件 和人 ＥＤ 软
（． 军 工程 大 学 船 舶 与 动 力 学 院 ， 汉 ４ ０ ３ ；． 军 潜 艇 学 院培 训 系 ， 东 青 岛 ２ ６ ４ ） １海 武 ３０３２海 山 ６ ０ ２ 摘 要 ： 合 事 件 序 列 罔 方 法 和 运 行 安 全 分 析 ， 出一 种 联 合 分 析 的方 法 用 于 获 得 各 类 事 故 的 真 实 的 事 结 提
较少 ， 获得 的事 件 序 列 很 难 反 映 出 实 际 的事 故 所
２ 事件 序 列 的 确 定 方 法
２ １ 船用核 动 力装 置事 故分析 的特点 ．
从 装置 安 全方 面 看 ， 用 核 动力 装 置 的安 全 船 性 很大 程度 上依 赖 于船 体 动 力 、 程 安 全设 施 和 工 操 纵员 的正 确行 为 ， 而 同 时强 调 船 体 安全 和 放 从 射 性安 全 以及 其 相 互 之 间 的耦 合 作 用 。因此 ， 船