非能动安全系统可靠性评估方法初步研究

论文摘要

随着核电技术与应用的不断发展,人们对核电站安全也提出了越来越高的要求。引入非能动系统,作为能动系统的补充,是提高核电安全的一个重要手段。在核电站安全研究中,概率安全评价(PSA)方法已经得到了广泛的应用。但是对于采用非能动安全系统的可靠性研究还处于初级阶段。非能动安全系统的失效不但要考虑常规可靠性分析中所考虑的设备失效,还要考虑物理过程的失效。物理过程失效概率的计算方法与能动系统可靠性分析方法完全不同,需要建立相关模型进行模拟以及不确定性的传递计算。非能动系统的运行可靠性与事故序列密不可分,结合事故序列对非能动系统可靠性进行分析是十分必要的。因此,非能动安全系统可靠性分析中对物理过程失效的研究,其量化分析需根据非能动安全系统可靠性评估对象,确定影响系统运行的关键参数,建立功能失效准则,结合事件序列对非能动安全系统进行研究。AP1000采用非能动安全系统,提高了系统的安全可靠性,非能动余热排出系统(PRHRS)是其重要组成部分之一。本文以主给水丧失事故下AP1000非能动余热排出系统功能可靠性研究为例,对其进行可靠性评估。本文在最佳估算系统程序RELAP5/MOD3平台上,建模并分析AP1000丧失主给水事故条件下事故进程及各重要参数变化趋势。进一步地,基于AHP选取出对PRHR产生影响的关键运行参量,根据工程经验确定分布范围及概率分布函数;由PRHR系统的功能任务确定出PRHR系统的功能可靠性准则;利用拉丁超立方抽样方法(LHS)在各关键运行参量的可能分布范围内进行抽样,以抽样结果作为RELAP5的输入参数进行不确定性传递计算。对计算结果进行了敏感性分析及功能可靠性评估,为AP1000概率安全评价提供PRHR系统的可靠性估计。

论文目录

• 摘要
• ABSTRACT
• 缩略语
• 第一章 绪论
• 1.1 研究背景与问题的提出
• 1.2 相关研究综述
• 1.2.1 非能动安全系统可靠性概念
• 1.2.2 非能动安全系统可靠性分析方法发展
• 1.3 本文的工作与内容
• 第二章 非能动安全系统可靠性方法
• 2.1 非能动安全系统可靠性分析特点
• 2.1.1 非能动系统可靠性分析的目的
• 2.1.2 非能动系统运行不确定性分析
• 2.1.3 事件序列对非能动系统运行的影响
• 2.2 非能动安全系统分析框架与分析方法
• 2.2.1 非能动安全系统分析思路及框架
• 2.2.2 非能动安全系统可靠性分析方法
• 2.3 非能动系统可靠性估计与整厂PSA
• 2.4 本章小结
• 第三章 AP1000 主给水丧失事故模拟及其合理性确认
• 3.1 AP1000 相关非能动安全系统
• 3.1.1 AP1000 核电厂
• 3.1.2 AP1000 反应堆非能动冷却系统
• 3.1.3 AP1000 非能动余热排出系统
• 3.2 主给水丧失事故
• 3.3 RELAP5/MOD3 分析工具简介
• 3.4 针对AP1000 主给水丧失事故的核电厂模型建立
• 3.5 系统瞬态模拟与结果
• 3.6 本章小结
• 第四章 PRHR 系统参数分析及功能可靠性评估
• 4.1 功能可靠性准则的确定
• 4.1.1 DNBR 准则
• 4.1.2 输热准则
• 4.1.3 稳定性准则
• 4.2 重要设计参数与关键运行参量确定及其不确定性分布的选取
• 4.2.1 设计参数与关键运行参量的择定
• 4.2.2 输入参数不确定性分布的选取
• 4.3 基于非能动参数统计抽样的不确定性传递计算及参数敏感性分析
• 4.3.1 统计抽样结果
• 4.3.2 PRHR 系统的不确定性传递计算
• 4.4 关键参数对系统功能准则的敏感性评价与确认
• 4.5 主给水丧失事故下非能动余热排出系统可靠性估计结果
• 4.6 本章小结
• 第五章 全文总结与展望
• 5.1 全文总结
• 5.2 进一步工作展望
• 参考文献
• 致谢
• 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文