船用核动力装置事故分析中事件序列的确定方法研究
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船用核动力装置的超设计基准事故及其对策
第18卷第2期电站系统工程Vol.18 No.2 2002年3月Power System Engineering Mar., 2002 文章编号：1005－006X(2002)02－0058－03船用核动力装置的超设计基准事故及其对策海军工程大学赵新文蔡琦蔡章生摘要：以船用核动力装置（MNPP）为对象，定义了超设计基准事故（BDBA）的概念，介绍了BDBA的物理过程，提出了BDBA的应急对策及应急状态判定方法。
关键词：超设计基准事故；船用核动力装置；核反应堆安全中图分类号：TL3文献标识码：BBeyond Design Basis Accident of Marine Nuclear Power PlantZHAO Xin-wen, CAI Qi, CAI Zhang-shengAbstract: Taking marine nuclear power plant (MNPP) as an object for research, the concept of beyond design basis accident (BDBA) is defined, the physics process of BDBA. Aiming at BDBA is introduced. It also proposes some emergency measures and the methods of judgement in emergency condition.Key words: beyond design basis accident; marine nuclear power plant; nuclear reactor safety三哩岛及切尔诺贝利核电站事故表明：由于设计、建造和运行中采取了各种预防措施，核动力装置因设备故障或人为差错造成事故而导致应急状态的可能性已经极小，但还不能完全排除反应堆遭受重大破坏、导致放射性物质大量泄漏的潜在危险。
大事件树法船用核动力装置中小破口失水事故评价
人 员干 预对堆 芯 损毁 的影 响 。 采 用 大 事 件树 ／ ／ 障 树模 型方 法 建 立 了 中 ｂ故
下降 ； 水位降低到补水阈值后触发补水系统投入 。 由于补水系统投入的延迟 ，稳压器仍产生低压和 低 水位 报警信 号 。当稳压 器产 生低 ＿ 压 力信号 后 １ 氐 触发紧急停堆 ，同时主机脱扣 、主给水隔离。
大事件树 法船用核动力装置 中小破 口失水事故评价
信世堡 ，邵世威 ，张志俭
（ 尔滨工 程 大学核科 学与技 术 学院核 安 全与仿 真技 术重点 实验 室 ，哈尔滨 ，１００ ） 哈 ０ １ ５
摘要 ：分析 了满功率工况下船用核动力中小破 口失水事故后安全功能需求 、系统 响应 和操纵人员干预对
小破 口失水事故 的事件序列模型及系统模型 。通 过 事故 序列 的定 量分 析 ，寻找 船用 核动力 在设 计
阶段存 在 的一些 薄 弱环节 ，为系统 有效改 进 提供
参考意见并探讨大事件树法在船用核动力概率安 全 评价 中的应用 。
２ 事故描述
以 主系统 的冷 管 段发 ห้องสมุดไป่ตู้小破 口和 中破 口为例
中 图 分 类 号 ：Ｔ ３ １ Ｌ ６ 文献 标 识 码 ：Ａ
１ 引 言
失水事故指直接导致反应堆一 回路压力边界
丧失 完 整性 ，一 部分 或大 部分主 冷却 剂泄 漏 的事
故【。失水事故在反应堆安全分析中处于非常重 】 】 要的地位。本文 以船用核动力装置为分析对象 ， 对其在满功率工况下主冷却剂系统及与其直接相 连 的主 管道 、余 热排 出 系统管道 、净 化 系统管 道 管道（ 包括主管道 、 余热排出系统管道、 净化系统 管 道 １ 生 小 破 口 （Ｌ Ａ． 类 １ 中 破 口 发 Ｓ ＯＣ Ａ 和 （ Ｏ Ａ ． 类１ ＭＬ Ｃ Ａ 失水事故进行一级概率安全分析 （Ｓ 研 究 ， Ｐ Ａ） 分析 失水 事故发 生后 系统 响应及操 纵
下降 ； 水位降低到补水阈值后触发补水系统投入 。 由于补水系统投入的延迟 ，稳压器仍产生低压和 低 水位 报警信 号 。当稳压 器产 生低 ＿ 压 力信号 后 １ 氐 触发紧急停堆 ，同时主机脱扣 、主给水隔离。
大事件树 法船用核动力装置 中小破 口失水事故评价
信世堡 ，邵世威 ，张志俭
（ 尔滨工 程 大学核科 学与技 术 学院核 安 全与仿 真技 术重点 实验 室 ，哈尔滨 ，１００ ） 哈 ０ １ ５
摘要 ：分析 了满功率工况下船用核动力中小破 口失水事故后安全功能需求 、系统 响应 和操纵人员干预对
小破 口失水事故 的事件序列模型及系统模型 。通 过 事故 序列 的定 量分 析 ，寻找 船用 核动力 在设 计
阶段存 在 的一些 薄 弱环节 ，为系统 有效改 进 提供
参考意见并探讨大事件树法在船用核动力概率安 全 评价 中的应用 。
２ 事故描述
以 主系统 的冷 管 段发 ห้องสมุดไป่ตู้小破 口和 中破 口为例
中 图 分 类 号 ：Ｔ ３ １ Ｌ ６ 文献 标 识 码 ：Ａ
１ 引 言
失水事故指直接导致反应堆一 回路压力边界
丧失 完 整性 ，一 部分 或大 部分主 冷却 剂泄 漏 的事
故【。失水事故在反应堆安全分析中处于非常重 】 】 要的地位。本文 以船用核动力装置为分析对象 ， 对其在满功率工况下主冷却剂系统及与其直接相 连 的主 管道 、余 热排 出 系统管道 、净 化 系统管 道 管道（ 包括主管道 、 余热排出系统管道、 净化系统 管 道 １ 生 小 破 口 （Ｌ Ａ． 类 １ 中 破 口 发 Ｓ ＯＣ Ａ 和 （ Ｏ Ａ ． 类１ ＭＬ Ｃ Ａ 失水事故进行一级概率安全分析 （Ｓ 研 究 ， Ｐ Ａ） 分析 失水 事故发 生后 系统 响应及操 纵
核电厂PSA中事故序列后果分析方法研究
核 电厂 Ｐ Ａ 中事 故序 列后 果分 析 方 法研 究 Ｓ
王海涛 ， 吴宜灿 ， 丁厚本 ， 萍 ， 刘 胡丽琴 ， 张士杰 ， 李亚洲
（．中 国科 学 院 等 离 子 体 物 理 研 究 所 ， 徽 合 肥 １ 安 ２０ ３ ；２ ３ ０ １ ．合肥 东 方 辐射 技术 开 发有 限公 司 ， 徽 合 肥 安 ２０８） ３ ０ ８
ＨＵ ｉ ｉ Ｚ Ｌ～ ｎ ， ＨＡＮＧ Ｓ ｉｉ ，Ｌ ａｚ ｏ ｑ ｈ— ｅ ｊ Ｉ —ｈ ｕ Ｙ
（ ．Ｉ ｓｉ ｔ ｆ Ｐｌ ｓ ｙ ｉｓ，Ｃｈｎ ｓ ａ ｅ ｆ Ｓｃｅ ｃｓ，Ｈｅ ｅ ３ ０ １，Ｃ ｉ ａ； １ ｎ ｔｔ ｅｏ ａｍａ Ｐｈ ｓｃ ｕ ｉ ｅｅ Ａｃ ｄ ｍｙ ｏ ｉｎ ｅ ｆ ｉ２ ０ ３ ｎ ２ ．Ｈｅ ｅ ｓｒ ｄ ａ ｉｎ Ｔｅｈ ｏｏ ｉａ ｖ ｌｐｍｅ ｔＣ ．，Ｌｔ ．，Ｈｅ ｅ ３ ０ ８，Ｃ ｉ ａ ｆｉ Ｅａ ｔａＲａ ｉ ｔｏ ｃ ｎ ｌｇ ｃ ｌＤｅ ｅｏ ｎ ｏ ｄ ｆ ｉ２ ０ ８ ｈｎ ）
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第 ４ 卷 第８ ２ 期
２ ０年 ８ ０ ８ 月
原
子
能ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
科
学
技
术
Ｖｏ１ ４ Ｎｏ ８ ． ２， ．
Ａｕ ｇ． ２ ０ ０８
Ａｔ ｍｉ ｏ ｃ Ｅｎｅ ｇｙ Ｓ ｉｎｃ ｎｄ Ｔｅ ｈ ｒ ｃ ｅ ｅａ ｃ ｎｏｌ ｙ ｏｇ
Ａｂ ｔ ａ ｔ Ｉ ｈｅ ｐｒ ｅ ｓ ｏ ｏ ｓ ｑ ｎｃ ｎａ ｙ ｉ ｏ ＰＳＡ ， ｓｍｐｌｆｃ ｔｏ ａ ｔ ｔ ｅ ｓ ｒ ｃ ： ｎ ｔ ｏｃ ｓ ｆ ｃ ｎ ｅ ｕｅ ｅ ａ ｌ ｓｓ ｆ ｒ ｉ ｉｉ ａ ｉ ｎ ｏｎ ｆ ｕｌ ｒ ｅ ｃ ｎｖ ｒ ｅ ｒ ｏ ｅ ｔ ｄ ｆｏｍ ｖ ｎ ｒ ｅ ａ ｎ ｎ ｏ ｄｅ ｏ ｒ ｄｕ ｅ ｔ ｃ ｌ ｆｆ ｌ ｒ ｅ ．Ａ ｈｒ ｅ ｅ ｅ ｔｔ ｅ ｓｗ ｓ ｄｏ ｅ ｉ ｒ ｒ ｔ ｅ ｃ ｈｅ ｓ ａ ｅ ｏ ａｕ ｔｔ ｅ ｓ ｔ ｅ— ｓ ｅ ｌ ｏ ｉｈｍ ｓ ｐｒ ｓ ｎ ｅ ａ ｅ ｎ ｔ ｈｅ ｙ ｏ ｏ ｅ ｕｅ ｅ ａ ｌ ｓｓ Ｉ ｄ ｉｉ ｎ， ｔ ｐ ａ ｇ ｒｔ ｗａ ｅ ｅ ｔ ｄ ｂ ｓ ｄ ｏ ｈｅ ｔ ｏｒ ｆｃ ｎｓ ｑ ｎｃ ｎａ ｙ ｉ． ｎ ａ ｄ ｔｏ
船用核反应堆概率安全评价的初始事件分析
船用核反应堆概率安全评价的初始事件分析
赵新文;蔡琦;蔡章生
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】2004(25)6
【摘要】根据船用核反应堆的特点,对概率安全评价的初始事件分析方法进行了全面研究,提出了初始事件的分组原则及分组方法,给出了初始事件频率评估的量化模型。
【总页数】4页(P538-541)
【关键词】初始事件;概率安全评价;船用核反应堆
【作者】赵新文;蔡琦;蔡章生
【作者单位】海军工程大学
【正文语种】中文
【中图分类】TL364.5
【相关文献】
1.固态钍基熔盐堆概率安全评价始发事件分析研究 [J], 梅牡丹;邵世威;何兆忠;陈堃
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3.船用堆概率安全分析的始发事件研究 [J], 丁宝石;赵新文;张永发;郭海宽
4.内部事件概率安全评价在核电厂设计中的应用 [J], 杨志超; 刘雷雷
5.池式钠冷快堆放射性释放风险
概率安全评价事件树分析 [J], 杨鹏;喻宏;胡文军
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ESD方法在船用压水堆事故序列分析中的应用
足 ， 统 的 事 故 场 景 将 向 着 不 同 的 方 向发 展 ； 系
物变 理 量 开 关
顺 序 门 Ⅳ 中取 门
（ 二＿ 上条在形 式 为 。＜Ｐ＜ｂ 值 条 件 ＝ ） 建 件 定 过 变 限 据 基 ＝ 立 确 的 程 量， 的 础 根
，
０ 否
是 否 满 足 产 生 ２种 结 果 事 件 按 箭 头 所示 方 向顺 序 发 生
ｓ ｑ ｅ ｃ ｆ ＰＷ Ｒ． ｅ ｕ ｎ ｅ ｏ
Ｋｅ ｙ ｗｏｒ ＥＳＤ ｍ ｅｈ ｄ；ｍ ａ ｉ ｅ ＰＷ Ｒ ；ｅ ｅ ｔｓ ｑｕ ｎ ｅ ｄｉｇ ａ ；ｕ ｃ ｎ ｒ ｌ ｄ ｄ ａ ａ ｃｄ ｎ ｄｓ： ｔｏ ｒｎ ｖ ｎ ｅ ｅ ｃ ａ ｒ ｍ ｎ ｏ ｔｏ ｌ ｒ ｗ ｃ ｉ ｅ ｔ ｅ
框架。
始 事 发件
中间事件
ｏ 束 终 的件 列 于 始 结 Ｅ 的 一 事 ， 初 化 Ｓ 第 事序 于 Ｄ 态 个 件用
－ Ｉ 卜 是
Ｉ 否
事件有 ２种结果 ， 或非 ， 事件 是 对应
发 生 或 不 发 生
终 态
◇ 发 件 始到 态 束 一 事 开 ，终 结 。 个
果。在 分析 方 法 上 ， 后 提 出 了扩 展 事 件 树 分 析 方 先 法 、 Ｏ法 、 Ｏ Ｆ Ｏ 法 、 Ｓ 事 件 序 列 图 ） 法 等 Ｇ Ｇ —Ｌ Ｗ Ｅ Ｄ（ 方
动 态 事 故 序 列 分 析 方 法 ， 补 了 静 态 分 析 方 法 的 不 弥 足 ， 强 了其 描 述 核 动 力 装 置 设 备 状 态 变 化 、 因 问 增 人 题 的 能 力 。 在 实 际 应 用 上 ， 核 电 厂 基 于 动 态 事 故 序 各 列 分 析 技 术 开 发 了 风 险 指 示 器 ， 于 指 导 核 电 厂 实 际 用 运 行 ， 提 高 核 电 厂 安 全 性 的 同 时 也 取 得 了 巨 大 的 经 在
物变 理 量 开 关
顺 序 门 Ⅳ 中取 门
（ 二＿ 上条在形 式 为 。＜Ｐ＜ｂ 值 条 件 ＝ ） 建 件 定 过 变 限 据 基 ＝ 立 确 的 程 量， 的 础 根
，
０ 否
是 否 满 足 产 生 ２种 结 果 事 件 按 箭 头 所示 方 向顺 序 发 生
ｓ ｑ ｅ ｃ ｆ ＰＷ Ｒ． ｅ ｕ ｎ ｅ ｏ
Ｋｅ ｙ ｗｏｒ ＥＳＤ ｍ ｅｈ ｄ；ｍ ａ ｉ ｅ ＰＷ Ｒ ；ｅ ｅ ｔｓ ｑｕ ｎ ｅ ｄｉｇ ａ ；ｕ ｃ ｎ ｒ ｌ ｄ ｄ ａ ａ ｃｄ ｎ ｄｓ： ｔｏ ｒｎ ｖ ｎ ｅ ｅ ｃ ａ ｒ ｍ ｎ ｏ ｔｏ ｌ ｒ ｗ ｃ ｉ ｅ ｔ ｅ
框架。
始 事 发件
中间事件
ｏ 束 终 的件 列 于 始 结 Ｅ 的 一 事 ， 初 化 Ｓ 第 事序 于 Ｄ 态 个 件用
－ Ｉ 卜 是
Ｉ 否
事件有 ２种结果 ， 或非 ， 事件 是 对应
发 生 或 不 发 生
终 态
◇ 发 件 始到 态 束 一 事 开 ，终 结 。 个
果。在 分析 方 法 上 ， 后 提 出 了扩 展 事 件 树 分 析 方 先 法 、 Ｏ法 、 Ｏ Ｆ Ｏ 法 、 Ｓ 事 件 序 列 图 ） 法 等 Ｇ Ｇ —Ｌ Ｗ Ｅ Ｄ（ 方
动 态 事 故 序 列 分 析 方 法 ， 补 了 静 态 分 析 方 法 的 不 弥 足 ， 强 了其 描 述 核 动 力 装 置 设 备 状 态 变 化 、 因 问 增 人 题 的 能 力 。 在 实 际 应 用 上 ， 核 电 厂 基 于 动 态 事 故 序 各 列 分 析 技 术 开 发 了 风 险 指 示 器 ， 于 指 导 核 电 厂 实 际 用 运 行 ， 提 高 核 电 厂 安 全 性 的 同 时 也 取 得 了 巨 大 的 经 在
基于MELCOR软件的船用反应堆事故进程分析研究
基于MELCOR软件的船用反应堆事故进程分析研究尽管核能是一种安全的能源,发生核事故的几率非常小,但美国三哩岛事故和前苏联的切尔诺贝利事故让我们认识到,目前核事故的隐患还不能完全消除。
船用反应堆被视为一种游动的核电站,它存在着发生核事故的各种潜因。
另外,由于核舰船环境狭小、设备仪器复杂集中以及航行时摇摆振动对人的影响等因素又增加了发生核事故的可能性。
所以对船用核反应堆的事故分析是非常必要的。
MELCOR软件虽然功能强大,但是由于程序分析使用的物理模型通常都非常复杂,程序输入多采用输入卡的形式,因此程序对使用者的要求很高,必须具有相关的专业知识,而且需要使用者经过相当长时间的应用才能掌握。
这对于一般的工程分析人员,显得非常不便。
本论文的工作之一就是开发了适用于反应堆严重事故的界面系统。
开发的宗旨是在保留了原有MELCOR软件功能的基础上,采用界面输入的形式,提高用户与程序之间的交互性,使严重事故评价系统不仅功能强大,而且易于掌握。
美国Sandia州国立实验室开发的MELCOR软件是严重事故序列及源项研究中使用的最为广泛的工具之一。
本文使用MELCOR软件对船用反应堆破口事故进行了模拟,计算了从事故发生到反应堆底端失效的系统响应。
分析的目的是为了研究船用反应堆发生破口事故时的事故进程,然后根据事故进程提出相应可能的缓解措施,从而帮助操作员迅速做出反应,达到缓解事故后果的目的。
本文研究的目的是使MELCOR软件成为船用反应堆安全分析的基本工具和手段,为船用反应堆的安全运行与管理提供基本技术依据。
船用核动力装置小破口冷却剂丧失事故处理研究
烧毁 。Ｓ Ｌ Ｃ Ｂ Ｏ Ａ的具体 影 响程度 与 反应 堆 本 身 的 设计 特性 、 初始 运行 工况 、 急 冷却 系 统设 计 、 应 破 口的大小 和位置 及具体 的瞬态过程 有关 。
当船用 核动 力装 置一 回路系统 发生 不可 隔离
的较 小尺 寸小破 口失 水 事故 时 ， 衰 变 热 较 大 的 在
故后 系统重要 参数 的响应变 化情况 。
收 稿 日期 ：０ ｌ— ２ ５ ２ １ ｏ —２ 修 回 日期 ：０ １— ３— ９ ２ １ ０ ０
第 一 作 者 简 介 ： 洪 剑 （９ ６一） 男 ， 士 生 。 王 １８ ， 硕
３ 事故计算初始条件及假设条件
３ １ 计 算 的初 始条 件 ．
和一回路冷却剂系统采用反应堆冷却剂系统热工
水 力瞬 态分析 软 件 ， 回路 及 一 回路辅 助 系统 采 二
用 流体 网络 自动建 模软 件 。上 述仿 真软 件运 行于
仿 真支 撑平 台 ， 过 共 享 内存 区 的系 统接 口变 量 通 完成各 系统 问 的数 据交互 Ｊ 。
情况 下 ， 如果破 口流失 的水 量大 于高压 补水 流量 ，
段 时间 内可能无 法 投 入 ， 事故 过程 中在 高 压 阶段
可能 出现 长时 间堆芯裸 露 而引起燃 料元 件升 温并
程 序 ， 回路及 一 回路 辅 助 系统 仿 真程 序 及 控 制 二 系统仿 真程序 在 内的仿 真支撑 平 台和用 户操作 界 面 。堆 芯物理 计算 程序采 用基 于两 群三 维 中子时 空动力 学模 型 的堆 芯物 理 实 时仿 真软 件 ， 应 堆 反
２ 仿 真 分 析 软 件描 述
所 使用 的核动力 装置 事故仿 真分 析软 件 主要
船用核动力装置的超设计基准事故及其对策
ＭＮＰ Ｐ的 Ｄ Ａ 是指 发 生 ＤＢ 时 ，相关安 全 系 ＢＤ Ａ 统 发生 多 重 故障或 者 操纵 员 处 置不 当 反应堆 部 分 或
应应 急状 态的 时 机 、投 入合 适有 效 的 应 急措 施 提 供 帮 助 ，并有 利 于运 行 人 员 在 事故 早期 识 别 事 故状 吝 及 其 应急等 级 ，有 利于 提 高 ＭＮＰ Ｐ的安 全性 。
全 部丧 失 余热 摊 出手 段 ，使 堆 芯严 重 损坏 乃至熔 化 ．
并最 终导致 源 项释 放 的事 故 。
２ ＢＤＢ 的 物 理 过程 Ａ
¨） 堆 芯熔化 。可 分为 高压 和低 压 熔堆 两 太类 。
ＢＤ Ａ 在 孩 电领域 一般 捧为严 重 事 故。 国际 原 子 Ｂ 能机构 （ＡＥ Ｉ Ａ）各成 员 国先 后发表 了严 重事故 对 策 声 明，要求 业 界开 展严 重 事 故研究 ，寻求 严 重事 故对 策 ， 提 高 核 电站抗 严 重事 故的 能 力。 目前 越 来 越 多 的有枝 国家 在 核 电管 理 上 明确 要求 核 电站 的 设计 者 、卖 主 、 业 主提 出 处置严 重 事 故 的方 案 …。 严重 事 故 研 究 的重 点 是事 故 的 预 防和 阻止 ，其 日 标是 ：降低 堆 芯 损坏 概 率 ，寻 求 阻止严 重事 故进 程 的 有效手段 ，提 出降 低 放射性 后果 的方 法 ＿。 １ ｌ
ｐｏ ｏ ｅ ｍｅ ｍｅｇ ｎ ｙｍｅｓ ｒｓ ｎ ｅｍｅｈ ｄ ｆｕ ｇ ｍｅ ｔｎｅ ｒｅ ｃ ｏ ｄｔ ｎ ｒｐ ｓｓ ｏ ｒｅ ｃ ａｕｃ ｄｔ ｔｏ ｓ ｊｄ ｅ ｎ ｍｅｇ ｎ ｙｃ ｎ ｉｏ ｓ ｅ ａ ｈ ｏ ｉ ｉ
Ｋｅ ｒ ｓ ｅ ｏ ｄｄ ｓｇ ａ ｉ ｃ ｉｅ ｔ ｍａ ｉ￣ｎ ｃｅ ｒＩ， ｒ ａ ｔ ｎ ｃｅ ｒｒ ａ ｔ ｒｓｆｔ ｙｗｏ ｄ ：ｂ ｙ ｎ ｅ ｉ ｎｂ ｓｓａ ｃｄ ｎ ； ｓ ｎ ｕ ｌａ ｗｅ ｎ； ｕ ｌａ ｃｏ ａｅｙ Ｘ ｐｌ ｅ
应应 急状 态的 时 机 、投 入合 适有 效 的 应 急措 施 提 供 帮 助 ，并有 利 于运 行 人 员 在 事故 早期 识 别 事 故状 吝 及 其 应急等 级 ，有 利于 提 高 ＭＮＰ Ｐ的安 全性 。
全 部丧 失 余热 摊 出手 段 ，使 堆 芯严 重 损坏 乃至熔 化 ．
并最 终导致 源 项释 放 的事 故 。
２ ＢＤＢ 的 物 理 过程 Ａ
¨） 堆 芯熔化 。可 分为 高压 和低 压 熔堆 两 太类 。
ＢＤ Ａ 在 孩 电领域 一般 捧为严 重 事 故。 国际 原 子 Ｂ 能机构 （ＡＥ Ｉ Ａ）各成 员 国先 后发表 了严 重事故 对 策 声 明，要求 业 界开 展严 重 事 故研究 ，寻求 严 重事 故对 策 ， 提 高 核 电站抗 严 重事 故的 能 力。 目前 越 来 越 多 的有枝 国家 在 核 电管 理 上 明确 要求 核 电站 的 设计 者 、卖 主 、 业 主提 出 处置严 重 事 故 的方 案 …。 严重 事 故 研 究 的重 点 是事 故 的 预 防和 阻止 ，其 日 标是 ：降低 堆 芯 损坏 概 率 ，寻 求 阻止严 重事 故进 程 的 有效手段 ，提 出降 低 放射性 后果 的方 法 ＿。 １ ｌ
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大事件树法船用核动力装置中小破口失水事故评价
大事件树法船用核动力装置中小破口失水事故评价
作者：信世堡， 邵世威， 张志俭， XIN Shi-bao， SHAO Shi-wei， ZHANG Zhi-jian
作者单位：哈尔滨工程大学核科学与技术学院核安全与仿真技术重点实验室,哈尔滨,150001
刊名：
核动力工程
英文刊名：NUCLEAR POWER ENGINEERING
年，卷(期)：2008,29(3)
被引用次数：1次
1.国家核安全局;奚树人;王继东;肖定生核电厂概率安全评估(第一级)的实验程序 1997
2.张大发;毛景荣船用核反应堆运行与管理 1997
3.Vessley W E;疏松桂;唐信青故障树手册 1987
1.张国强.ZHANG Guo-qiang船用核动力装置高压安注系统可靠性分析[期刊论文]-应用科技2005,32(5)
2.信世堡.向清安.张志俭.XIN Shi-bao.XIANG Qing-an.ZHANG Zhi-jian大事件树/小故障树方法在船用核动力装置给水管道大破口事故评价中的应用[期刊论文]-核动力工程2009,30(6)
3.王琳.张志俭.高颍贤船用核动力压力安全系统的故障树分析[会议论文]-2007
1.蔡琦.谢海燕.张杨伟基于ESD的船用核动力装置一回路系统失水事故的事件序列[期刊论文]-核动力工程
2012(3)
引用本文格式：信世堡.邵世威.张志俭.XIN Shi-bao.SHAO Shi-wei.ZHANG Zhi-jian大事件树法船用核动力装置中小破口失水事故评价[期刊论文]-核动力工程 2008(3)。
核电事故规程事件导向法和状态导向法的对比分析
核电事故规程事件导向法和状态导向法的对比分析核电事故规程事件导向法和状态导向法是应对核电事故的两种基本方法。
两种方法有各自的优势和局限性，应根据具体情况选择。
规程事件导向法规程事件导向法是一种适用于核电站操作规程的方法，它强调事故的顺序和链式反应。
该方法通常通过以下步骤进行：1. 确定事故序列根据设施的特点和工作程序，确定可能发生的主要事故序列。
2. 确认倒序断裂事件针对每一事故序列确定可能导致突破的倒序断裂事件。
3. 评估倒序断裂事件的相对重要性4. 制定控制或防范措施根据倒序断裂事件的相对重要性，制定相应的控制或防范措施。
此方法重点关注单个偏差或故障，强调操作规程的遵守，需要操作员牢记操作规程并且能够快速、准确地执行需要的对策。
而且，此方法是一种没有考虑系统和过程相互作用和复杂性的方法，因此，当事故发生时，可能无法有效的处理相关的问题。
状态导向法1. 确定装置的逻辑模型建立具有层次结构的逻辑模型，以定义组成部分及其相互作用。
2. 确定状态解空间标识系统的各种运行情况，以及系统的错误状态。
3. 确定安全限度确定各种状态下的安全限度，以实现系统的安全控制。
4. 利用分析工具进行状态分析利用分析工具，如故障树分析和事件树分析等，对系统和部件进行状态分析。
状态导向法强调系统的整体特性，强调系统和组件相互作用和复杂性。
该方法可以对系统中的多个偏差同时进行分析，可以更好的帮助工程师了解系统的运行状况。
但是，为了更好地利用此方法，需要对系统进行复杂的建模和分析，并且必须具备相关的技术知识。
综合比较规程事件导向法和状态导向法在应对核电事故方面都有一定的优缺点。
规程事件导向法更强调单个故障处理，需要强调操作规程的遵守；而状态导向法更侧重于整个系统的状态，需要详细的技术知识来构建和分析系统模型。
因此，在实践中，应根据具体情况和要求选择相应的方法。
通常情况下，以规程事件导向法为主，结合状态导向法可以更好的理解和掌握系统的状态，以更好地预测和防范事故的发生。
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第 ３ 卷 第 ５期 ９ ２１ ０ ０年 １ Ｏ月
船 海 工 程
ＳＨＩ ＆ Ｐ ＯＣＥ ＡＮ ＥＮＧＩ ＮＥＥＲＩ ＮＧ
Ｖｏ ． ９ Ｎｏ ５ １３ ．
（ｃ ．２ Ｏ ） ｔ Ｏ１
船 用 核 动 力 装 置 事 故 分 析 中事 件 序 列 的 确 定 方 法 研 究
谢 海燕 张 ， 军 蔡 ， 琦
响 对船 用核 动 力装置 的事 故运 行影 响较 大 。 船用 核 动力 装 置 的运 行 历 史 不 长 ， 行 经 验 运
而 准确地 描述 事 故 的 动 态进 程 ， 事 故 分 析结 果 使
更趋 近 于 实 际情 况 。事 件 树 方 法 趋 向 于 静 态 分 析， 一些 动态 因素没有 考虑 到 或考 虑不 充分 ， 事 在
用 核 动力装 置 的安 全观是 传统 意 义上 的船舶 安全 和核能 系统 安全 的综 合安 全 动力 装 置 而 言 都 是 十 分重 要 的 ，
必 须 同时考 虑 和重视 ， 将影 响 到事故 处置 。 这
１ 事件 序 列 图
件 序列 。运 用该 方 法 对 蒸 汽 发 生器 传 热 管 破 损 事 故 进 行 了 分 析研 究 ， 得 了 完 整 的 事 件 序 列 。结 果 表 明 联 合 获 分 析方 法 是 一 种 较 好 的事 件 序 列确 定 方 法 ， 合 于 船 用 核 动 力 装 置 事 故 分 析 。 适 关 键 词 ： 用 核 动 力 装 置 ； 故 分析 ； 件 序 列 图 ； 行 安 全分 析 船 事 事 运
定 程度 上能 体现 出系统 和设 备 的相 关 性 以及人
员干 预对 事故进 程 的影 响 ， 于时 间 、 程参 数 等 对 过 很难 考虑 得 到 。船 用核 动力 装 置 的运行 工况 复 杂 多变 ， 由于服役 时 间较长 ， 用核 动力 装 置 的一些 船
员 之 间及其 与环 境 之 间 的交 互作 用 ， 决包 含 时 解
收 稿 日期 ： ０ ００ — ４ ２ １ ６０ 修 回 日期 ： ０ ００ 一 １ ２ １ ７Ｏ
作 者 简 介 ： 海燕 （ ９ １） 男 ， 士 生 。 谢 １８ 一 ， 博
较 少 ， 其是 事故 运行 经验 很少 ， 尤 没有 出现过 比较 大 的事 故运 行情况 。而核 动力 装置 的特殊 性使得
作 为一 种面 向事 故 场景 的模 拟 方 法 ， 件 序 事 列 图 （ Ｓ 以事 件 为基 本 研 究 对 象 ， Ｅ Ｄ） 是事 故 场 景 的直观体 现 。相 对 事件 树方 法 而言 ， Ｓ Ｅ Ｄ一 札的 图 形体 系要 复 杂得 多 ， 主要 目的是 为 了能 够 清楚 其
进程 ， 而如何 确 定 船 用 核 动 力装 置各 类 事 故 的 从
发展 过程 ， 成真 实 的事件 序列 ， 为 了研究 的 重 形 成
点 。因为 ， 建立 事 件 序 列 图和 运 行 安 全 分 析相 结
合 的联合 分析 方 法 ， 方 法 获 得 了 比较完 整 的 事 该 件 序列 ， 适合 于确 定 船 用 核 动 力 装 置 各 类 事 故 的 事件 序列 。
实验 设施 也很 少 ， 难 通 过 实 验获 得 事 故 的发展 很
问 、 程变 量 、 过 人员 操 作 行 为 等动 态 因 素 问题 ， 本 文 事件 序列 的描 述采 用 Ｅ Ｄ 方法 。 Ｓ
系统 和设 备 逐 步 老化 ， 能 降低 ， 性 加上 空 间狭 小 ，
环境 恶劣 ， 设备 、 境 和人员 等 因素对 事 故 的发 展 环 影 响较大 ， 以往 的研 究 和方 法 ］ 这 方面 的考 虑 在
船 用核 动力 装 置 构 成 复 杂 ， 涉及 的 功 能 系统 较多 ， 事故过 程 一 般 与多 个 前 沿 系 统 和 支持 系 统 有关 ， 各前 沿 系统 可 能需 要 一 个 或 多 个 支持 系统 工 作才 能实 现正 常功 能 。 由于空 问的 限制 和装 置 的安全 性要 求 ， 系统 和 设备必须 布 置紧凑 ， 关联 度 大大提 高 。 因此 ， 系统 、 备 和环境 之 间的相 互影 设
中图分类号 ： ７．２ ； ３３ Ｕ６４ ９ １ＴＬ ３ 文 献标 志 码 ： Ａ 文 章 编 号 ：６ １７５ （０ ０ ０ １ １０ １ ７ ９ ３ ２ １ ） ５０ ９ ５
事件 树方 法 本 质 上是 一 种 静 态 分 析 方 法 ， 在
一
件 树建 立 和简 化过 程 中 ， 虑 了 系统 和 设 备 的相 考 依 关 系 ， 能部 分 体 现 出人 员 干 预 对 事 故 进程 的 也 影 响 。而 Ｅ Ｄ方法 趋 向于动 态分 析 ， 图形体 系 Ｓ 且 比较 丰富 ， Ｓ 能 够 描 述 系 统 的硬 件 、 件 和人 ＥＤ 软
（． 军 工程 大 学 船 舶 与 动 力 学 院 ， 汉 ４ ０ ３ ；． 军 潜 艇 学 院培 训 系 ， 东 青 岛 ２ ６ ４ ） １海 武 ３０３２海 山 ６ ０ ２ 摘 要 ： 合 事 件 序 列 罔 方 法 和 运 行 安 全 分 析 ， 出一 种 联 合 分 析 的方 法 用 于 获 得 各 类 事 故 的 真 实 的 事 结 提
较少 ， 获得 的事 件 序 列 很 难 反 映 出 实 际 的事 故 所
２ 事件 序 列 的 确 定 方 法
２ １ 船用核 动 力装 置事 故分析 的特点 ．
从 装置 安 全方 面 看 ， 用 核 动力 装 置 的安 全 船 性 很大 程度 上依 赖 于船 体 动 力 、 程 安 全设 施 和 工 操 纵员 的正 确行 为 ， 而 同 时强 调 船 体 安全 和 放 从 射 性安 全 以及 其 相 互 之 间 的耦 合 作 用 。因此 ， 船
船 海 工 程
ＳＨＩ ＆ Ｐ ＯＣＥ ＡＮ ＥＮＧＩ ＮＥＥＲＩ ＮＧ
Ｖｏ ． ９ Ｎｏ ５ １３ ．
（ｃ ．２ Ｏ ） ｔ Ｏ１
船 用 核 动 力 装 置 事 故 分 析 中事 件 序 列 的 确 定 方 法 研 究
谢 海燕 张 ， 军 蔡 ， 琦
响 对船 用核 动 力装置 的事 故运 行影 响较 大 。 船用 核 动力 装 置 的运 行 历 史 不 长 ， 行 经 验 运
而 准确地 描述 事 故 的 动 态进 程 ， 事 故 分 析结 果 使
更趋 近 于 实 际情 况 。事 件 树 方 法 趋 向 于 静 态 分 析， 一些 动态 因素没有 考虑 到 或考 虑不 充分 ， 事 在
用 核 动力装 置 的安 全观是 传统 意 义上 的船舶 安全 和核能 系统 安全 的综 合安 全 动力 装 置 而 言 都 是 十 分重 要 的 ，
必 须 同时考 虑 和重视 ， 将影 响 到事故 处置 。 这
１ 事件 序 列 图
件 序列 。运 用该 方 法 对 蒸 汽 发 生器 传 热 管 破 损 事 故 进 行 了 分 析研 究 ， 得 了 完 整 的 事 件 序 列 。结 果 表 明 联 合 获 分 析方 法 是 一 种 较 好 的事 件 序 列确 定 方 法 ， 合 于 船 用 核 动 力 装 置 事 故 分 析 。 适 关 键 词 ： 用 核 动 力 装 置 ； 故 分析 ； 件 序 列 图 ； 行 安 全分 析 船 事 事 运
定 程度 上能 体现 出系统 和设 备 的相 关 性 以及人
员干 预对 事故进 程 的影 响 ， 于时 间 、 程参 数 等 对 过 很难 考虑 得 到 。船 用核 动力 装 置 的运行 工况 复 杂 多变 ， 由于服役 时 间较长 ， 用核 动力 装 置 的一些 船
员 之 间及其 与环 境 之 间 的交 互作 用 ， 决包 含 时 解
收 稿 日期 ： ０ ００ — ４ ２ １ ６０ 修 回 日期 ： ０ ００ 一 １ ２ １ ７Ｏ
作 者 简 介 ： 海燕 （ ９ １） 男 ， 士 生 。 谢 １８ 一 ， 博
较 少 ， 其是 事故 运行 经验 很少 ， 尤 没有 出现过 比较 大 的事 故运 行情况 。而核 动力 装置 的特殊 性使得
作 为一 种面 向事 故 场景 的模 拟 方 法 ， 件 序 事 列 图 （ Ｓ 以事 件 为基 本 研 究 对 象 ， Ｅ Ｄ） 是事 故 场 景 的直观体 现 。相 对 事件 树方 法 而言 ， Ｓ Ｅ Ｄ一 札的 图 形体 系要 复 杂得 多 ， 主要 目的是 为 了能 够 清楚 其
进程 ， 而如何 确 定 船 用 核 动 力装 置各 类 事 故 的 从
发展 过程 ， 成真 实 的事件 序列 ， 为 了研究 的 重 形 成
点 。因为 ， 建立 事 件 序 列 图和 运 行 安 全 分 析相 结
合 的联合 分析 方 法 ， 方 法 获 得 了 比较完 整 的 事 该 件 序列 ， 适合 于确 定 船 用 核 动 力 装 置 各 类 事 故 的 事件 序列 。
实验 设施 也很 少 ， 难 通 过 实 验获 得 事 故 的发展 很
问 、 程变 量 、 过 人员 操 作 行 为 等动 态 因 素 问题 ， 本 文 事件 序列 的描 述采 用 Ｅ Ｄ 方法 。 Ｓ
系统 和设 备 逐 步 老化 ， 能 降低 ， 性 加上 空 间狭 小 ，
环境 恶劣 ， 设备 、 境 和人员 等 因素对 事 故 的发 展 环 影 响较大 ， 以往 的研 究 和方 法 ］ 这 方面 的考 虑 在
船 用核 动力 装 置 构 成 复 杂 ， 涉及 的 功 能 系统 较多 ， 事故过 程 一 般 与多 个 前 沿 系 统 和 支持 系 统 有关 ， 各前 沿 系统 可 能需 要 一 个 或 多 个 支持 系统 工 作才 能实 现正 常功 能 。 由于空 问的 限制 和装 置 的安全 性要 求 ， 系统 和 设备必须 布 置紧凑 ， 关联 度 大大提 高 。 因此 ， 系统 、 备 和环境 之 间的相 互影 设
中图分类号 ： ７．２ ； ３３ Ｕ６４ ９ １ＴＬ ３ 文 献标 志 码 ： Ａ 文 章 编 号 ：６ １７５ （０ ０ ０ １ １０ １ ７ ９ ３ ２ １ ） ５０ ９ ５
事件 树方 法 本 质 上是 一 种 静 态 分 析 方 法 ， 在
一
件 树建 立 和简 化过 程 中 ， 虑 了 系统 和 设 备 的相 考 依 关 系 ， 能部 分 体 现 出人 员 干 预 对 事 故 进程 的 也 影 响 。而 Ｅ Ｄ方法 趋 向于动 态分 析 ， 图形体 系 Ｓ 且 比较 丰富 ， Ｓ 能 够 描 述 系 统 的硬 件 、 件 和人 ＥＤ 软
（． 军 工程 大 学 船 舶 与 动 力 学 院 ， 汉 ４ ０ ３ ；． 军 潜 艇 学 院培 训 系 ， 东 青 岛 ２ ６ ４ ） １海 武 ３０３２海 山 ６ ０ ２ 摘 要 ： 合 事 件 序 列 罔 方 法 和 运 行 安 全 分 析 ， 出一 种 联 合 分 析 的方 法 用 于 获 得 各 类 事 故 的 真 实 的 事 结 提
较少 ， 获得 的事 件 序 列 很 难 反 映 出 实 际 的事 故 所
２ 事件 序 列 的 确 定 方 法
２ １ 船用核 动 力装 置事 故分析 的特点 ．
从 装置 安 全方 面 看 ， 用 核 动力 装 置 的安 全 船 性 很大 程度 上依 赖 于船 体 动 力 、 程 安 全设 施 和 工 操 纵员 的正 确行 为 ， 而 同 时强 调 船 体 安全 和 放 从 射 性安 全 以及 其 相 互 之 间 的耦 合 作 用 。因此 ， 船