非能动先进压水堆核电厂SGTR事故概率安全评价

• 作者: 宋维 左嘉旭 栾秀春 潘亚兰 王喆
• 来源期刊: 核技术
• 学科: 工学
• 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
• 年，卷（期）: 2016,（8）
• 所属期刊栏目: 核能科学与工程
• 页码范围: 73-78
• 页数: 6页
• 分类号: TL364+.5
• 字数: 4147字
• 语种: 中文
• DOI: 10.11889/j.0253-3219.2016.hjs.39.080605

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。

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	栾秀春	哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室	32	273	8.0	16.0
2	左嘉旭		28	127	6.0	10.0
3	宋维		17	48	4.0	6.0
4	王喆		11	23	3.0	4.0
5	潘亚兰		1	3	1.0	1.0