非能动先进压水堆核电厂SGTR事故概率安全评价

摘要：

蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture, SGTR)事故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。选取典型非能动先进压水堆核电厂 AP1000的SGTR事故进行一级概率安全评价(Probabilistic Safety Assessment, PSA)，采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同响应所产生的事故序列，然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析。借助Risk Spectrum软件，计算SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率(Core Damage Probability, CDF)，并进行堆芯损伤的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通过一系列分析得到导致堆芯损伤的重要基本事件，从而找到系统存在的薄弱环节。

关键词：能动先进压水堆核电厂、蒸汽发生器传热管破裂、堆芯损伤频率、概率安全评价

所属期刊栏目：39

分类号：TL364+.5(核反应堆工程)

资助基金：国家科技重大专项2013ZX06002001-004

在线出版日期：2016-09-08（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共6页

页码：73-78