發(fā)布時間：2018-12-16 10:28

【摘要】：根據(jù)一級概率安全分析(Probabilistic Safety Analysis,PSA)的結果,安全殼內(nèi)置換料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank,IRWST)子系統(tǒng)的初始設計導致安注管線破裂(Safety Injection Line Break,SI-LB)始發(fā)事件對堆芯損壞頻率(Core Damage Frequency,CDF)有較大的貢獻。本文提出了IRWST子系統(tǒng)的設計改進方案,將IRWST水箱內(nèi)的濾網(wǎng)由兩個(A/B)增加為三個(A/B/C),并通過管線實現(xiàn)濾網(wǎng)之間的相互連接。通過重新構建故障樹對改進后的IRWST子系統(tǒng)進行建模分析,并對相應的事件樹以及一級PSA模型進行詳細的定量化計算。結果表明,IRWST子系統(tǒng)這一改進能夠顯著降低堆芯損壞風險。IRWST子系統(tǒng)的改進將SI-LB始發(fā)事件的CDF降低了53.5%,將整個一級PSA的CDF降低了21.5%。
[Abstract]:According to the results of the first-order probabilistic safety analysis (Probabilistic Safety Analysis,PSA), the initial design of the In-containment Refueling Water Storage Tank,IRWST subsystem in the containment led to the rupture of the injection pipeline (Safety Injection Line Break,. SI-LB) initiation events contribute greatly to core failure frequency (Core Damage Frequency,CDF). In this paper, an improved design scheme of IRWST subsystem is proposed, in which the filter net in IRWST tank is increased from two (A / B) to three (A/B/C), and the filter net is connected with each other through pipeline. The improved IRWST subsystem is modeled and analyzed by rebuilding the fault tree, and the corresponding event tree and the first-order PSA model are calculated in detail. The results show that the improvement of the IRWST subsystem can significantly reduce the risk of core damage. The improvement of the IRWST subsystem reduces the CDF of the SI-LB originating event by 53.5 and the CDF of the whole PSA by 21.5.
【作者單位】： 中廣核工程設計有限公司上海分公司;
【分類號】：TL364.3

【參考文獻】

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3 錢曉明;陸道綱;玉宇;;基于故障樹分析的AP1000非能動余熱排出系統(tǒng)的設計與優(yōu)化[J];原子能科學技術;2012年08期

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2 顧健;薛峻峰;彭建平;王志強;宮海光;佟立麗;;基于貝葉斯網(wǎng)絡的核電廠安全系統(tǒng)可靠性分析[J];科技導報;2013年33期

3 郭建斌;唐澤;王江;;水工液壓啟閉機故障診斷專家系統(tǒng)[J];制造業(yè)自動化;2014年04期

4 唐濟林;;失去交流電源事故下AP1000堆芯節(jié)塊模型敏感性分析[J];核安全;2014年03期

5 楊盛泉;鞏萬福;孟棟軒;韓煜;;石油輸油泵撬裝置故障診斷專家系統(tǒng)的研究[J];西安工業(yè)大學學報;2013年03期

【二級參考文獻】

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1 王朝貴,郭建兵;大亞灣核電站全廠斷電事故及第5臺應急柴油機的概率安全評價[J];核動力工程;2004年04期

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3 闞強生,黃燦華;核電站輔助給水系統(tǒng)設計[J];核動力工程;1998年03期

4 ;西屋公司的AP1000先進非能動型核電廠[J];現(xiàn)代電力;2006年05期

5 周法清;核電站概率風險評價中相依故障分析方法評述[J];原子能科學技術;1990年01期

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4 李勝強;李衛(wèi)華;姜勝耀;;非能動安全殼外部冷卻相似模擬[J];清華大學學報(自然科學版);2012年02期

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3 宋煜;田振強;蔡坤;;安全殼管道貫穿件分析評定程序的開發(fā)[A];第十七屆全國反應堆結構力學會議論文集[C];2012年

4 何錚;王緒偉;剛直;;安全殼抗飛機撞擊局部力學分析[A];北京力學會第20屆學術年會論文集[C];2014年

5 李俊峰;施仲齊;;壓水堆事故期間不同核素對安全殼內(nèi)輻射監(jiān)測儀表示值的貢獻[A];第三屆北京核學會核應用技術學術交流會論文集[C];2004年

6 王曉磊;侯鋼領;呂大剛;;某核電站安全殼1:15模型振動臺試驗[A];第22屆全國結構工程學術會議論文集第Ⅲ冊[C];2013年

7 侯鋼領;李松海;宋天舒;孫曉丹;;高溫高壓條件下核電廠安全殼極限承載力分析[A];中國力學大會——2013論文摘要集[C];2013年

8 黃旋;;浸泡在液體中的鋼安全殼地震響應分析技術研究[A];中國核科學技術進展報告（第二卷）——中國核學會2011年學術年會論文集第9冊（核醫(yī)學分卷、核技術工業(yè)應用分卷）[C];2011年

9 李強;岑鵬;甄洪棟;劉震順;石作維;;安全殼噴淋熱交換器抗震裕度分析[A];第十七屆全國反應堆結構力學會議論文集[C];2012年

10 林松濤;張際斌;;核電站混凝土安全殼中預應力的分布和損失[A];土木工程與高新技術——中國土木工程學會第十屆年會論文集[C];2002年

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2 記者　 趙鳳華;我具備自主研制百萬千瓦核電廠安全殼能力[N];科技日報;2006年

3 記者　 顧淑霞;我國自主設計反應堆安全殼在我校試驗成功[N];新清華;2006年

4 記者 藍建中;防安全殼內(nèi)氫氣爆炸,東電擬注氮氣[N];新華每日電訊;2011年

5 通訊員 邵文照　YMG記者 李仁;海陽造核電安全殼浙江三門成功吊裝[N];煙臺日報;2011年

6 通訊員 趙陽　白聰穎;嶺澳核電二期1號機通過安全殼打壓試驗[N];中國電力報;2010年

7 記者 林英 通訊員 何春權;我國核電廠第三代安全殼模型試驗獲得成功[N];光明日報;2000年

8 本報記者 詹鈴;透視“核泄漏”[N];21世紀經(jīng)濟報道;2011年

9 ;東電公司放棄“水棺”方案[N];新華每日電訊;2011年

10 胡若愚;日核泄漏量翻番,安全殼面臨熔穿[N];新華每日電訊;2011年

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1 范冠華;新型安全殼內(nèi)熱工水力行為模擬[D];哈爾濱工程大學;2013年

2 劉立;某核安全殼振動臺試驗數(shù)值模擬研究[D];哈爾濱工程大學;2009年

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4 郭建娣;非能動安全殼冷卻系統(tǒng)外部流場分析[D];哈爾濱工程大學;2012年

5 劉明;核安全殼普通結構與隔震結構的抗震性能比較研究[D];哈爾濱工程大學;2013年

6 徐森;核電站安全殼密封性試驗氣體檢漏儀開發(fā)應用[D];河北科技大學;2012年

7 張鶴;非能動安全殼內(nèi)自然循環(huán)下混合與熱分層現(xiàn)象的計算模型[D];華北電力大學;2014年

8 周妙瑩;沖擊荷載作用下安全殼的破壞機理研究[D];哈爾濱工業(yè)大學;2014年

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10 宋麗揚;核電站安全殼內(nèi)~(18)F放射性活度測量技術研究[D];南華大學;2013年

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