概率安全評價（PSA）不是確定的分析系統(tǒng)對于事故的響應(yīng),而是以可靠性工程和概率風(fēng)險理論為基礎(chǔ),分析復(fù)雜系統(tǒng)的所有可能的事故狀態(tài),找到所有可能發(fā)生的事故序列,從而對始發(fā)事故造成的后果進行系統(tǒng)的分析,找到電廠本身存在的薄弱環(huán)節(jié)及潛在事故因素。蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故（SGTR）是核電廠的重要事故之一,并具有其自身的特點,該事故的研究和評價對核電站安全具有較大意義。本文在閱讀了 AP1000自主化標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計概率安全評價報告、三門核電廠PSAR初步安全分析報告及相應(yīng)的參考文獻等資料的基礎(chǔ)上,選取非能動先進壓水堆AP1000的蒸汽發(fā)器傳熱管破裂（SGTR）事故為模型,進行1級概率安全評價。首先,在熟悉AP1000系統(tǒng)的基礎(chǔ)上,分析始發(fā)SGTR事故后電廠系統(tǒng)的安全響應(yīng)動作及所有可能發(fā)生的事故過程。其次,根據(jù)SGTR事故進程及AP1000系統(tǒng)的安全響應(yīng)功能建立SGTR事件樹,所建立的事件樹全面演繹了事故后電廠所有可能發(fā)生的情況;然后對事件樹題頭所涉及的系統(tǒng)進行故障樹建模,在故障樹建模過程中重點介紹共因失效參數(shù)模型及共因失效事件組,并對整個事故響應(yīng)過程中的人員動作進行詳細(xì)的子任務(wù)描述。最后,借助Risk... 

【文章來源】：哈爾濱工程大學(xué)黑龍江省211工程院校

【文章頁數(shù)】：121 頁

【學(xué)位級別】：碩士

【文章目錄】：
摘要
ABSTRACT
第1章 緒論
    1.1 選題背景
    1.2 PSA方法的概述及研究
        1.2.1 PSA的分析方法
        1.2.2 國外PSA發(fā)展?fàn)顩r
        1.2.3 國內(nèi)PSA發(fā)展?fàn)顩r
    1.3. 蒸汽發(fā)生器管道破裂(SGTR)事故研究
        1.3.1 SGTR事故介紹
        1.3.2 國外對于SGTR事故的研究
        1.3.3 國內(nèi)對于SGTR事故的研究
    1.4. 論文主要內(nèi)容及結(jié)構(gòu)
第2章 AP1000核電廠主要系統(tǒng)
    2.1 AP1000核電廠總體介紹
    2.2 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)
    2.3 非能動堆芯冷卻系統(tǒng)
        2.3.1 非能動余熱排出系統(tǒng)
        2.3.2 非能動安全注入系統(tǒng)
        2.3.3 自動降壓系統(tǒng)
    2.4 非能動安全殼冷卻系統(tǒng)
    2.5 化學(xué)與容積控制系統(tǒng)
    2.6 啟動給水系統(tǒng)
    2.7 正常余熱排出系統(tǒng)
    2.8 安全殼隔離系統(tǒng)
    2.9 本章小結(jié)
第3章 AP1000的SGTR事故事件樹模型
    3.1 SGTR事故始發(fā)事件
    3.2 SGTR事故的過程及安全功能響應(yīng)
    3.3 SGTR事件樹
        3.3.1 事件樹題頭描述
        3.3.2 題頭事件成功準(zhǔn)則
    3.4 本章小結(jié)
第4章 AP1000的SGTR事故的故障樹模型
    4.1 故障樹基本事件編碼原則
    4.2 支持系統(tǒng)故障樹模型
    4.3 前沿系統(tǒng)故障樹
        4.3.1 化學(xué)與容積控制系統(tǒng)故障樹
        4.3.2 啟動給水系統(tǒng)故障樹
        4.3.3 蒸汽旁排系統(tǒng)故障樹
        4.3.4 非能動余熱排出系統(tǒng)故障樹
        4.3.5 堆芯補水箱故障樹
        4.3.6 自動降壓系統(tǒng)故障樹
        4.3.7 安注箱故障樹
        4.3.8 RNS注射/再循環(huán)故障樹
        4.3.9 IRWST重力注射故障樹
        4.3.10 安全殼隔離故障樹
        4.3.11 安全殼地坑再循環(huán)故障樹
        4.3.12 非能動安全殼冷卻系統(tǒng)故障樹
    4.4 共因失效分析
        4.4.1 共因失效原因
        4.4.2 共因失效分析流程
        4.4.3 共因失效的參數(shù)模型
        4.4.4 共因因子及共因失效組
    4.5 人因可靠性分析
        4.5.1 人因可靠性分析的意義
        4.5.2 PSA中人因事件分類及主要方法
        4.5.3 人因可靠性分析的基本框架
        4.5.4 人員失誤概率定量化
    4.6 本章小結(jié)
第5章 SGTR事故PSA結(jié)果分析
    5.1 應(yīng)用數(shù)據(jù)來源
    5.2 故障樹結(jié)果分析
        5.2.1 故障樹頂事件失效概率
        5.2.2 最小割集分析
    5.3 事件樹結(jié)果分析
        5.3.1 事故序列分析
        5.3.2 重要度分析
        5.3.3 敏感性分析
    5.4 不確定性分析
    5.5 本章小結(jié)
結(jié)論
參考文獻
攻讀碩士期間發(fā)表的論文和取得的科研成果
致謝
附錄
    附錄1 故障樹模型
    附錄2 故障樹最小割集表


【參考文獻】：
期刊論文
[1]核電站蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故研究及響應(yīng)[J]. 陳軍.  科技視界. 2015(21)
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[7]第三代核電技術(shù)——非能動安全先進核電站AP1000[J]. 胡亞蕾.  科技資訊. 2010(09)
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碩士論文
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[3]秦山二期維修冷停堆下硼誤稀釋事件的安全分析[D]. 尚憲和.上海交通大學(xué) 2008
[4]田灣核電站主冷卻劑管道小破口失水事故概率安全分析[D]. 鄭麗馨.哈爾濱工程大學(xué) 2007
[5]秦山三期（重水堆）核電站概率安全評價之共因失效分析方法與應(yīng)用研究[D]. 宋明海.上海交通大學(xué) 2007
[6]研發(fā)核電站PSA軟件不確定性分析和敏感性分析功能模塊[D]. 丁虎.合肥工業(yè)大學(xué) 2005



本文編號：3640776