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百万千瓦级核电厂停堆工况下的概率安全评价


第 3 3卷  第 3期  20l 年   2   核 动 力 工 程  Nuce rPo rEn n e i   l a   we   gi e rng V 1 3 0 3 l . .NO 3 .  J     2 0 l2 un.         6月   文章编号 :0 5 —9 62 1)30 7 —5 2 80 2 (0 20 —0 40  百万千 瓦级核 电厂停堆 工况下的概率安全评价  赵 博 ,李 晓明 ,李 琳  中核 集 团 中国核 电工程 有 限公 司 ,北 京 ,104   0 80 摘要 :对百万千瓦级核电厂停堆运行事故进行 内部事件 1 级概率安全评价 ( S ,根据不 同的停堆进程  P A) 分别建立停堆 P A模型 , S 分析经历余热排出系统 ( R 低运行 区间 ( O .R 水位对 电厂风险水平构成  R A) L I A) R 的影 响; 同时采用事故 系列先兆标准电厂风险分析模 型人 员可靠性 分析 ( P R H) SA - 方法进行人员可靠性分析 ,   评价其定量化结果 的适用性 。分析结果表 明 ,停堆工况 下的电厂风险不可忽视 ,在停堆工况下的事故 规程有  待完善 之处 ,冷停 堆工况下 由 L I R 水位 导致堆芯损坏频率 明显增加 ,人 因失误 是造成停堆高风险的关  O. A R 键因素。   关键词 :概率安全评价 ;核 电厂 ;停堆工况 ;L . R OI A水位  R 中图分类号 :T 4  文献标志码 :A  L8 修停堆 ( 1;②避免 L I R R) O - A工况的换料大修  R 1 引  言    R  在核电厂停堆期间,系统和设备有大量 的维  停堆 ( 2 o本文对这两种换料工况分别建模分  修 、试验等操作 ,参与的操纵员人数多、面临的   析 ,并 将 最 终 的 计 算 结 果 进 行 比较 ,讨 论  工 况较 复 杂 。因此 ,有 必要 进行 停堆 工况 下 的概  L -R 工况对 电厂停 堆 风 险的贡 献及影 响 。 OI A R   率安全评价 ( S 。由于分析中的人员可靠性分  P A) 析扮演着较重要的角色 ,对分析结果起着重要的  作用。为了评价不同人因分析方法对最终结果的  影响以及评价事故系列先兆标准电厂风险分析模  型人员可靠性分析 ( P R H) SA - 方法的适用性 , 本  文分别采用人员失误概率预测技术 ( H R + T E P)   人的认知可靠性模型 ( C 方法和 SA . H R) P R H方  法对始发事件后的人员可靠性进行分析 , 并对两种  不同人员可靠性分析方法的分析结果进行 比较。   停堆工况无法同功率运行工况一样构造静态  的电厂模型进行分析 ,解决方法是根据核电厂在  停堆工况下的一些参数 ( 如堆芯功率水平 、衰变  热水平 、 回路水位和衰变热移出机制等 ) 一 变化 ,   将核电厂低功率和停堆工况划分为不同的电厂运  行 状 态 ( OS)进行评价 。在 每一 个 P P OS下 ,其   运行参数相对恒定 ( 在建模分析时也认为是恒定  的) ,但同其他 P S相比,在影响风险的方式上  O 却有 所不 同 【。 l  】 P S的划分准则采用美国核学会低功率和停  O 堆标准的技术要求 ,划分主要依据的资料是百万  千 瓦 级 核 电厂 的运 行 技 术 规 范 ,同 时参 考 美 国  Sr ur 电厂 的停堆 P A 报告 N E C 64 、 y核 S

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