AP1000的ATWS事故概率安全分析

AP1000核电建设项目风险分析及应对2007年，我国与西屋联合体及其分包商分别签订了依托项目4台AP1000核电机组的核岛采购合同和相应的技术转让合同。

AP1000是西屋公司开发出的一种两环路1000MWe的非能动压水堆核电技术，是目前较为先进的第三代堆型，但个别关键设备边研发、边制造，使得机组的整体安全性和先进性仍需要通过工程实施和安全运行来验证。

三门作为全球首个第三代核电自主化依托项目，在建造和运行阶段必将存在较大的风险。

一、AP1000特点非能动的安全简化设计系统和模块化建造技术是AP1000压水反应堆的两大突出特点。

这两项全新技术的应用大量减少了设备数量，极大地提高了运行的安全性和经济性，使其在未来的电力市场中具备与其他能源竞争的优势。

AP1000采用非能动的安全系统。

它利用系统固有的热工水力特性，通过重力、流体的自然对流扩散等天然原理，使核电站的保障安全措施不再依赖泵、风机、安全级柴油机等能动设备的运行。

系统变化使设计简化、工艺布置简化、施工量减少、运行及维修量也相应减少，使得电站设备投资成本大大降低。

AP1000在建造中大量采用模块化技术。

整个电站共分4种模块类型：结构模块、管道模块、机械设备模块和电气设备模块。

模块化建造技术使建造活动易控，在制作车间便可进行检查，保证建造质量。

平行进行的各个模块大量减少了现场的人员和施工活动，这将缩短建设周期。

二、AP1000核电建设项目的主要风险分析风险是未来的不确定性对企业实现其既定目标的影响。

我国作为全球AP1000技术应用的首堆工程，在商务合同、投资计划、核心设计、技术接口、设备采购、施工调试和工程管理等方面存在较大的风险。

（一）技术风险AP1000项目最大的风险在于三代技术没有参考电站。

技术成熟包括研发设计、首堆工程和市场验证后的成熟。

从技术的可靠性来看，AP1000的部分技术具有原型或未经证实的技术特征，如其非能动性尚未经实践验证确认等。

基于PCTRAN 的AP1000 核电厂卡轴事故的模拟与分析摘要:AP1000 有其固有的安全性能，由于采用非能动安全系统，大大降低了发生人因错误的可能性。

文章简要介绍了美国西屋公司的核电站仿真软件PCTRAN/AP1000，针对我国将建造的先进非能动AP1000 的第三代核电站验证其固有安全性.本文使用PCTRAN/AP1000 软件对设计基准事故冷却剂泵卡轴（转子卡死）进行模拟仿真。

仿真结果表明，PCTRAN 能够正确反映核电站的运行特性，在设计基准事故仿真方面尤有特色，验证了AP1000 的固有的安全性。

Abstract: AP1000 has its inherent safety performance, and the application of the non kinetic energy security system greatly reducesthe occurrence of human error probability. This paper simply introduces the nuclear power plant simulation software PCTRAN/AP1000 ofAmerican Westinghouse Electric Manufacturing Company and verifies the inherent safety of the third-generation nuclear power plant thatwill be built in China with advanced non kinetic AP1000. This article carries on the simulation on the design basis accident of coolantpump clamping shaft (rotor locked) applying the PCTRAN / AP1000 software. The simulation results show that PCTRAN can correctlyreflect the operating characteristics of nuclear power plant and is especially distinctive in terms of design basis accident simulation. Theinherent safety of AP1000 is verified in this paper.关键词院AP1000 核电站；模拟仿真；卡轴事故；PCTRAN Key words: AP1000 nuclear power plant；simulation；clamp shaft；PCTRAN中图分类号院TM623 文献标识码院A 文章编号院1006-4311（2014）29-0044-03引言目前，我国的核电事业进入一个快速发展的阶段，需要广大技术人员了解、掌握相关的核电知识，特别是了解和掌握先进、安全、经济，具有市场前景的第三代核电技术。

AP1000核电厂SGTR事故概率安全评价概率安全评价(PSA)不是确定的分析系统对于事故的响应,而是以可靠性工程和概率风险理论为基础,分析复杂系统的所有可能的事故状态,找到所有可能发生的事故序列,从而对始发事故造成的后果进行系统的分析,找到电厂本身存在的薄弱环节及潜在事故因素。

蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点,该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。

本文在阅读了 AP1000自主化标准设计概率安全评价报告、三门核电厂PSAR初步安全分析报告及相应的参考文献等资料的基础上,选取非能动先进压水堆AP1000的蒸汽发器传热管破裂(SGTR)事故为模型,进行1级概率安全评价。

首先,在熟悉AP1000系统的基础上,分析始发SGTR事故后电厂系统的安全响应动作及所有可能发生的事故过程。

其次,根据SGTR事故进程及AP1000系统的安全响应功能建立SGTR事件树,所建立的事件树全面演绎了事故后电厂所有可能发生的情况;然后对事件树题头所涉及的系统进行故障树建模,在故障树建模过程中重点介绍共因失效参数模型及共因失效事件组,并对整个事故响应过程中的人员动作进行详细的子任务描述。

最后,借助Risk Spectrum程序,对所建事件树和故障树模型进行分析计算,通过故障树定量化得到前沿系统的故障率,并进行故障树最小割集分析,得到导致系统故障的基本事件的最小组合;通过将故障树结果与事件树联解求得SGTR事故导致的堆芯损伤频率,并对堆芯损伤进行相应的定性分析,包括重要度分析、敏感性分析及不确定性分析。

结果表明:AP1000的SGTR事故导致堆芯损伤频率均值为3.95×10-9/(堆·年),其90%置信度区间下限(5%)为6.22×10-11/ (堆·年),上限(95%)为2.71×10-8/ (堆·年);重要度分析表明在F-V割集重要度中,电源支持系统故障是最重要的基本事件;堆芯损伤风险增加因子最大的是再循环过滤器共因失效基本事件;敏感性分析表明人员动作完全失效对堆芯损伤的影响很大,降低人员失效概率对减小堆芯损伤带来的收益不大;在前沿系统中,ADS和IRWST 对堆芯损伤的敏感性最大。

日本福岛核电站事故初步分析与AP1000核电技术一、日本福岛核电站事故概述2011年3月11日下午13:46 日本仙台外海发生里氏9.0级地震。

地震时，福岛第一核电站1号、2号、3号机组处于正常运行状态，4、5、6号机组处于停堆换料大修中。

地震后，1、2、3号机组自动停堆，应急柴油机启动。

大约一小时后，由于海啸袭击，造成福岛第一核电站应急电源失效。

致使1号、2号、3号堆芯失去冷却，堆芯温度逐渐升高。

最终导致1、3、2号机组由于反应堆堆芯燃料组件发生部分破损，产生氢气而相继爆炸（氢爆）。

根据日本及IAEA官方网站发布的信息，地震发生时，4号机组所有核燃料已在乏燃料水池，5、6号机组的核燃料在反应堆厂内，但尚未启动运行。

截止3月21日21：00，福岛实际状况如下表所示：注：表中信息来自日本原子力产业协会JAIF二、事故后果事故发生后，1、3、2号机组相继爆炸，4号机组厂房轻微破损，使得放射性物质释放到大气中去。

据新闻报道，福岛第一核电站准备退役。

此次福岛核电站事故经济损失巨大，具体损失尚待后续评估。

放射性气体释放到大气当中，3月19日在1-4号机组产值边界西门放射性剂量率为0.3131mSv/h ( 11：30),北门为0.2972mSv/h(19:00)；IAEA持续监测，3月20日21：00，辐射监测仪表测量的数据显示，福岛第一核电厂西门放射性剂量率为269.5μSv/h（5：40,3月20日）、服务厂房北部数据3054.0μSv/h（15:00,3月20日）；3月21日 22：00,辐射监测仪表测量的数据显示西门放射性剂量率为269.5μSv/h,北门为2019.0μSv/h(15:00)。

监测发现，放射性污染使得当地牛奶、新鲜蔬菜，如菠菜、春葱等的放射性剂量已经超过日本相关部门规定的食入限值。

在事故发生初期，由于1、2、3号机组事故状态没有得到有效控制，堆芯损坏程度不断加剧，放射性物质持续排放，导致福岛核电厂附近居民的应急撤离半径逐步扩大，从开始的撤离半径3km到后来的10km，最后扩大到20km,同时要求居住在20-30km范围内的居民留守室内，避免过量的放射性物质吸入以及沉降污染。

AP1000乏燃料池冷却系统安全不利影响分析作者：朱晓丽来源：《工业技术创新》2017年第03期摘要：AP1000乏燃料池冷却系统（SFS）是非安全相关系统，却与乏燃料池、安全壳内换料水箱（IRWST）等安全相关设备相连，容易造成乏燃料池液位过低、箱体之间误排等安全隐患。

运行人员必须充分了解这些风险，在严格遵守运行和管理规程的同时，密切监视相关参数。

发现异常时，及时采取正确响应措施，减少乃至避免不利影响。

关键词：AP1000；乏燃料池冷却系统；安全不利影响；非安全相关系统中图分类号：TL4 文献标识码：A 文章编号：2095-8412 （2017） 03-075-03工业技术创新 URL： http： // DOI： 10.14103/j.issn.2095-8412.2017.03.020引言不同于当代其他压水堆核电站的乏燃料池冷却系统，AP1000乏燃料池冷却系统（SFS）是非安全相关系统，却与多个安全相关设备相连。

其中，SFS相关设备与燃料转运水池连接是由蝶阀实现的，为保证燃料转运水池（乏燃料池）的容积，若仅设置一道锁关阀门，并不能满足单一故障准则。

本文围绕提高安全准则核心，针对安全壳内换料水箱（IRWST）等给出了改进原理，提出了完善措施，对提高乏燃料池的安全功能作用不小。

1 SFS概况1.1 系统组成如图1所示，SFS分2列，每列有1台泵、1台热交换器、1台离子交换器和1台过滤器。

2列共用进、出口总管。

乏燃料池冷却泵进、出口管线分别连接了乏燃料水池、乏燃料容器装载井、乏燃料容器冲洗井，以及换料水池、安全壳内换料水箱（IRWST）、燃料转运水池[1]。

1.2 系统功能和运行SFS的功能是带走储存在乏燃料池中燃料组件的衰变热。

通过电动泵输送乏池内的高温水流，经热交换器冷却后再返回乏池，实现热量交换。

SFS的辅助功能是净化、输送乏燃料池、燃料运输通道和换料水池中的水。

电厂正常运行期间，SFS仅一列在运行，用于冷却和净化乏燃料池的水体。

浅析AP1000棒控电源系统运行风险发布时间：2023-02-21T08:29:19.646Z 来源：《福光技术》2023年2期作者：舒童[导读] AP1000 棒控电源系统（RDPSS）为控制棒驱动机构提供260V三相交流电源，它的可靠程度直接关系到反应堆能否正常运行。

该系统的可靠性要求很高，一旦其发生人因事故或设备问题，都有可能导致系统可靠性降低、停堆甚至触发S信号。

三门核电有限公司浙江三门 3171001.引言AP1000 棒控电源系统（RDPSS）为控制棒驱动机构提供260V三相交流电源，它的可靠程度直接关系到反应堆能否正常运行。

该系统的可靠性要求很高，一旦其发生人因事故或设备问题，都有可能导致系统可靠性降低、停堆甚至触发S信号。

根据我厂以及国内同行电厂运行经验，棒控电源系统实际运行过程中，由于人因事故或设备问题，已经产生过多起异常状态或跳闸事故，影响了棒控电源系统可靠性。

因此棒控电源系统运行风险控制对于保证核电厂安全运行具有其重要意义。

本文分析了 AP1000 机组满功率运行时，预防棒控电源机组跳闸的风险控制措施，以及跳闸后对电厂的影响及应对策略，同时针对两列棒控电源机组跳闸后，运行人员的不同响应时间和动作顺序带来的后果进行了理论和模拟分析，并提出相关的改进意见。

2.棒控电源系统介绍2.1棒控电源系统布置和功能AP1000反应堆棒控电源系统采用传统的电动机/发电机组配置，为控制棒驱动机构提供可靠的三相260V，50Hz 电源，且能保证在多种故障工况下为控制棒驱动系统供电。

本系统与核电站电源的任何暂态扰动无关，因此具有一定的独立性。

棒控电源系统为非安全相关系统，由4个主要部件组成，即2套电动机/发电机组，2台 RDPS控制柜。

每一套电动机/发电机组由一台RDPS控制柜控制。

一台380V异步电动机、一台同步发电机与一台RDPS控制柜共同组成一个冗余序列，正常运行时两列同时向控制棒驱动机构供电，每列各承担 50%的负荷。

AP1000对全厂断电事件分析摘要：本文分析了AP1000核电厂在发生全厂断电事件时的事故序列和后果，得出AP1000在发生全厂断电事件时能保证堆芯和公众安全的结论。

并从事故后电厂再运行的角度，提出了根据失去厂外交流电源（LOOP）同时汽机停运信号投入非能动余热排出热交换器（PRHR HX）的建议。

1.概述全厂断电（Station Blackout）是指核电厂内安全级的和非安全级的配电装置母线全部失去交流电源，即失去厂外电源同时汽机脱扣和厂内应急交流系统故障（指应急柴油发电机全部失效）。

这时核电厂内依然可以使用的电源只有由厂内蓄电池组供给的直流电源或经逆变后送到母线的交流电源，或者是专门为应对全厂断电事件而设置的替代交流电源。

2.全厂断电原因AP1000失去厂外交流电源可由下述初始事件造成：1) 超过设计基准的地震作用从而导致输电线的损坏；2) 异常寒冷的天气出现霜冻导致输电线的损坏；3) 超强台风导致输电线的损坏；4) 电网电压波动导致电网崩溃，造成大面积停电。

AP1000失去厂内交流电源可由下述初始事件造成：1) 地震的作用导致工艺冷却水系统通道损坏，从而导致柴油机组辅助系统丧失最终热阱而不可用；2) 地震的作用导致供油系统油箱和通道损坏，从而导致柴油机组失去燃料而不可用；3) 海啸引起柴油机厂房水淹，从而导致柴油机组不可用；4) 柴油机共因故障不能启动。

3.AP1000全厂断电事件时堆芯冷却全厂断电后，开始阶段堆芯和SG之间的自然循环可以导出部分堆芯热量。

之后堆芯热量主要通过非能动堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统导出到最终热阱—大气。

全厂断电后，主泵开始惰转，主泵惰转流量能帮助堆芯和SG之间自然循环的建立。

堆芯热量被带到SG中，SG中的水被加热，SG压力升高。

当SG压力达到安全阀动作定值时安全阀打开，反应堆衰变热排入最终热阱—大气。

这个方式由于受到SG水装量的限制，从堆芯导出的热量有限。

基础和应用基础研究・反应堆科学技术219内的水通过非能动堆芯冷却系统的管道注入堆芯。

安全壳内的水温升高到饱和温度后，通过钢制安全壳向外界环境传热，长时间地排出堆芯和安全壳内的热量。

4）由于主蒸汽管道破裂引起蒸汽大量排放导致初始蒸汽流量增加，在事故期间随着蒸汽压力的下降蒸汽流量不断减少。

从反应堆冷却剂系统不断的导出能量，引起冷却剂温度和压力降低。

在负的慢化剂温度系数下，冷却剂温度的降低将引入正的反应性。

在事故触发反应堆停堆后，如果具有最大反应性的1组棒束控制组件完全卡在堆芯上部，堆芯重返临界的可能性会大幅增加。

堆芯最终靠非能动堆芯冷却系统注入的硼水来停止链式反应。

在假设有或无厂外电源时，具有最大反应性的棒束控制组件卡在堆芯上部，且专设安全设施系统存在单一故障，设计仍能保持堆芯冷却能力。

5）弹棒事故定义为由于控制棒驱动机构压力罩的破裂而导致1束控制棒组件和驱动轴弹出堆芯的事故。

弹棒事故的后果将使堆芯引入一快速的正反应性，造成堆芯功率不利的分布，可能导致局部的燃料元件损坏。

AP1000热工安全程序分析报告郭春秋，刘兴民AP1000是在AP600的基础上发展起来的。

AP1000比AP600在功率上有所增加，其堆芯结构和装载量及热工参数有所改变，但整个系统无大的改变。

美国核管会认为由于设计发生了改变，这些安全程序和试验项目需重新考虑。

基于上述原因，西屋公司根据AP1000的特点对程序作出相应的修改，并用实验加以验证。

本工作给出了适用于AP1000的热工安全程序的介绍及对事故分析的过程、计算结果。

LOFTRAN程序通过对反应堆堆芯、堆容器、热管段、冷管段、蒸汽发生器管道和管壳、稳压器、堆冷却泵直到4个冷却剂回路的建模来模拟多回路的反应堆系统。

稳压器模型中包括稳压器、加热器、射流阀、运行阀、释放阀和安全阀的模型。

LOFTRAN T-H程序非常适用于一回路冷却剂过冷的传热分析计算。

LOFTRAN 还可用于在反应堆的上腔室发生两相情况下的计算。