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田湾核电站主冷却剂管道小破口失水事故概率安全分析

作　者: 郑丽馨
导　师: 张志俭
学　校: 哈尔滨工程大学
专　业: 核能科学与工程
关键词: 核电站概率安全分析(PSA) 堆芯损毁安全功能冷却剂管道小破口失水事故
分类号: TM623.8
类　型: 硕士论文
年　份: 2007年
下　载: 416次
引　用: 2次
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内容摘要

对于核电站而言，安全是存在和发展的基础，所以要对核电站进行研究，了解其薄弱环节，并采取有效措施保证核安全，这具有非常重要的实际意义。而安全分析在核电站中更起着尤为重要的作用。本文通过对国内外PSA发展现状和电站PSA主要内容的学习，了解了核电站PSA的分级，并论述了PSA分析方法。同时，以田湾核电站主冷却剂管道小破口失水事故进行PSA研究。首先，结合主回路冷却剂管道小破口失水事故的现象描述，研究了事故发生后对安全功能的需求及其实现方式，以此采用小事件树方法进行事件序列的模型化，并推导出导致堆芯损毁的数学模型。其次，采用故障树方法对安全功能的失效进行模型化，并在建树的过程中对系统做了一些相关的假设。最后，通过模型的定量化找出安全壳喷淋系统的功能失效是对堆芯损毁贡献最大的事件，降低此系统功能失效的发生概率是降低此初因事件导致堆芯损毁概率的有效方法和途径。本课题工作的完成，对田湾核电站一级PSA的研究工作起到了一定的作用，对于核电站的安全性研究具有重要意义。

全文目录

摘要  5-6
Abstract  6-9
第1章绪论  9-17
  1.1 概述  9-10
  1.2 概率安全分析的发展  10-13
    1.2.1 国外发展现状  10-11
    1.2.2 国内发展现状  11-13
  1.3 概率安全分析的应用  13-15
    1.3.1 PSA在设计和程序适用性确定上应用  14
    1.3.2 PSA在运行活动优化上应用  14-15
    1.3.3 PSA管理方面应用  15
  1.4 论文的主要内容  15-17
第2章 PSA方法的理论及内容  17-23
  2.1 概述  17-18
  2.2 PSA的基本方法  18-22
    2.2.1 事件树分析(ETA)  18-19
    2.2.2 故障树分析(FTA)  19-21
    2.2.3 事故序列分析  21-22
  2.3 本章小结  22-23
第3章主冷却剂管道小破口失水事故事件树的建立  23-29
  3.1 事故的定义  23
  3.2 事故的发展概述  23-24
  3.3 事故事件树的建立  24-27
  3.4 堆芯损毁的数学模型  27-28
  3.5 本章小结  28-29
第4章主冷却剂管道小破口失水事故故障树的建立  29-83
  4.1 控制和保护系统 CPS  29-30
    4.1.1 系统描述  29
    4.1.2 安全分析  29-30
  4.2 安全壳喷淋系统 JMN  30-71
    4.2.1 系统描述  30-31
    4.2.2 安全分析  31-71
  4.3 高压安注系统 JND  71-73
    4.3.1 系统描述  71-72
    4.3.2 安全分析  72-73
  4.4 二回路正常热导出系统 NHRS  73-75
    4.4.1 系统描述  73-74
    4.4.2 安全分析  74-75
  4.5 二回路应急热导出系统 EHRS(P2)  75-76
    4.5.1 系统描述  75-76
    4.5.2 安全分析  76
  4.6 二回路应急热导出系统 EHRS(P4)  76-77
  4.7 主回路卸压系统 PDS  77-79
    4.7.1 系统描述  77-79
    4.7.2 安全分析  79
  4.8 中压安注系统 JNG2  79-80
  4.9 低压安注系统 JNG1  80-82
    4.9.1 系统描述  80-81
    4.9.2 安全分析  81-82
  4.10 本章小结  82-83
第5章故障树和事件树定量计算及分析  83-86
  5.1 故障树的定量分析  83
    5.1.1 低事件数据的处理  83
    5.1.2 系统故障树的定量计算  83
  5.2 事件树的定量分析  83-84
  5.3 分析结果讨论  84-85
  5.4 本章小结  85-86
结论  86-87
参考文献  87-90
攻读硕士学位期间发表的论文和取得的科研成果  90-91
致谢  91-92
附录1  92-94

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