AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)專設安全設施驅(qū)動與事故后監(jiān)測可靠性研究.pdf

1、作為世界第三代核電機型的代表，AP1000核電站在專設安全設施的設計上充分考慮了非能動的理念，利用重力、自然循環(huán)等方式在事故后不需要人為的干預，緩解設計基準事故的后果。非能動安全殼冷卻系統(tǒng)是AP1000典型的專設安全系統(tǒng)，在設計基準事故下當安全殼壓力達到專設安全設施驅(qū)動設定值時打開專設安全隔離閥，冷卻水通過重力作用灑向安全殼表面從而防止殼內(nèi)壓力和溫度過高。在設計基準事故發(fā)生后的一段時間內(nèi)，部分儀表用于長期事故后監(jiān)測系統(tǒng)，對廠外的事故后應

2、急處理提供數(shù)據(jù)信息?？梢姡瑹o論是專設安全設施驅(qū)動還是事故后監(jiān)測，其可靠性對核電站在事故中和事故后的安全性起到至關重要的作用。本文從七個安全殼壓力監(jiān)測儀表出發(fā)，以所執(zhí)行的事故后監(jiān)測及專設安全設施觸發(fā)功能為研究對象，通過不同的可靠性建模手段，對它們的可靠性進行研究和分析。
　　從事故后監(jiān)測可靠性研究的角度，針對事故后監(jiān)測儀表和事故后監(jiān)測通道的可靠性分別進行了分析。儀表方面，介紹了AP1000設計中對于事故后變量的分類、儀表的相關試驗要

3、求以及評估了事故后監(jiān)測儀表精度對執(zhí)行安全功能的影響。監(jiān)測信號通道方面，通過建立故障樹模型的方法，對各序列不同的信號傳遞方式分別進行了建模和分析。通過分析和定量計算對比各序列事故后監(jiān)測的可靠性優(yōu)劣。從整體上看，AP1000安全殼壓力事故后監(jiān)測的可靠性達到相當高的水平。
　　從事故下專設安全設施驅(qū)動可靠性研究的角度，本文運用了美國核管會報告中推薦的動態(tài)流圖的可靠性分析方法，這種方法比起傳統(tǒng)的故障樹可靠性方法更能體現(xiàn)出系統(tǒng)的動態(tài)特性，而

4、且也能作為整體同時反映出工藝系統(tǒng)與儀控系統(tǒng)中各節(jié)點的狀態(tài)變化與聯(lián)系。在本文的研究工作中，成功建立了AP1000非能動安全殼系統(tǒng)專設安全設施驅(qū)動的動態(tài)流圖模型，并對各節(jié)點變量狀態(tài)、決策表進行了定義。最終通過時間故障樹的轉化，運用定量分析的方法得到導致某一列專設安全隔離閥無觸發(fā)指令的時間質(zhì)蘊含。并且通過質(zhì)蘊含的計算結果得出AP1000安全殼事故下安全設施驅(qū)動的可靠性指標，達到研究和分析的目的。
　　通過本文的分析和研究成果表明 AP1