【摘要】：在反應堆安全分析中,針對嚴重事故的分析通常側重于概率論分析方法。概率安全分析方法的發(fā)展和成熟,為研究反應堆嚴重事故提供了重要的手段。為了提高研究堆的安全水平,我國核安全監(jiān)管單位出臺了法律法規(guī)措施,推動PSA技術在研究堆安全分析領域的實施。因此,中國綿陽反應堆CMRR計劃開發(fā)全范圍PSA模型,而額定功率工況下內部事件一級PSA分析是其他層面PSA分析的基礎。針對CMRR堆,本研究共識別了 40個始發(fā)事件并分組得到了 10個始發(fā)事件組,并通過建立始發(fā)事件故障樹、通用數據和CMRR堆運行歷史對其發(fā)生頻率進行了計算。在對CMRR堆安全相關系統(tǒng)的故障樹建模工作中,本研究采用了“標準化故障子樹”的建模理念,充分考慮部件獨立失效、部件共因失效和人因失效的影響,共得到了 11棵系統(tǒng)故障樹和169棵設備部件故障子樹。為了反映事故后果的嚴重程度,本研究針對堆芯損傷CD這一事故后果,定義了 8個事故終態(tài)。在事件樹建模中,得到了 9棵事件樹和相應的62個事故序列。堆芯損傷頻率CDF的計算結果表明,CMRR堆在額定功率工況下的內部事件一級PSA的堆芯損傷頻率CDF的點估計值為1.22E-07/堆年,小于現行的針對嚴重堆芯損傷事故的發(fā)生頻率1.00E-04/堆年,也小于國際原子能機構IAEA提出的更加先進的指標1.00E-05/堆年,證明了 CMRR堆在設計運行中具有極高的安全性。各始發(fā)事件組對應的CDF計算結果表明,始發(fā)事件組一回路部分失流LOFA和過剩反應性引入IOER對整堆CDF的貢獻最大,分別為80.5%和10.9%。各事故終態(tài)對應的CDF計算結果表明,后果最為嚴重的發(fā)生在停堆失敗的高功率平臺下的堆芯損傷對整堆CDF的貢獻僅為0.4%,滿足風險控制理論的基本要求。反應性控制手段的系統(tǒng)可靠性分析結果表明,當CMRR堆的反應性控制手段僅由常規(guī)棒控停堆系統(tǒng)組成時,反應性控制手段的失效概率點估計值為9.78E-07/需求,此時整堆CDF的點估計值為1.63E-07/堆年,仍滿足上述兩個指標的要求,證明CMRR堆作為池式研究堆,具有較高的固有安全性。當CMRR堆的反應性控制手段加入ATWS緩解系統(tǒng)后,反應性控制手段的失效概率點估計值為7.70E-07/需求,系統(tǒng)可靠性提升了 21.3%。此時,整堆CDF的點估計值為1.54E-07/堆年,CMRR堆的堆芯損傷風險降低了 5.5%:同時,發(fā)生在停堆失敗的高功率平臺下的堆芯損傷所對應的CDF由4.15E-08/堆年降低到3.26E-08/堆年,后果最為嚴重的堆芯風險降低了 21.4%。當CMRR堆的反應性控制手段加入重水停堆系統(tǒng)后,反應性控制手段的失效概率點估計值為1.16E-08/需求,系統(tǒng)可靠性提升了 98.5%。此時,整堆CDF的點估計值為1.22E-07/堆年,CMRR堆的堆芯損傷風險降低了 20.8%;同時,發(fā)生在停堆失敗的高功率平臺下的堆芯損傷所對應的CDF降低到4.92E-10/堆年,后果最為嚴重的堆芯風險降低了98.5%。結果證明了 ATWS緩解系統(tǒng)和重水停堆系統(tǒng)不僅能提高反應性控制手段的可靠性以及降低整堆堆芯損傷風險,也能降低事故后果的嚴重程度。
【學位授予單位】：中國工程物理研究院
【學位級別】：碩士
【學位授予年份】：2019
【分類號】：TL36
【圖文】：

圖２．邋１核反應堆概率安全分析的總體程序逡逑２．１．１初始信息的采集逡逑概率安全分析是一項內容廣泛的整體研宄工作，需要有大量的信息。所需信息與析的范圍有關，可以分為以下３大類：逡逑１）電廠設計、廠址和運行信息；逡逑２）邐—般性數據和電廠具體數據；逡逑３）關于ＰＳＡ方法的文件報告；逡逑一級ＰＳＡ分析需要最終安全分析報告、管路系統(tǒng)圖、電氣系統(tǒng)圖和儀表系統(tǒng)圖；于所研宄系統(tǒng)的說明性資料；試驗、維修、運行以及審批規(guī)程。逡逑二級ＰＳＡ分析需要包括反應堆冷卻劑系統(tǒng)和安全殼更詳細的設計資料。逡逑１０逡逑

下自然循環(huán)閥處于關閉狀態(tài)。當反應堆停堆并且堆功率下降到２００ｋＷ后，強迫循環(huán)退逡逑出運行，自然循環(huán)閥開啟建立自然循環(huán)進行長期余熱排出。逡逑圖３．邋１為ＣＭＲＲ堆的一回路簡要流程圖。逡逑２２逡逑

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本文編號：2723599