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1、外部事件PSA工作交流,2012.11.01 中国核电工程有限公司,大 纲,引言 外部灾害筛选 抗震裕度评价及SPSA 内部水淹和火灾PSA 其他 小结,引言,第二代改进型核电项目核安全审评原则 逐步完善一级PSA 全面评价核电厂的风险 HAF 102、HAD102/17等的要求 福岛事故后核安全检查，改进要求 进一步开展二级概率安全分析、外部事件概率安全分析工作 核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标,引言,中国核电工程有限公司（CNPE） 积极跟踪、开展灾害事件PSA的研发工作 2004年成立 2009年，内部火灾和内部水淹PSA的研发 2010年，地震SMA和地震PSA
2、的研发 积极参与学术交流，国际合作与咨询 依托在建和运行项目，组织各专业学科共同研发,外部灾害筛选,外部灾害识别筛选流程,1.初始信息收集,详细资料收集,2.识别灾害并完善潜在外部灾害清单,3.灾害筛选分析（所有灾害）,4.需详细分析的灾害清单,3）识别电厂和场址特有灾害,初始电厂走访,2）检查电厂建筑系统等改变,1）分析通用清单,2）定性筛选和定量筛选,1）建立筛选标准（定性定量）,工作进展,2011年6月至今，完成了： 在前一阶段对国外导则、标准研究的基础上，进一步比较不同来源的通用灾害清单及筛选准则 福清、方家山、海南厂址外灾筛选内容的改进项影响分析及工作大纲 能源局项目中多重外部灾害叠
3、加研究中的部分相关内容 组织了内部培训，并计划邀请外部专家培训,工作进展,目前开展的内容： 收集各个目标电厂相关信息及经验数据 考虑目标厂址面对的所有潜在外部灾害类型，在通用清单基础上进行外部事件的初步识别，建立目标厂址专用初始外部灾害清单。 后续工作： 在筛选中对部分定量准则进行检验 确定需要进一步分析的外部灾害类型及其叠加,面临的问题,资料收集中，缺乏可提供准确资料文件名称及来源的信息交流平台 涉及范围广，工作接口多,抗震裕度评价及SPSA,技术路线,运行核电厂 采用EPRI SMA方法 确定成功路径 采用CDFM方法计算SSC的HCLPF值 电厂HCLPF值采用“最大-最小”法 在建核电
4、厂、ACP1000 采用PSA-based SMA方法 在SECY-93-087和DC/COL-ISG-020给出，对于三代反应堆，建议采用PSA-based SMA方法 SMA逻辑模型（事件树/故障树） 采用CDFM方法或FA方法计算SSC的HCLPF值 电厂HCLPF值采用“最大-最小”法,SMA技术工作组,组成技术工作组，各专业参与 PSA和严重事故 系统 布置 力学 结构 电气 仪控,项目进展情况,已完成内容 2012年4月，审查级地震RLE确定 2012年6月，地震始发事件分析 2012年6月，地震设备清单SEL的提出 2012年7月，地震设备清单SEL筛选 2012年7月，核电厂走
5、访 2012年10月，SMA建模,项目进展情况,正在开展内容 SSC的HCLPF值计算 CDFM方法或FA方法 继电器震颤分析 SMA建模 外部单位技术培训支持 RLE选取、HCLPF值计算、地震设备清单、继电器震颤分析等,遇到的主要问题,1、基岩定义 2、地震发生后的指导规程方面 3、RLE反应谱谱型确定 4、ACP1000标准化设计中RLE地震反应分析的问题 5、在建核电厂SEL筛选问题,（1）、基岩定义,美国RG1.208规定，采用概率法地震危险性分析获得的地震危险性曲线定义为基岩地面地震危险性曲线，该基岩需与基岩地震动衰减关系中的基岩定义相一致。通常，美国中东部基岩地震动衰减关系中的基
6、岩定义为剪切波速不小于9200feet/s（约2804m/s）的地层；对于剪切波速小于9200feet/s的地层，均需考虑其对地震波的放大作用经计算得到自由场地面的同一危险性的地震反应谱。在国内核电厂相关标准和规范中，基岩通常定义为剪切波速不小于700m/s的地层（GB50267、GB/T50572），基岩地震动衰减关系中的基岩也与此相对应。 对于SSI分析，是根据地震地质调查而得的反应谱作为地震输入的，作为地震输入的基岩面的定义与地震地质调查的方式息息相关。通过以上分析，在我们的SSI分析中，700m/sec是否仍可以作为地震输入的基岩定义也存在了疑问。 通过专家咨询，建议目前对于基岩定义的
7、考虑，牵涉到地震输入与SSI两个方面，采用700m/s作为基岩输入是保守的。对于SSI的基岩，可根据土结相互作用的相关规定进行。,（2）、地震发生后的指导规程方面,缺少核电厂地震时的事故规程，仅能参考现有规程分析 缺少地震后待保持信号的仪控设备检测和复位的指导规程,（3）、RLE反应谱谱型确定,目前，对于在建和ACP1000，RLE的PGA取1.67倍SSE的PGA 对于ACP1000 在确定RLE谱型时，选取了与SSE相同的RG1.60改进谱 根据SECY-93-087和DC/COL-ISG-020中给出，对于目前新设计的核电厂，建议RLE(PGA和谱型)取1.67倍的设计基准地震 对于在建
8、核电厂 在确定RLE谱型时，最初选取了与SSE相同的RG1.60谱 根据EPRI NP-6041，有四种方法确定RLE谱型 其中第四种方法是：建议根据NUREG/CR-0098的中值谱 通过国外专家咨询和对比分析，发现RG1.60谱过于保守，建议选用NUREG/CR-0098中值谱 通过咨询国内专家，建议选取与RG1.60谱,（4）、ACP1000标准化设计中RLE地震反应分析的问题,ACP1000堆型采用包络性的厂址参数，地基参数包括土壤到岩石。 SMA分析中的坐落在土壤地基上的结构的地震反应分析可采用重分析的方法，岩石地基上的结构的地震反应分析可采用比例化的方法。 重新分析的方法需要确定的
9、地基剖面，在此包络设计中较难实现。而采用原有的地基参数，在分析中，将被设计中采用的参数的计算结果包络。 最终，通过专家咨询，采用scale的方法计算ACP1000堆型RLE结构地震反应是较为现实可行选择。,（5）、核电厂SEL筛选问题,对于在建SEL的筛选工作 需要结合筛选标准和核电厂走访完成 根据目前福清施工情况，走访过程中部分信息无法获得，对于这部分内容，计划根据设计图和竣工图来开展 随之，后续的HCLPF值计算中遇到的问题也同样处理 对于ACP1000的筛选工作 目前资料不全，无法开展具体筛选工作 设备资料情况：设备图纸、设备锚固结构的图纸、设备抗震分析报告、设备抗震鉴定报告、电动阀和气
10、动阀的执行机构重量和管道中心到阀门执行机构最外端距离，及相应管道直径清单、膨胀螺栓的厂家、型号、规格、尺寸、承载能力等的技术资料等 将目前的SEL进行分类，明确哪些设备可获得设计等资料或可参考M310设计；对于无法获得设计资料的设备，可暂时参考M310设计，并进行相应的调整，统一估算。,地震PSA,参考EPRI 1002989和ASME/ANS Ra-Sa-2009 三个基本要素 地震危险性分析 地震易损度分析 电厂响应分析（系统分析） 结合SMA工作的经验,内部水淹和火灾PSA及其他,内部水淹PSA,2009年启动内部水淹PSA研发工作 主要参考EPRI的水淹分析导则 针对核辅助厂房开展了详
11、细的分析 核辅助厂房划分为236个区 分区时，从上之下，由高到低 对同一层高，水淹时水位累积高度相同的房间合并为一个分区 相邻层高，水淹可直接蔓延的两个分区合并为一个分区,内部水淹PSA,筛选后保留38个分区 开展水淹情景分析，计算了核辅助厂房内部水淹引发的堆芯损坏频率 开展在建核电厂的内部水淹PSA ACP1000/100项目,内部火灾PSA,NUREG/CR-6850 功率 NUREG/CR-7114 低功率/停堆 比较OECD/NEA和EPRI的火灾频率数据库 计算核电厂火灾隔间的火灾发生频率 火灾模拟 对比FDTS、CFAST和FDS， 开展隔间的火灾模拟，环境条件 分析某火灾隔间的火
12、灾风险,其他,工程公司也在推进其他外部事件的研发工作 外电网丧失频率（委托其他单位开展） 飞机撞击 外部洪水 二级PSA和乏池PSA,二级PSA,技术路线 二级PSA分析使用RS软件采用小事件树/大故障树分析方法建立一体化的一级二级PSA模型 二级PSA的开发主要参考IAEA 50-P-8、IAEA NO.SSG-4(2010)等导则开展二级PSA分析工作，并借鉴NUREG-1150、AP1000 PSA和EPR PSA报告和近几年国内外关于二级PSA的研究报告。结合特定核电站的设计特点，开展二级PSA分析。,二级PSA,工作进展 正在开展福清一期功率运行工况内部事件二级PSA分析工作，已完成
13、 一级和二级PSA接口分析，包括电厂损伤状态(PDS)特征量及属性确定、PDS分析、PDS分组。 完成安全壳失效模式初步分析,确定了不同的安全壳失效模式 对安全壳事件树进行初步分析，确定了安全壳事件树的题头、终态正在开展安全壳事件树建模分析工作,乏池PSA,乏燃料水池PSA 主要参考IAEA-50-P-4、ASME/ANS RA-Sa-2009等PSA导则、标准和台山核电厂乏燃料水池PSA报告等，采用国际上常用的小事件树大故障树的分析方法。 PSA要素与以堆芯为放射源的分析相似，但在以下方面存在差别： 安全功能； 事故序列最终状态的判据； 电厂运行状态； 事故规程等。 能源局科研课题 2012年12月完成乏燃料水池PSA报告。 正在开展ACP1000的乏燃料水池PSA工作。,小结,小结,取得了一定的进展，存在一定的问题 CNPE将继续推进灾害事件PSA的研发工作 继续加强与国内同行的交流，共同解决面临的技术问题 提升国内PSA发展水平,谢谢！,
