非能动核电厂SBO事故风险重要序列耦合定量化

1

作者 杜芸 刘镝 +1 位作者 卓钰铖 张琴芳 《核安全》 2024年第2期29-36,共8页

风险指引的安全裕度特性分析(RISMC)方法旨在运用耦合概率论安全分析和确定论安全分析的方法对事故序列的动态进程、事故发生概率和堆芯损伤频率进行评估。文章运用RISMC方法针对非能动核电厂全厂断电(SBO)事故中风险最显著的序列进行... 风险指引的安全裕度特性分析(RISMC)方法旨在运用耦合概率论安全分析和确定论安全分析的方法对事故序列的动态进程、事故发生概率和堆芯损伤频率进行评估。文章运用RISMC方法针对非能动核电厂全厂断电(SBO)事故中风险最显著的序列进行耦合定量化,通过筛选重要序列,确定重要不确定性参数、重要系统,热工模拟事故场景,计算条件失效概率和最终耦合分析得到更具现实意义的堆芯损伤频率(CDF)。在解除了重要系统的成功准则(自动卸压系统的阀门有效数),并且综合考虑了随机参数不确定性(外电恢复时间)和认知参数的不确定性(堆芯补水箱阀门阻力)之后,SBO事故风险重要序列的CDF存在一定程度的下降,这说明原始PSA分析存在一定的保守性,并且由精细的计算分析结论对处理SBO事故得出建设性意见。文章所述计算分析不仅有效地实践了一种新的耦合定量化安全分析方法,重新量化了SBO事故的风险重要序列,而且对优化SBO事故运行规程有一定的指导意义。 展开更多

关键词 风险指引 概率安全分析 非能动核电厂 全厂断电

在线阅读 下载PDF 职称材料

基于RISMC方法的非能动核电厂小破口事故风险重要序列分析

2

作者 杜芸 李睿 +1 位作者 陆天庭 刘晓晶 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期634-641,共8页

文章以典型非能动核电厂小破口失水事故为研究对象,基于风险指引的安全裕度特性分析方法(Risk-Informed Safety Margin Characterization,RISMC),耦合确定论和概率论方法对事故发展进程进行研究,选取特定风险重要序列进行精细化建模分析... 文章以典型非能动核电厂小破口失水事故为研究对象,基于风险指引的安全裕度特性分析方法(Risk-Informed Safety Margin Characterization,RISMC),耦合确定论和概率论方法对事故发展进程进行研究,选取特定风险重要序列进行精细化建模分析,对重要系统进行离散分支(如自动卸压系统),对重要不确定性参数进行抽样处理(如自动卸压系统阀门阻力、内置换料水箱阀门阻力)。修改原概率安全分析模型中较为保守的成功准则概念,建立改进的离散事件树,以系统成功列数为依据建立故障树。针对特定序列进行不确定性参数的抽样并且对每一组工况进行全厂事故仿真模拟。从而,得到每个序列发生的频率以及在该特定条件下的条件失效概率,最终得到基于RISMC方法的堆芯损伤频率值。分析主要针对自动卸压系统配置和敏感性进行,运用基于RISMC方法CARS软件的分析计算,发现各序列的CDF值均有一定程度的减小。文章基于RISMC的案例分析验证了该方法在非能动电厂安全分析中的可行性,也证明该方法能够去掉一些过保守性,更加现实地对事故风险进行评估,有利于更准确地认识核电厂的安全裕量。 展开更多

关键词 风险指引 安全裕度 非能动核电厂 PSA 小破口事故

在线阅读 下载PDF 职称材料

基于RELAP5的大功率非能动核电厂SGTR事故分析研究 被引量：5

3

作者 贾斌 吴晗 +4 位作者 乔雪冬 潘昕怿 吴晓燕 张春明 苏岩 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第5期683-692,共10页

本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模,开展了蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析研究,研究就事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两种工况分别进行了计算。通过对两种工况计算结果的分析,发现虽然在不同工况... 本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模,开展了蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析研究,研究就事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两种工况分别进行了计算。通过对两种工况计算结果的分析,发现虽然在不同工况条件下,系统参数变化和事故发展序列存在一定差异,但总体来讲,在SGTR事故过程中即使操纵员不干预,大功率非能动核电厂保护系统和非能动设计措施将会触发自动的响应措施,可终止蒸汽发生器(SG)传热管的泄漏,并将反应堆冷却剂系统(RCS)稳定在安全状态,能够防止SG发生满溢和自动降压系统动作,最终使放射性后果在可接受剂量水平限值范围内。 展开更多

关键词 RELAP5 大功率非能动核电厂 SGTR 质量释放 满溢

在线阅读 下载PDF 职称材料

非能动核电厂全厂断电事故自然循环现象研究 被引量：5

4

作者 刘宇生 许超 +2 位作者 攸国顺 安婕铷 庄少欣 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2018年第11期73-79,共7页

为识别全厂断电事故下非能动核电厂的主要热工水力现象,对AP1000核电厂全厂断电工况下的事故序列和自然循环现象进行了研究。通过建立AP1000的节点模型,进行了全厂断电事故序列的模拟,并划分了事故阶段,分析了非能动堆芯冷却系统中堆芯... 为识别全厂断电事故下非能动核电厂的主要热工水力现象,对AP1000核电厂全厂断电工况下的事故序列和自然循环现象进行了研究。通过建立AP1000的节点模型,进行了全厂断电事故序列的模拟,并划分了事故阶段,分析了非能动堆芯冷却系统中堆芯补水箱(Core Makeup Tank, CMT)投入失效和安全壳内置换料水箱(In-containment refueling water storage tank, IRWST)参数异常对事故自然循环过程的影响,研究结果表明:全厂断电事故下,非能动核电厂的堆芯衰变热由多个单相自然循环过程导出,其中堆芯与非能动余热排出热交换器(Passive Residual Heat Removal Heat Exchanger, PRHR HX)之间的自然循环对堆芯衰变热的导出具有显著影响。根据热阱的不同和系统参数变化的特点,事故序列可划分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统(Passive Core Cooling System, PXS)自然循环和长期冷却三个阶段;CMT投入、IRWST水箱参数对PXS自然循环过程存在重要影响。 展开更多

关键词 全厂断电 自然循环 非能动核电厂 AP1000

在线阅读 下载PDF 职称材料

先进非能动核电厂DEDVI事故热工水力模拟分析 被引量：2

5

作者 余健明 曹学武 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第2期193-199,共7页

采用Relap5/Mod3.4程序建立了先进非能动核电厂的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。针对小破口失水事故(SBL,OCA)中的直接安注管双端断裂事故(DEDVI)进行分析,并着重对SBLOCA现象识别和排序表(... 采用Relap5/Mod3.4程序建立了先进非能动核电厂的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。针对小破口失水事故(SBL,OCA)中的直接安注管双端断裂事故(DEDVI)进行分析,并着重对SBLOCA现象识别和排序表(PIRT)中对其影响较大的液滴夹带进行敏感性分析。分析结果表明,对直接安注管双端断裂事故,破口和自动卸压系统(ADS)能够有效地使反应堆冷却剂系统降压,堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能够迅速实现堆芯补水,确保堆芯冷却。对液滴夹带的敏感性分析表明,对于位置较高的第4级ADS,喷放流量对液滴夹带模型比较敏感,使用均相流模型计算时,其液相流量显著高于非均相流模型。 展开更多

关键词 先进非能动核电厂 液滴夹带

在线阅读 下载PDF 职称材料

基于TRACE的大功率非能动核电厂自动泄压系统误启动事故计算 被引量：1

6

作者 庄少欣 孙微 +2 位作者 刘宇生 靖剑平 安婕铷 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期588-594,共7页

基于最佳估算程序TRACE,对大功率非能动核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,一回路压力、破口流量、一回路水装量等参数的瞬态变化,并以此为基准工况,根据电厂实践经验,选取... 基于最佳估算程序TRACE,对大功率非能动核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,一回路压力、破口流量、一回路水装量等参数的瞬态变化,并以此为基准工况,根据电厂实践经验,选取泵延迟工况和阀门半开工况进行敏感性分析计算,将计算结果与基准工况进行了比较与分析.结果表明:虽然不同的工况可能造成一回路水装量低于基准工况,但最小的一回路水装量仍未低于限值,堆芯始终没有裸露,大功率非能动核电厂的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了大功率非能动核电厂发生自动卸压系统误启动事故后的安全性. 展开更多

关键词 TRACE 自动泄压系统 非能动核电厂

在线阅读 下载PDF 职称材料

正常余热排出系统注射功能对非能动核电厂风险的影响评价 被引量：1

7

作者 杨亚军 樊普 +4 位作者 杜芸 吴燕华 曹臻 詹文辉 卓钰铖 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第6期1410-1416,共7页

正常余热排出系统(RNS)是非能动核电厂少数的能动系统之一,在丧失冷却剂事故(LOCA)下RNS注射可为非能动系统提供纵深防御功能。本文基于热工水力分析计算了各个事故情景下RNS注射的允许时间窗口,并结合应急运行规程和人员可靠性分析对RN... 正常余热排出系统(RNS)是非能动核电厂少数的能动系统之一,在丧失冷却剂事故(LOCA)下RNS注射可为非能动系统提供纵深防御功能。本文基于热工水力分析计算了各个事故情景下RNS注射的允许时间窗口,并结合应急运行规程和人员可靠性分析对RNS注射进行建模以评估对电厂风险的影响。分析表明,在假想的中、小破口LOCA下,操作员具有较充裕的时间实现RNS注射的纵深防御功能,若不考虑RNS注射则电厂风险增加较明显。在极端的情景下,如LOCA叠加安全系统失效,RNS注射的时间窗口较短,即使不考虑RNS注射,对电厂风险的影响可忽略。RNS注射对电厂风险影响重要,建议重视规程中相关操作的培训以提高电厂的安全性。 展开更多

关键词 非能动核电厂 正常余热排出系统 注射功能

在线阅读 下载PDF 职称材料

非能动核电厂1E级阀门电动装置的鉴定与试验 被引量：2

8

作者 郑开云 陈智 《核安全》 2018年第3期52-57,共6页

介绍了三代非能动核电厂1E级阀门电动装置的设计及其鉴定要求,阐述了鉴定试验方案,包括基于IEEE 382-2006标准的代表性样机选型和鉴定试验序列,以及电磁兼容性、热老化、热循环、辐照老化、磨损老化、正常循环加压、振动老化、抗震和设... 介绍了三代非能动核电厂1E级阀门电动装置的设计及其鉴定要求,阐述了鉴定试验方案,包括基于IEEE 382-2006标准的代表性样机选型和鉴定试验序列,以及电磁兼容性、热老化、热循环、辐照老化、磨损老化、正常循环加压、振动老化、抗震和设计基准事故模拟等一系列的鉴定试验方法和结果。对抗震试验、设计基准事故试验中的技术问题进行了探讨,指出了相应的解决方案和措施。通过对国内自主研制的阀门电动装置样机的鉴定试验,最终验证电动装置在核电厂服役过程中能够达到规范书的安全功能性能要求,并具有60年鉴定寿命。 展开更多

关键词 非能动核电厂 直流电动装置 鉴定试验 鉴定寿命

在线阅读 下载PDF 职称材料

非能动核电厂安全壳内电缆桥架灭火系统设计研究

9

作者 王帅 《城市建筑》 2016年第12期361-361,363,共2页

本文简述了非能动核电厂内安全壳厂房非1E级电缆桥架的灭火方案,并结合工程实例,对水喷雾设计、喷头的布置选型、系统计算等进行了分析介绍,总结出了设计技术要点和特殊要求.

关键词 非能动核电厂 电缆桥架 消防设计 水喷雾系统

在线阅读 下载PDF 职称材料

CAP非能动核电厂ANS58.14分级实践及探讨

10

作者 张怀远 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第4期831-837,共7页

安全分级方法是重要的核电厂总体设计准则,按照其所确定的构筑物、系统和部件(SSC)安全等级是物项设计、采购、制造、建造和运维的主要依据。基于ANS51.1-1983中的安全分级方法由ANS58.14-2011所替代这一背景,CAP非能动核电厂(以CAP140... 安全分级方法是重要的核电厂总体设计准则,按照其所确定的构筑物、系统和部件(SSC)安全等级是物项设计、采购、制造、建造和运维的主要依据。基于ANS51.1-1983中的安全分级方法由ANS58.14-2011所替代这一背景,CAP非能动核电厂(以CAP1400为例)开展了ANS58.14分级工作。分级结果表明现有CAP1400设计符合ANS58.14-2011要求。同时本文分析探讨了ANS58.14与ANS51.1、IAEASSG30等安全分级方法的主要差异,为我国核电厂物项安全分级导则及标准制定提供参考和建议。 展开更多

关键词 CAP非能动核电厂 安全分级 ANS58.14

在线阅读 下载PDF 职称材料

基于TRACE的大功率非能动核电厂SBLOCA事故计算及敏感性分析

11

作者 庄少欣 王娅琦 +2 位作者 孙微 贾斌 刘宇生 《核安全》 2019年第4期63-69,共7页

采用最佳估算程序TRACE,模拟分析了某大功率非能动核电厂在中破口事故下的瞬态变化,绘制了冷却剂系统压力、自动卸压系统流量、冷却剂系统水装量等参数的变化曲线。在此基础上,根据M310电厂共性问题调研,选取泵延迟工况和小破口工况作... 采用最佳估算程序TRACE,模拟分析了某大功率非能动核电厂在中破口事故下的瞬态变化,绘制了冷却剂系统压力、自动卸压系统流量、冷却剂系统水装量等参数的变化曲线。在此基础上,根据M310电厂共性问题调研,选取泵延迟工况和小破口工况作为敏感性分析工况,同基准工况进行了比较与分析。结果表明:虽然不同的工况在某些时间段可能造成冷却剂系统水装量低于基准工况,但最小的冷却剂系统水装量均高于限值,没有出现堆芯裸露,验证了大功率非能动核电厂发生破口事故后的安全性。 展开更多

关键词 TRACE 破口 非能动核电厂

在线阅读 下载PDF 职称材料

非能动核电厂风险指引管理中的风险接受准则研究

12

作者 何建东 杜东晓 +1 位作者 熊文彬 陈妍 《核安全》 2021年第4期32-39,共8页

由于非能动核电厂的风险水平较低,所以目前风险指引管理中的风险接受准则对其存在适用性问题。本文首先对现有的风险接受准则进行分析,然后针对非能动核电厂可能的风险可接受准则方案和现有接受准则的充分性进行描述,并对非能动核电厂... 由于非能动核电厂的风险水平较低,所以目前风险指引管理中的风险接受准则对其存在适用性问题。本文首先对现有的风险接受准则进行分析,然后针对非能动核电厂可能的风险可接受准则方案和现有接受准则的充分性进行描述,并对非能动核电厂风险准则中存在的大量放射性释放(LRF)问题进行研究,最后提出非能动核电厂风险指引管理中风险接受准则的建议方案。 展开更多

关键词 非能动核电厂 风险指引型 接受准则

在线阅读 下载PDF 职称材料

非能动核电厂钢制安全壳顶封头拼装支架优化设计

13

作者 王燕辉 张学勇 +2 位作者 王奕清 王成才 杨照东 《中国核电》 2023年第2期264-268,共5页

非能动核电厂钢制安全壳顶封头拼装支架是保障顶封头拼装形状尺寸的主要装置。本文分析了原有顶封头拼装支架工艺,提出了一种新型顶封头拼装支架。经工程验证,新型顶封头拼装支架在缩短组装工期、降低制造成本、便于运输等方面有显著的... 非能动核电厂钢制安全壳顶封头拼装支架是保障顶封头拼装形状尺寸的主要装置。本文分析了原有顶封头拼装支架工艺,提出了一种新型顶封头拼装支架。经工程验证,新型顶封头拼装支架在缩短组装工期、降低制造成本、便于运输等方面有显著的效果。 展开更多

关键词 非能动核电厂 钢制安全壳 顶封头 拼装支架 结构优化

在线阅读 下载PDF 职称材料

非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价 被引量：1

14

作者 许以全 卓钰铖 +1 位作者 杨亚军 付浩 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1428-1432,共5页

以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率(FDF)定量化。结果表明:在所有工况下总的FDF为2.05×10-9/(堆·年),远小... 以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率(FDF)定量化。结果表明:在所有工况下总的FDF为2.05×10-9/(堆·年),远小于堆芯的损伤频率(约2.41×10-7/(堆·年));即使在放射性完全释放的假设下,乏燃料损伤导致的大量放射性释放频率仍较堆芯损伤导致的大量放射性释放频率(约2.38×10-8/(堆·年))低1个量级;由于非能动压水堆核电厂有多重预防缓解措施以应对乏燃料池(SFP)事故,SFP风险远低于堆芯风险,可实现核安全导则的安全目标。 展开更多

关键词 非能动压水堆核电厂 乏燃料池风险评价 乏燃料损伤频率

在线阅读 下载PDF 职称材料

非能动核电厂事故72 h后规程优化研究

15

作者 施锦 郭东海 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第3期185-189,共5页

事故72 h后规程是非能动核电厂特有的一类规程。为了评价非能动核电厂事故72 h后规程的必要性和充分性,并对其薄弱环节进行优化改进,本研究对示范项目非能动核电厂设计基准和运行规程体系的总体逻辑进行了分析,并基于事故72 h后规程的... 事故72 h后规程是非能动核电厂特有的一类规程。为了评价非能动核电厂事故72 h后规程的必要性和充分性,并对其薄弱环节进行优化改进,本研究对示范项目非能动核电厂设计基准和运行规程体系的总体逻辑进行了分析,并基于事故72 h后规程的内容和结构,提出了评价事故72 h后规程必要性和充分性的通用方法,运用规程执行逻辑框图识别了规程执行过程中可能存在的风险项,并针对示范项目的规程提出了优化建议。分析结果表明,事故72 h后规程对于非能动核电厂的安全运行是充分必要的;其表达方式与规程体系结构相关;明确规程操作路径优先级、减少规程跳转能够提高规程执行效率。相关优化建议可为非能动核电厂事故后长期安全运行提供技术参考。 展开更多

关键词 非能动核电厂 运行 事故72 h后规程

原文传递

非能动核电厂非安全级系统监管要求研究

16

作者 张怀远 《核标准计量与质量》 2023年第1期51-56,共6页

对风险重要的非安全级系统实施非安全级系统监管要求(RTNSS),有助于提高非能动核电厂安全水平,对非能动核电厂具有重要意义。文章基于SECY-94-084和SRP19.3等技术文件,结合美国非能动核电厂标准设计取证环节的RTNSS工程实施情况,对RNTS... 对风险重要的非安全级系统实施非安全级系统监管要求(RTNSS),有助于提高非能动核电厂安全水平,对非能动核电厂具有重要意义。文章基于SECY-94-084和SRP19.3等技术文件,结合美国非能动核电厂标准设计取证环节的RTNSS工程实施情况,对RNTSS的实施流程和技术要点等进行了分析和阐述,可对我国非能动堆型实施RTNSS以及国内技术政策或标准规范制定提供参考。 展开更多

关键词 非能动核电厂 非安全级系统 RTNSS

原文传递

西屋公司的AP1000先进非能动型核电厂 被引量：44

17

《现代电力》 2006年第5期55-65,共11页

介绍了西屋公司开发的AP1000先进非能动型压水堆的技术特点。AP1000设计的目的是为了实现高安全性和良好的运行性能记录,安全系统设计充分利用自然驱动力,在不需要大规模的安全支持系统的条件下保持正常运行功能。非能动系统的使用使核... 介绍了西屋公司开发的AP1000先进非能动型压水堆的技术特点。AP1000设计的目的是为了实现高安全性和良好的运行性能记录,安全系统设计充分利用自然驱动力,在不需要大规模的安全支持系统的条件下保持正常运行功能。非能动系统的使用使核电厂的设计比起传统的压水堆核电厂有显著的简化,简化不仅减少了设备部件的采购量,降低了相应的安装成本,缩短了施工工期,并使维修活动最小化。对于AP1000核电厂,设计简化的结果还包括可利用率的提高和所需员工数量的减少。 展开更多

关键词 AP1000 非能动型核电厂 核系统 核安全 纵深防御

在线阅读 下载PDF 职称材料

AP1000核电厂安全壳内气溶胶自然去除分析 被引量：16

18

作者 付亚茹 耿珺 +3 位作者 孙大威 梅其良 黄高峰 潘楠 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期700-705,共6页

AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设... AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设条件和主要参数等,完成了AP1000核电厂的分析。分析结果表明,AP1000核电厂LOCA后,主要气溶胶去除机制中扩散泳贡献最大,其次是热泳和重力沉降;安全壳内气溶胶自然去除系数约为0.4~0.9h^(-1),堆芯裸露5h后变化较小;基于RG1.183源项、包络大气弥散因子及本文给出的安全壳气溶胶自然去除系数,计算得到的LOCA后厂外及主控室人员所受剂量可满足10CFR50中规定的限值要求。 展开更多

关键词 AP1000 非能动核电厂 事故 气溶胶 自然去除

在线阅读 下载PDF 职称材料

AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析 被引量：2

19

作者 贾祥 安婕铷 靖剑平 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第8期1422-1427,共6页

AP1000是目前国际上典型的"三代"非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过... AP1000是目前国际上典型的"三代"非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过程中一、二回路的压力和温度呈现波动变化,一回路压力最大值为17.13 MPa,低于设计压力的91%,主蒸汽系统的压力也低于设计值的91%,满足验收准则的要求。 展开更多

关键词 RELAP5/MOD3.3程序 AP1000 主给水管道断裂事故 非能动核电厂

在线阅读 下载PDF 职称材料

AP1000核电厂人员可靠性分析研究 被引量：2

20

作者 何建东 仇永萍 +1 位作者 卓钰铖 胡军涛 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第1期143-148,共6页

AP1000核电厂中人员可靠性分析方法和内容的不合适成为安全审评遗留问题而急需研究解决。通过对国外资料的调研消化,结合非能动核电厂的设计特点,形成了内部事件人员可靠性分析方法以及火灾情景下人员可靠性分析方法,并对三代非能动核... AP1000核电厂中人员可靠性分析方法和内容的不合适成为安全审评遗留问题而急需研究解决。通过对国外资料的调研消化,结合非能动核电厂的设计特点,形成了内部事件人员可靠性分析方法以及火灾情景下人员可靠性分析方法,并对三代非能动核电厂开展了全面系统的分析,支撑了安全审评。 展开更多

关键词 非能动核电厂 人员可靠性分析

在线阅读 下载PDF 职称材料