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作为世界第三代核电机型的代表,AP1000核电站在专设安全设施的设计上充分考虑了非能动的理念,利用重力、自然循环等方式在事故后不需要人为的干预,缓解设计基准事故的后果。非能动安全壳冷却系统是AP1000典型的专设安全系统,在设计基准事故下当安全壳压力达到专设安全设施驱动设定值时打开专设安全隔离阀,冷却水通过重力作用洒向安全壳表面从而防止壳内压力和温度过高。在设计基准事故发生后的一段时间内,部分仪表用于长期事故后监测系统,对厂外的事故后应急处理提供数据信息。可见,无论是专设安全设施驱动还是事故后监测,其可靠性对核电站在事故中和事故后的安全性起到至关重要的作用。本文从七个安全壳压力监测仪表出发,以所执行的事故后监测及专设安全设施触发功能为研究对象,通过不同的可靠性建模手段,对它们的可靠性进行研究和分析。从事故后监测可靠性研究的角度,针对事故后监测仪表和事故后监测通道的可靠性分别进行了分析。仪表方面,介绍了AP1000设计中对于事故后变量的分类、仪表的相关试验要求以及评估了事故后监测仪表精度对执行安全功能的影响。监测信号通道方面,通过建立故障树模型的方法,对各序列不同的信号传递方式分别进行了建模和分析。通过分析和定量计算对比各序列事故后监测的可靠性优劣。从整体上看,AP1000安全壳压力事故后监测的可靠性达到相当高的水平。从事故下专设安全设施驱动可靠性研究的角度,本文运用了美国核管会报告中推荐的动态流图的可靠性分析方法,这种方法比起传统的故障树可靠性方法更能体现出系统的动态特性,而且也能作为整体同时反映出工艺系统与仪控系统中各节点的状态变化与联系。在本文的研究工作中,成功建立了AP1000非能动安全壳系统专设安全设施驱动的动态流图模型,并对各节点变量状态、决策表进行了定义。最终通过时间故障树的转化,运用定量分析的方法得到导致某一列专设安全隔离阀无触发指令的时间质蕴含。并且通过质蕴含的计算结果得出AP1000安全壳事故下安全设施驱动的可靠性指标,达到研究和分析的目的。通过本文的分析和研究成果表明AP1000非能动安全壳压力事故后监测和专设安全设施驱动具有非常高的可靠性。而且对于故障树的建模和动态流图的建模方法选择上紧扣研究的需要。前者适合以硬件结构主导的系统可靠性分析,后者适合软硬件结合且具备动态特性的系统。运用不同的分析方法最终都取得了比较理想的研究结果。本文的研究工作和成果对今后进一步研究AP1000核电站其他各大专设安全系统的可靠性提供了有效的手段,并给出了改进和优化的建议。