非能動先進壓水堆核電廠SGTR事故概率安全評價

潘亞蘭欒秀春王 喆左嘉旭宋 維（環境保護部核與輻射安全中心 北京 0008）（哈爾濱工程大學 核安全與仿真技術國防重點學科實驗室 哈爾濱 5000）

非能動先進壓水堆核電廠SGTR事故概率安全評價

潘亞蘭1，2欒秀春2王 喆1左嘉旭1宋 維1
1
（環境保護部核與輻射安全中心 北京 100082）2（哈爾濱工程大學 核安全與仿真技術國防重點學科實驗室 哈爾濱 150001）

蒸汽發生器傳熱管破裂（Steam Generator Tube Rupture， SGTR）事故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。選取典型非能動先進壓水堆核電廠AP1000 的SGTR事故進行一級概率安全評價（Probabilistic Safety Assessment， PSA），采用事件樹分析方法得到電廠事件發生后系統、設備和人員不同響應所產生的事故序列，然后建立相關系統的故障樹模型進行可靠性分析。借助Risk Spectrum軟件，計算SGTR事故導致AP1000核電廠的堆芯損傷頻率（Core Damage Probability， CDF），并進行堆芯損傷的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通過一系列分析得到導致堆芯損傷的重要基本事件，從而找到系統存在的薄弱環節。

能動先進壓水堆核電廠，蒸汽發生器傳熱管破裂，堆芯損傷頻率，概率安全評價

AP1000是美國西屋公司設計開發的雙環路1000 MW非能動先進壓水堆［4］。不同于傳統的壓水堆核電技術，AP1000采用“非能動”的安全系統，使得整體安全性以及經濟性有明顯的提高［5-6］。本文選取AP1000核電廠的SGTR事故進行一級概率安全評價，采用事件樹分析方法得到電廠事件發生后系統、設備和人員不同的響應所產生的事故序列，然后建立相關系統的故障樹模型進行可靠性分析，得到SGTR事故導致AP1000核電廠的堆芯損傷頻率并進行重要度分析和敏感性分析。……