AP1000非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動(dòng)與事故后監(jiān)測(cè)可靠性研究.pdf

1、作為世界第三代核電機(jī)型的代表，AP1000核電站在專設(shè)安全設(shè)施的設(shè)計(jì)上充分考慮了非能動(dòng)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(yù)，緩解設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的后果。非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)是AP1000典型的專設(shè)安全系統(tǒng)，在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下當(dāng)安全殼壓力達(dá)到專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動(dòng)設(shè)定值時(shí)打開專設(shè)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(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故發(fā)生后的一段時(shí)間內(nèi)，部分儀表用于長期事故后監(jiān)測(cè)系統(tǒng)，對(duì)廠外的事故后應(yīng)

2、急處理提供數(shù)據(jù)信息?？梢姡瑹o論是專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動(dòng)還是事故后監(jiān)測(cè)，其可靠性對(duì)核電站在事故中和事故后的安全性起到至關(guān)重要的作用。本文從七個(gè)安全殼壓力監(jiān)測(cè)儀表出發(fā)，以所執(zhí)行的事故后監(jiān)測(cè)及專設(shè)安全設(shè)施觸發(fā)功能為研究對(duì)象，通過不同的可靠性建模手段，對(duì)它們的可靠性進(jìn)行研究和分析。
　　從事故后監(jiān)測(cè)可靠性研究的角度，針對(duì)事故后監(jiān)測(cè)儀表和事故后監(jiān)測(cè)通道的可靠性分別進(jìn)行了分析。儀表方面，介紹了AP1000設(shè)計(jì)中對(duì)于事故后變量的分類、儀表的相關(guān)試驗(yàn)要

3、求以及評(píng)估了事故后監(jiān)測(cè)儀表精度對(duì)執(zhí)行安全功能的影響。監(jiān)測(cè)信號(hào)通道方面，通過建立故障樹模型的方法，對(duì)各序列不同的信號(hào)傳遞方式分別進(jìn)行了建模和分析。通過分析和定量計(jì)算對(duì)比各序列事故后監(jiān)測(cè)的可靠性優(yōu)劣。從整體上看，AP1000安全殼壓力事故后監(jiān)測(cè)的可靠性達(dá)到相當(dāng)高的水平。
　　從事故下專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動(dòng)可靠性研究的角度，本文運(yùn)用了美國核管會(huì)報(bào)告中推薦的動(dòng)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(dòng)態(tài)特性，而

4、且也能作為整體同時(shí)反映出工藝系統(tǒng)與儀控系統(tǒng)中各節(jié)點(diǎn)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(dòng)安全殼系統(tǒng)專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動(dòng)的動(dòng)態(tài)流圖模型，并對(duì)各節(jié)點(diǎn)變量狀態(tài)、決策表進(jìn)行了定義。最終通過時(shí)間故障樹的轉(zhuǎn)化，運(yùn)用定量分析的方法得到導(dǎo)致某一列專設(shè)安全隔離閥無觸發(fā)指令的時(shí)間質(zhì)蘊(yùn)含。并且通過質(zhì)蘊(yùn)含的計(jì)算結(jié)果得出AP1000安全殼事故下安全設(shè)施驅(qū)動(dòng)的可靠性指標(biāo)，達(dá)到研究和分析的目的。
　　通過本文的分析和研究成果表明 AP1