非能动安全先进核电厂AP1000问答

第一篇：非能动安全先进核电厂AP1000问答

第二章

1、反应堆堆芯的组成（哪些组件构成）

燃料组件、控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件、阻力塞组件

2、简述燃料组件的组成（17*17，24+1，格架（底部、顶部、中间、搅混）及格架的材料）

17X17方阵构成燃料组件、包括264 根燃料棒、24 根控制棒导向管、1根中央测量管、14 层结构格架（10+4）：包括顶部格架、底部格架、8层中间格架和四层中间搅混格架及一层保护格架进行支撑。中间搅混格架放置在高热流密度区域，以利于混流。

保护格架又叫P-格架，主要起到阻止异物进入的作用。结构格架与导向管相连。底部结构格架和保护格架通常由防腐性、高强度的Ni-Cr-Fe合金制成。顶部格架由Ni-Cr-Fe合金或ZIRLO制成。其余结构格架和中间搅混格架由 ZIRLO制成。

 注： 选用ZIRLO材料是考虑到其固有的低中子俘获截面。

3、控制棒组件分类（调节棒组（机械补偿控制棒组、轴向偏移控制棒组）、停堆棒组；黑棒组和灰棒组（12+12））

控制棒束可以分成调节棒和停堆棒。调节棒组用于当反应堆运行条件改变，即功率和温度改变时，补偿运行过程中的反应性变化。停堆棒组用于反应堆停堆。黑棒的价值基本保持不变(特别是对热中子的吸收)。

调节棒分为轴向偏移控制棒和补偿棒。轴向偏移控制棒，只有一组，由9束控制棒组件组成，用于轴向功率分布控制。补偿棒共有六组，用于补偿由于温度、功率、和瞬时氙毒变化所引起的反应性变化。

停堆棒共有四组，每组有8束控制棒组件，用于快速停堆。

4、灰棒功能（p38, 调功率，替代改变硼浓度的负荷调节方法）

①灰棒吸收中子的能力低于黑控制棒，用于在30%额定功率以上的负荷跟踪。灰棒由驱动机构传动，进出堆芯来改变功率，以适应电网负荷变化。

②代替过去用改变冷却水的硼浓度来跟踪负荷的方法。改变硼浓度会产生废水，采用灰棒可减少废水量。第三章

1、AP1000反应堆冷却剂系统的组成

①反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel，RPV)，包括控制棒驱动机构安装接管

②反应堆冷却剂泵(Reactor Coolant Pump，RCP)③蒸汽发生器(Steam Generator，SG)④稳压器(Pressurizer，PRZ)包括与其相连接通往一条反应堆冷却剂主管道热管段的波动管线

⑤安全阀(Safety Valves)和自动降压系统(Automatic Depressurization System，ADS)的阀门；

⑥反应堆压力容器顶盖(上封头)上的排气管道(Reactor Vessel Head Vent)和排气管道隔离阀(Head Vent Isolation Valves)； ⑦上述主要部件之间相互连接的管道及其支承；

⑧与通往辅助系统和支持系统之间相互连接的管道及其支承。

2、比较AP1000与大亚湾核电站中反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器的不同（每个至少找出3个不同点）。压力容器：

①堆芯仪表通道设在 RPV 顶部一一取消了堆芯下部，即压力容器底部所有的贯穿件；

②压力容器的堆芯下壳体(活性段)采用了环型锻件结构，取消了纵向焊缝； ③采用直接注入接管嘴；

④入口接管嘴高于出口接管嘴这使得不卸除堆芯(只要人口管，即反应堆主管道冷管段排空)，就能对泵进行维护，而且有利于实现半管运行。蒸汽发生器：

① 蒸汽发生器的U型传热管采用三角形排列；

② 采用三叶状孔(梅花孔)支承板,大亚湾核电站采用四叶状孔； ③ 采用椭圆形的一次侧下腔室，便于机器人工具进出和维护保养； ④ 蒸汽发生器下封头直接与两台反应堆冷却剂泵的壳体相连接。稳压器： 稳压器容积取值为59.47 m3，比相同容量的核电厂的稳压器容积增大了4000，这种大容积稳压器增加了瞬态运行余量，可减少反应堆非计划停堆次数，使核电厂能够更加可靠地运行。主泵：

AP1000的RCP采用了屏蔽电机泵，即:屏蔽电动机+无轴封的泵。（屏蔽电机泵结构：由水力部件和电机部件两部分组成）

3、AP1000反应堆冷却剂泵的功能及形式（冷却设备）。功能：驱动冷却剂在RCS系统内循环流动

泵的形式：屏蔽电机泵，即屏蔽电动机+无轴封的泵 功能：冷却设备。实现形式：（可能还会考）

①由迷宫式密封(在转子与热屏之间的位置)阻隔泵壳腔内的高温冷却剂和电机腔内的低温冷却剂进行热交换；

②电机冷却功能还由两个冷却回路来实现: 1)外置热交换器冷却回路。外置热交换器的壳侧为屏蔽电机腔内的反应堆冷却剂水，管侧为设备冷却水，以此来冷却屏蔽电机腔内的反应堆冷却剂水。2)通过流经电机定子冷却外套的设备冷却水来冷却电机定子绕组发出的热量。第四章

1、AP1000的非能动安全系统有哪些？

①非能动堆芯冷却系统包括：非能动余热排出系统和非能动安全注入系统； ②非能动安全壳冷却系统；

③非能动主控制室应急可居留系统； ④安全壳氢气控制系统。

2、非能动堆芯冷却系统（PXS）功能(余热排出、补水硼化、安注、PH值调节)①应急堆芯余热排出：

当常规堆芯衰变热排出通道（功能）丧失时，提供热量排出功能； ②RCS 应急补水和硼化：

当化容系统(CVCS)无效或功能不足时，提供补水和硼化； ③安全注入: 对各种LOCAs提供足够的堆芯冷却； ④安全壳内pH 值控制: 通过化学添加，建立安全壳内流体的合适条件以支持放射性的保持和防止设备腐蚀。

3、非能动堆芯冷却系统组成（p139）。

非能动堆芯冷却系统包括：非能动余热排出系统和非能动安全注入系统； PXS包括:两个堆芯补水箱(Core MakeupTank, CMT)；两个安注箱(Accumulator, ACC)；安全壳内置换料水箱(In-con-tainment Refueling； Water Storage Tank, IRWST)；非能动余热排出热交换器；pH调节篮(pH Adjustment Baskets)；相关的管道、阀门和仪器；以及其他一些设备。作为RCS一部分的自动降压系统阀门和喷洒器(Sparer)也同样是PXS的重要功能组成部分。PXS还包括管路、阀门以及相应的仪表，以此来支持该系统的运行。

4、非能动余热排出系统，在非LOCA事件时，如何应急排出堆芯余热？（非能动余热排出系统）在非LOCA事件时，非能动余热排出热交换器将应急排出堆芯余热。

5、非能动余热排出系统运行时，还需要哪个系统的协助才能正常发挥其功能？（非能动安全壳冷却系统）

6、非能动安全注入系统，在非 LOCA 的情况下，当正常补给系统不可用或补水不足时，两个堆芯补水箱（CMT）可对反应堆冷却系统（RCS）进行补水和硼化，如何进行的？

堆芯补水箱的位置位于高于安全壳内稍高于RCS环路标高的位置，通过一根注入出口管线和一根连接到冷管段的压力平衡入口管线分别与RCS相连。来自冷管段的热水或蒸气进入堆芯补水箱，箱中的冷水将通过出口管线流出，出口管线连接到压力容器直接注入管线实现向反应堆堆芯的安全注入。

7、堆芯补水箱有哪两种运行模式？它的运行模式取决于什么（由什么决定）？（水循环模式、蒸汽替代模式）

CMT有两种运行模式:水循环模式和蒸汽替代(补偿)模式。在水循环模式下，来自冷管段的热水进人堆芯补水箱，箱中的冷水注人RCS。这将使RCS硼化并增加其水装量。在蒸汽替代模式下，蒸汽通过压力管线进人堆芯补水箱，补偿注人RCS的水。如果冷管段排空，则冷管段只有蒸汽流。

堆芯补水箱的运行模式取决于RCS的条件，主要是冷管段是否是排空的。当冷管段充满水后，其压力平衡管线也就充满水，这时以水循环模式来进行安注。如果RCS的水装量减少以致冷管段排空，则蒸汽通过冷管段压力平衡管线进人CMT，开始蒸汽替代(补偿)循环模式。

8、LOCA 事故下对 RCS 进行非能动安全注入的水源（CMT ACC IRWST）在发生失水事故时，PXS使用四种不同的水源进行非能动安注:(1)CMT在长时间内提供相对高流量的安注。

(2)安注箱在数分钟短时间里提供相当高流量的安注。(3)IRWST提供更长时间的低流量安注。

(4)在上述三个水源安注结束，安全壳被淹后，安全壳系统成为最终的长期 冷却热阱。

10、自动降压系统的降压顺序？排放到哪里？（第四级排到SG隔间）运行时，这四级阀门依次开启。从第1级到第3级的管线出口通过一个共同的降压管线与位于IRWST中的一个喷洒器相连。第二个的第1到3级ADS的管线同样具有自己共同的人口、出口和喷洒器。

第4级ADS直接和RCS的热管段顶部相连，并且直接向SG所在的隔间里喷放。第4级ADS同样具有两组降压阀，每一组分别位于每一个SG所在的隔间内。

11、用于三代堆严重事故下的缓解措施有哪些？试举例说明并简单描绘其过程。① 设置熔融堆芯滞留设施，在发生堆芯融化事故时，堆腔淹没系统将水注入堆内的同时，也注入压力容器外壁与堆坑绝热层之间的空间，以冷却从堆芯落到压力容器下封头上的堆芯熔融物，保证下封头不被熔穿，使堆芯熔融物保持在反应堆压力容器内，避免堆芯熔融物与安全壳混凝土底板发生放热反应，这样来防止安全壳底板直接受热破损和蒸汽爆炸的发生。

② 在一回路设置非能动安全注射系统和多级的非能动自动泄压系统（ADS），当事故时安全注射、泄压，以防止高压熔堆。AP-1000多级自动泄压系统的特征是除了稳压器上已有的三组安全泄压阀外，ADS第4级还设有大容量的自动爆破开启的阀门（爆破阀squib valve），以保证非能动泄压。

③ 设置非能动的安全壳冷却系统（PCS），事故时依靠钢安全壳外壁气流通道的空气对流和冷却水蒸发，带走安全壳内的热量，防止安全壳内超温超压。冷却水的水箱设在安全壳头顶上，水依靠重力下流。

④设置非能动的堆芯冷却系统（PXS），利用一回路再循环水的自然对流和换料水箱内水的热容量来排出堆芯余热。

⑤在安全壳内设置氢点火器和氢复合器来防止氢气燃爆。第五章

2、AP1000安全壳结构、作用

结构：内层为圆柱形钢制容器，外层为钢筋混凝土屏蔽构筑物。作用：

①在正常运行期间，屏蔽构筑物的作用是给安全壳钢制容器、带放射性的系统和部件提供保护性屏障，以免受外部事件(飓风、飞射物等)的影响。

②屏蔽构筑物的另外一个作用是作为非能动安全壳冷却系统的一个组成部分。③安全壳钢制容器和非能动安全壳冷却系统的作用是，从安全壳移出足够的能量，保证在设计基准事故下，安全壳不会超压。

3、非能动安全壳冷却系统功能 ①最终热阱

②降低安全壳压力与温度 ③减少裂变产物的释放

④乏燃料池及消防水的贮存与供应

4、各主要的设备和部件的作用 ① 非能动安全壳冷却储水箱

作用：非能动安全壳冷却系统作为最终热阱。、② 非能动安全壳冷却储水箱的隔离阀

作用：反应堆正常工作时关闭，事故情况下（如安全壳内发生LOCA、主蒸汽管道破裂或非LOCA事故下PRHR长期运行导致IRWST水饱和蒸发致使安全壳内压力达到H-2信号时）PCS自动启动，系统触发打开三个中的任意一个以达到事故后的热量导出。③ 非能动安全壳冷却辅助储水箱

作用：给非能动安全壳冷却水储水箱和乏燃料池提供去离子水 ④ 流量控制孔板

作用：用来在4根出口管上建立适当的流阻以获得合适的疏水流量 ⑤ 分水斗

作用：将水分配到安全壳弯顶的外表面。⑥ 分水堰

作用：在非能动安全壳冷却系统运行时用来优化安全壳壳体的洒湿面。⑦ 导流板－气体流道

作用：用来将安全壳外表面和屏蔽构筑物内表面之间的空间分为下降流外环隙和沿安全壳壳体的上升流内环隙。⑧ 化学补给箱

作用：用来投人过氧化氢溶液(及/或其他除藻剂)以防止储水箱和辅助水箱中藻类滋生。⑨ 循环泵

作用：向水箱或直接向安全壳，并同时向乏燃料池提供用水。⑩ 再循环加热器 作用：用于防止水冻结。

5、AP1000安全壳氢气控制系统的功能和组成。功能：

1)设计基准事故后非能动地控制氢气，以使氢浓度限制在低于4%(容积)。2)在严重事故后，为防止氢的爆燃或爆炸提供纵深防御。3)在正常运行和设计基准事故后，监测安全壳中氢浓度。

4)在堆芯恶化或堆芯熔化事故期间及以后，为防止安全壳内氢的总体浓度达到可燃限值而局部点燃释放的氢。组成：

1)氢气复合子系统。2)氢气点火子系统。3)氢气浓度监测子系统。

6、AP1000主控室应急可居留系统的功能和组成。功能：

1)为主控制室人员提供呼吸用空气，使室内二氧化碳浓度限制在低于0.500，并用非能动方式保持主控制室内的温度和湿度，使空气品质符合ASHRAE标准62规定的要求。

2)除了主控制室结构实现压力边界低泄漏设计，VES还保证主控制室内的气压高于边界外的大气压力，防止事故后气载放射性物质漏入主控制室，使人员所受照射在72h内不超过GDC 19规定的50mSv(5rem)。

3)设计基准事故后，利用主控制室和设备间土建结构较低温度下的热容进行非能动冷却，以限制仪表控制室、直流电气设备室和蓄电池室内温度的上升，使设备间的温度低于设备合格鉴定的温度限制。组成：

非能动主控室可居留系统主要由压缩空气贮存箱（32个）、手动隔离阀、压力调节阀、流量测量孔板、遥控操作隔离阀等组成。第六章

1、正常余热排出系统的功能（至少列出4条）

正常余热排出系统（RNS）的功能包括安全相关功能、执照申请相关功能和非安全相关功能三类。1）安全相关功能

（1）在功率运行和停堆工况，保持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性；（2）事故后，为了长期保持安全壳的水装量，提供安全壳补水通路。2）执照申请相关功能（用于概率风险评价）

（1）在功率运行和停堆工况下，降低界面系统（旁路安全壳）发生LOCA的概率；（2）在堆芯融化而且反应堆压力容器熔穿的极低概率严重事故条件下，提供安全壳向乏燃料泄压放气的通路。3）非安全相关功能

（1）反应堆冷却剂系统的停堆冷却。在停堆冷却的第二阶段，将反应堆冷却剂系统从176.7℃降到51.7℃；

（2）停堆净化。在换料工况下，向化容系统提供净化流，以保持反应堆冷却剂系统和换料水池的水质指标；

（3）冷却安全壳内置换料水箱。需要时，提供内置换料水箱的冷却，保持水箱正常温度不高于48.9℃，事故后若非能动余热排出热交换器投入运行，则保持水箱水温低于沸点；

（4）事故后向反应堆冷却剂系统补水。自动泄压系统动作后，可将乏燃料运输容器装载坑的水补入反应堆冷却剂系统，以防止堆芯补水箱水位继续下降而触发自动泄压系统第4级泄压阀的动作和内置换料水箱的非能动注射；

（5）事故后的恢复。在非能动余热排出系统成功缓解事故后，允许由非能动余热排出热交换器切换至正常余热排出系统排出堆芯和反应堆冷却剂系统的热量；（6）反应堆冷却剂系统的低温超压保护。在电厂启动、停闭和换料运行期间为反应堆冷却剂系统提供低温超压保护；

（7）乏燃料的冷却。提供备用的乏燃料池冷却手段。

2、图6.2中，各主要管线或设备的作用

(1)RNS泵：提供正常余热排出系统的驱动压头；（2）RNS热交换器：提供正常余热排出系统的冷源，导出堆芯的热量；（3）RCS的内外隔离阀：作为安全壳的隔离阀；（4）IRWST吸入管线隔离阀：作为安全壳的隔离阀；

（5）IRWST返回隔离阀：可用来进行RNS泵的全流量试验或者用于IRWST的冷却；

（6）RNS隔离阀：作为安全壳的隔离阀；

（7）燃料装卸坑隔离阀：以便从装料池向RCS提供低压注入；

（8）RNS泵小流量隔离阀：电厂冷却期间，关闭这些隔离阀可以提高流经热交换器的冷却剂流量，从而减少RCS的冷却时间。热交换器出口低流量时，阀门自动开启为RNS泵提供保护。

3、与RNS相连的系统

RCS系统、CVS系统、乏燃料池、IRWST

4、针对图6.5，分析净化单元的功能、如何排出放射性气体、过滤器的作用。（1）净化单元的功能：利用离子交换器和过滤器去除杂质，使反应堆冷却剂的纯度和放射性活度保持在规定的范围内。

（2）排气方式：反应堆冷却剂中的裂变气体通过节流孔板和阀门排入放射性废液处理系统的脱气装置；

（3）过滤器的作用：过滤掉从净化流中滤出的细小树脂和颗粒物；

5、AP1000的CVS系统的上充下泄无驱动泵，要实现冷却剂的净化功能，流体的驱动压头从何而来？

反应堆冷却剂主泵的压头作为净化流的驱动压头。

6、CVS如何保持稳压器液位？

CVS通过上充流和下泄流保持稳压器的液位，当稳压器处于高水位时，通过下泄流回路将冷却剂排入液体废物系统；当稳压器处于低水位时，通过硼和水补给系统将硼酸溶液补入CVS的上充流中。

7、AP1000和M310核电厂的化学和容积系统区别（至少列出3条）。不同点：

① M310的整个净化回路在安全壳的内侧，而AP1000的净化回路在安全壳的外侧； ② M310的下泄流是通过两级降压降温，而AP1000是高压降温； ② M310有容控箱，而AP1000没有； ③ M310有3台上充泵，而AP1000没有；

⑤ M310在净化系统的前后各有一个过滤器，而AP1000只有在净化系统之后有一个过滤器；

⑥ M310系统是通过容控箱向系统补充H2，同时也可以排出系统中产生的H2；而AP1000通过专门的管线向冷却剂泵吸入口充入H2，系统产生的废气也是通过专门的管线通道排入液体废物系统。

8、AP1000和M310核电厂的余热排出系统与乏燃料水池冷却系统的关系。

当M310的RCP系统需要冷却时，乏燃料水池冷却系统作为余热排出系统的备用系统；而当AP1000的乏燃料水池需要冷却时，则余热排出系统作为乏燃料水池冷却系统的备用系统。

第二篇：核电厂设备安全分级

第四节 核电厂设备安全功能及分析

核电厂的系统、设备和构筑物对于电厂安全的作用比一般常规系统设备和构筑物更大，因而提出了设备的安全功能以及按其对安全的重要性分级的概念。这种安全功能分级称为“安全等级”。划分安全等级的目的是提供分级设计标准。对于不同安全等级的设备规定不同的设计、制造、检验、试验的要求。这样既提高了核电厂安全性，又避免了对某些设备要求过严的现象。

安全功能及分析方法

核电厂安全的基本目标是限制居民和核电厂工作人员在电厂所有运行工况和事故工况下所受到的射线照射。

为保证必要的安全性，执行安全功能的系统执行下列功能：

为安全停堆和维持其安全停堆状态提供手段；

为停堆后从堆芯导出余热提供手段；

在事故后为防止放射性物质的释放提供手段，以确保事故工况之后的任何释放不超过容许极限。

为实现上述要求，国际原子能机构在安全导则50-SG-D1中，我国国家核安全局在1986年发布的安全导则[2-５]中均规定了20种安全功能项目。主要内容有：在完成所有停堆操作后，将反应堆维持在安全停堆状态；将其它安全系统的热量转移到最终热阱；维持反应堆冷却剂压力边界的完整性；限制安全壳内的放射性物质向外释放等。

为了对每项功能按其对安全的重要性分级，可以采用确定论和概率论两种分级方法。

确定论法常对那些对安全有重要作用的、其损坏会导致严重放射性释放事故的系统、设备和构筑物提出各种要求。这些要求带有强制性而不需要直接考虑损坏的几率或减轻事故后果的作用。

概率论法则根据需要某一安全功能所起的作用几率以及该安全功能失效的后果来评价安全重要性。此法在确定各系统、设备和构筑物的安全重要性的相对值时特别有用。

大多数国家同时采用两种方法，通过对各种堆型所作大量假想事故分析的研究成果，可评价发生假想事故时执行某安全功能的几率以及该安全功能失效的后果。安全分级

安全一级

安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。

安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道（内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失）、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。

安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为A组。美国联邦法规规定，必须按实际可能的最高质量标准来设计、制造、安装及试验。具体地说应符合美国机械工程师协会（ASME）规范第Ⅲ篇（核动力装置部件）第一分册中关于一级设备的规定。

安全二级

主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于安全一级的各种部件，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种部件。例如如下一些部件：

反应堆冷却剂系统承压边界部件中非核一级设备和部件：余热排除系统、安全注入系统及安全壳喷淋系统等。

构成反应堆安全壳屏障的设备和部件：安全壳及隔离贯穿反应堆厂房的流体系统的阀门和部件，二回路系统直至反应堆厂房外第一个隔离阀的部分，安全壳内氢气控制监测系统及堆芯测量系统的设备和部件。

安全三级

主要指下述一些系统的设备：

为控制反应性提供硼酸的系统；

辅助给水系统；

设备冷却水系统；

乏燃料池冷却系统；

应急动力的辅助系统；

为安全系统提供支持性功能的设施（例如燃料、压缩空气、液压动力、润滑剂等系统设 施）；

空气和冷却剂净化系统；

放射性废物贮存和处理系统。

安全四级

核岛中不属于安全一、二、三级的设备为非核安全等级。但非核安全级的设备设计制造应按非核规范和标准中较高的要求执行，必要时，还应附加与安全的重要性相适应的补充设计要求。

两个不同安全等级的系统的接口，其安全等级应属于相连系统中较高的安全等级。

抗震分类

在设计上要满足承受一定地震载荷要求的机械设备和电气设备，被定义为抗震设备。

我国的核安全法规将抗震类别分为三类，即抗震I类、抗震II类和非抗震类（NA）。

抗震I类指的是核电厂中损坏会直接或间接造成事故工况、用来实施停堆或维持安全停堆并排除余热的构筑物、系统和设备。抗震I类设备包括安全一级、二级、三级和LS级及1E级的电气设备。

所有与安全有关的厂房和土建构筑物都是抗震I类的，在设计上要满足能承受安全停堆地震载荷的要求。其它部件和设备也可按其对安全的重要程度所需抗震能力来校核。

抗震I类表明设备的设计要满足能承受安全停堆地震（SSE）引起的载荷要求。安全停堆地震是在分析核电厂所在区域和厂区的地质和地震条件，分析当地地表下物质的特性的基础上所确定的可能发生的最大地震。安全停堆地震通常取当地历史上发生过的最大地震再加上一个适当的安全裕量后确定的。

抗震Ⅱ类表明设备的设计要满足能承受运行基准地震（OBE）引起的载荷要求。

第三篇：核电厂概率安全评价（PSA）技术研究

核电厂概率安全评价（PSA）技术研究

核电被称为技术设备、人的群体和组织三类元素的大型经济实体，属科技密集型产业。对于核电厂而言，安全是核电存在和发展的基础。在核电厂以往的系统安全分析中，难以确定出具体的安全风险目标，在风险和费用之间的权衡存在困难，更不易对事故发展的潜在原因及事故发展的可能进程进行分析研究。基于此目的，概率安全评价（PSA：Probability

Safety

Assessment）的提出，在系统设计、制造、使用和维护的过程中，有力地支持了安全风险的管理决策，保证了核电厂的安全运行。

PSA评价方法

1.1

概率论（PSA）方法

引入风险（risk）概论是为了比较和度量危险的大小和它们发生的可能性。PSA方法就是定量对核电厂作出其对环境造成各种风险的计算。PSA具有如下特点：

1）对所有事故谱（初因）进行评介；

2）对所有事故序列进行评价；

3）所有评价定量化。

核电厂PSA分成3个级别。一级，堆芯损坏分析：用事件树和故障树的概率方法，对设计和运行进行分析，得出导致堆芯熔化的事故序列及其发生频率；二级，源项分析：在一级分析的基础上分析事故的物理过程和安全壳的行为，计算不同事故释放类型的放射性源项；三级，后果评价；进行释出放射性物质特性、大气扩散程度和剂量评价。PSA评价的基本流程如图1所示。

1.2

初因的确定

首先要分析风险评价历史报告、反应堆运行历史的文件资料以及作为PSA分析对象的核电厂设计资料进行工程判断，从中编制出初因事件的清单。在选择初因的过程中，要确定可能发生的事件，这些事件需要安全系统的投入以减缓后果并将反应堆带入安全状态。然后对事件进行分类，分类的准则是所需的系统响应和成功准则是否一致。

图1

PSA评价流程图

初因事件的选择通常来源于以下几个方面：核电厂的个体情况；参考现存的报告，如EPRI-2230（1982）第三部分：“预期瞬态的发生频率”；参考类似核电厂现存的PSA报告。

在1995年进行的大亚湾和岭澳核电厂PSA分析中，确定了一次管道破口、蒸汽传热管破裂、二次管道破裂、丧失蒸汽发生器给水、丧失热阱、丧失厂外电源、PTWS以及瞬态共八大类初因。秦山核电厂目前正在进行的PSA评价的初因事件评选也基本类似。

1.3

事件树的建立

对于不同组的初因，核电厂的系统响应是不一样的。在建立事件树时，要了解核电厂为控制产生的能量和放射性危害所必须的安全功能，这些安全功能是由一系列防止堆芯熔化、防止安全壳失效或减少放射性泄漏的动作所组成。表1列出了核电厂典型的安全功能和它们的目的。

在不同的核电厂和不同的初因下，为完成核电厂的安全功能所必须的系统响应是不一样的。分析人员在建立事件树时需要对核电厂在不同的情况下的响应有很深的了解。在事件树中还需要考虑操作规程和操作员动作的影响。这些都需要分析人员分析大量的有关核电厂设计、系统功能、运行规程的详细资料，并且参考安全分析报告。在分析的过程中，应该考虑到其中的保守倾向，需要的时候要进行热工水利计算。

表1

核电厂安全功能及其目的见表

在建立事件树时，需要确定其中的题头事件。一般说来，题头事件的确定对事件树的繁简有很大的影响。通常可以把作为一个整体的某个前沿系统的一个响应作为一个题头。图2是秦山核电厂PSA蒸汽传热管断裂（SGTR）事件树图。

1.4

系统故障树分析

事件树题头所表示的大多数功能都是由一组系统来完成的。要对事件树进行定量化计算，就要建立详细的系统模型，对系统进行全面的描述。

在进行系统故障树分析时，首先要对事件树题头进行分析，确定所需分析的系统和成功准则。确定了系统之后，还需要划定所分析系统的边界，比如前沿系统与支持系统的接口以及相关系统的相互关系。

在核电厂PSA中，故障树分析是定义系统不希望发生的状态（顶事件），然后对系统进行分析找出可以导致顶事件发生的所有途径。核电厂PSA故障树的结构图如下：

图2

蒸汽发生器传热管断裂（SGTR）事件树图

·顶事件：堆芯溶化，或者是某特定功能的失效，或者是某特定系统的失效。

·逻辑关系：反映出管道和仪表简图的逻辑关系，反映出所需的成功准则。

·基本事件：基本事件的分解层次取于数据的收集，在前沿系统故障树中，支持系统的失效可以作为待发展事件来处理，需要考虑人因失效和共因失效。

故障树所包含的失效模式以及失效数据是由分析对象核电厂以及世界上其他类似核电厂的运行记录而来的。

1.5

事故序列定量化计算

事故序列定量化计算的工作就是将事件树分析与故障树分析相结合得到堆芯熔化频率。

（1）在进行定量分析时，首先要处理事件之间的相关性。相关性主要分为两类：相同的支持系统，如几乎所有的安全系统都用到厂用电系统，这些系统之间因为其用了厂用电系统就有系统相关性；共用的部件，如安注系统和安全壳喷林系统都要用到PTR水箱，也使得系统之间有了相关性。按照处理系统的相关性的不同，可以分为大事件树/小故障树和大故障树/小事件树两种方法。前者相关性是直接在事件题头中进行处理的，后者所有的相关性都在前沿系统中考虑，在事件树中不出现支持系统和共用部件。在处理上，通过布尔代数自动解决相关性。

（2）在事件树分析结束并有了相应系统的故障树之后，就可以进行事故序列定量化计算。在计算之前，首先要分析事件树，确定所需前沿系统及其支持系统，选定所需的故障树。由于核电厂故障树比较庞大，而且求解事故序列时需要把多个系统的故障树连接求解，要使用专门开发的计算机程序来进行，比如SETS、TISK

SPECTRUM等。

1.6

结果分析

由于初因和基本事件中存在的误差在故障树和事件树中传播，使得故障树顶事件和事故序列的不可用度和发生频率也必然存在误差，所以必须进行不确定性分析。语差主要来源于：数据收集的不充分、人因数据的误差和共因失效的误差。在实际分析中，不确定性分析采取的主要方法是蒙特卡罗抽样法。

在定量计算之后，尚需进行重要度分析，用来辨别对堆芯熔化起重要作用的部件。

PSA的应用及研究发展

PSA在核电厂可以运用的领域包括：

·技术规范书的重编

·电厂配置的管理

·在役试验程序的改进

·电动阀的试验

·在线维修和计划与进度安排

·维修章程的执行

·安全泄漏率试验

·分级质量保证

·主要部件的评价

·核废料的存储、运输和处理

2.1

以风险为基础的技术规范书的改进

核电厂中，技术规范书通常包括：安全系统的参数限值；运行限制区；允许后撤时间（AOT）；离线监控试验间隔（STI）；设计特性；管理要求。在这些部分中，AOT和STI适用于运用风险为基础的改进。

核电厂风险管理系统（RMS）

RMS是一个在线工具，用来跟随电厂可用度和配置的变化，以实时的方式给出具有重要风险意义的信息以及评价在线维修的风险影响，为电厂管理决策提供支持。

以可靠性为中心的维修（RCM）

RCM的主要特点就是按照系统和设备在核安全中的重要度来确定维修策略。系统和设备的重要度就是按照RSA的分析结果来确定的。RCM可以对核电厂主要系统的维修优化。

2.2

PSA的研究发展

事故场景的鉴别

鉴别出系统中所有可能的事故场景，是对潜在事故进行风险评估及后果分析的基础。事故场景的鉴别在很大程度上依赖于分析人员的经验。开发和建立实际工程系统的计算机辅助事故场景分析系统，建立分析模型，对于事故场景分析是一条有效的发展途径。

结束语

核电厂PSA评价技术是核电厂安全评价近年来广泛采用的评价方法。其方法和手段在不断补充和改进，它可以为核电厂提供安全的、最优化的决策依据。随着国内核能的不断发展，PSA技术在我国核电厂安全评审中将起着非常重要的作用。

[1]

第四篇：GB_T 9225-1999_核电厂安全系统可靠性分析一般原则

GB/T 9225-1999 核电厂安全系统可靠性分析一般原则

基本信息

【英文名称】General principles of reliability analysis for nuclear power plant safety systems 【标准状态】现行 【全文语种】中文版 【发布日期】1988/6/6 【实施日期】1999/12/1 【修订日期】1999/4/26 【中国标准分类号】F83 【国际标准分类号】27.120.20

关联标准

【代替标准】GB 9225-1988 【被代替标准】暂无

【引用标准】GB 13284-1998,GB/T 7163-1999

适用范围&文摘

暂无

第五篇：安全知识问答

• 安全生产常识问答

1.为了防止电、气焊作业中的灼伤事故，正确地使用防护用品对上衣、裤脚、手套的穿戴有哪些要求?

上衣不准扎在裤子里，裤脚不准塞在靴子里，手套要套在袖口外。2.保护接地的适用范围是什么?

既适用于高压，也适用于低压。

3.氧气瓶和乙炔瓶工作间距不应少于多米?

8米

4.遇到断开的高压线对人员造成伤亡时，应采取什么措施?

用干燥的长木棍将高压电线挑开，再进急救。

5.各种气瓶的存放，必须距离明火几米以上，避免阳光暴晒，搬运时不能碰撞？

10米

6.安全色分别是什么颜色?含义如何? 红色：表示禁止、停止

蓝色：表示指令

绿色：表示提示

黄色：表示警告

7.安全标志分为几类，各有什么含义? 四类： 禁止标志：不准或制止人们的某种行动 指令标志：必须遵守的意思 警告标志：使人们注意可能发生的危险 提示标志：示意目标的方向

8.三线电缆中的红色线是什么线？

火线

9.为了防止触电通常可采用哪些技术措施以保障用电安全？

绝缘、防护、隔离等。

10.机械在运转状态下，工人应如何？

严禁拆除安全装置

11.安全帽应保证人的头部和帽体内顶部的空间至少有多少米才能使用？

32毫米

12.处理涂料时，必须佩戴什么？

适当的手套

13.安全防护装置如发现损坏，应怎样做?

立即通知有关部门修理

14.安全带适用于何种作业情况？

高处作业

15.按照国标规定，凡是在坠落高度基准面几以上，有可能坠落的高处进行的作业均可称为高处作业？

2米

16.高处作业的级别如何划分?

一级：2-5米

二级：5米以上-l 5米

三级：15米以上-30米

特级高处作业：30米以上 17.工人有权拒绝何种指令？

违章作业

18.离岗三个月以上六个月以下复工的工人，要重新进行哪项培训？

岗位安全教育 19.未成年工是指哪些劳动者?

年满16周岁未满18周岁 20.安全网的用途是什么？

防止人员高空坠落 21.安全网的网格周边不得大于 多少？

10厘米

22.在气瓶运输过程 应注意什么问题？

同车不允许装不同种性质的气瓶。23.什么是“三违”?

违章指挥，违章操作，违反劳动纪律。24.有人低压触电时怎么办?

先使触电者脱离电源，再对伤者进行急救 25.建筑施工“五临边”是指什么? “五临边”指尚未安装栏杆的阳台周边，无外架防护的层面周边，框架工程楼层周边，上下跑道、斜道两侧边，卸料平台的外侧边。26.建筑施工安全“三宝”是什么?

安全帽、安全带、安全网。27.建筑施工中有哪些主要伤亡事故?

高处坠落、物体打击、触电、机械伤害、坍塌等伤亡事故。28.特种作业人员是指哪些工种？

电工、锅炉司炉工、压力容器操作者、起重机械作业人员、爆破人员、焊工等。

29.特种作业人员须经什么合格取得操作许可证者，方可上岗？

专业技术培训考试 30.什么是违章作业？

违章作业主要是对现场操作的工人讲的，如下行为都是违章作业的不良现象 不遵守施工现场的安全制度，违反了劳动纪律的行为。31.什么是违章指挥？

违章指挥主要是对企业生产领导讲的，对于如下指挥或管理做法都是违章指 挥 ：不遵守安全生产规程、制度和安全技术措施或擅自更改安全工艺和操作程 序；指挥者未经培训上岗，使用无“做工证”或无专门资质认证的人员；指挥工 人在安全防护设施、设备有缺陷，隐患未解决的条件下冒险进行作业；发现违章 不制止等。