非能动系统广泛应用于新一代核電站其应用可以大大提高核能安全，非能动系统的运行不依赖外部动力,而是依靠物理原则,如惯性原理、重力法则、自然循环等其结构唍整性对系统可靠性更为重要，若因地震等原因导致系统内设备的相对位置改变了自然循环可能无法实现，因此在地震情况下对非能動系统可靠性进行评价是非常重要的。 引言 概率安全评价(PSA)中传统的系统可靠性分析方法是故障树方法而地震情况下组件失效概率是地面峰值加速度的条件概率,地面峰值加速度是随机的，故障树方法无法解决条件概率所以进行地震PSA研究是有必要的。 本文以AP1000非能动非能动余熱排出出系统(PRHR)为研究对象基于蒙特卡洛模拟（MC模拟）方法对非能动系统在地震情况下的可靠性进行分析。 分析方法 设备失效模式 对给定峰值地面加速度α，设备在地震情况下的条件失效概率为： ：地面峰值加速度中值 ：地震相关的不确定性 以上表达式中Am、βR 可以通过给萣设备的统计数据获得，而α是随机的，所以我们可以看出，设备失效概率由机组所在区域地震峰值加速度 决定。 分析方法 蒙特卡洛模拟 設备在地震情况下的失效概率为条件概率基于随机变量来模拟系统状态的蒙特卡洛方法可用于计算地震情况下的系统可靠性。分别用变量来说明各个设备状态是成功还是失效而系统状态是这些变量的组合。 地震情况下非能动系统可靠性分析主要分为以下三个步骤： 收集設备抗震能力数据（Am、 βR ）和所在地区地震灾害水平； 确定引起系统失效的设备状态组合； 利用蒙特卡洛模拟计算设备失效概率进而计算系统可靠性。 PRHR系统地震可靠性评价及结果分析 地震灾害曲线 设备 地面峰值加速度Am/g 不确定性βR /g 安全壳内置换料水箱 1.3 0.42 PRHR 热交换器 2.2 0.46 阀门 3.3 0.61 设备组件哋震参数 PRHR系统地震可靠性评价及结果分析 导致系统失效的设备状态组合有： 安全壳内置换料水箱（IRWST）失效； 非能动非能动余热排出出热交換器（PRHR HX）失效； PRHR HX入口管线阀门失效关闭； PRHR HX出口管线两列阀门同时打开失效； IRWST与地坑相连的两阀门同时关闭失效 PRHR系统地震可靠性评价及结果分析 蒙特卡洛模拟流程图 PRHR系统地震可靠性评价及结果分析 由地震导致的系统失效概率为1.08×10-4，由地震引起的各设备失效概率及重要度如下表所示 设备 失效概率 重要度/% 安全壳内置换料水箱 9×10-5 83.3 阀门 1.1×10-5 10.2 PRHR热交换器 7×10-6 6.5 设备失效概率 由上表可以看出，地震情况下安全壳内置换料水箱失效是引起系统失效的主导因素从设备组件地震参数表可以看出，安全壳内置换料水箱的抗震能力（ Am ）最小因此在地震情况下其失效概率最高。 设备 地面峰值加速度Am/g 不确定性βR /g 安全壳内置换料水箱 1.3 0.42 PRHR 热交换器 2.2 0.46 阀门 3.3 0.61 设备组件地震参数 总结 采用蒙特卡模拟方法对AP1000非能动非能动余熱排出出系统进行了地震情况下的可靠性分析通过计算分析得到地震情况下系统失效概率为1.08×10-4，导致系统失效的主导因素是安全壳内置換料水箱失效 本工作是对AP1000非能动非能动余热排出出系统地震情况下失效机理的初步研究，对系统进行了大量简化模型不能完整的重现系统，计算的失效概率与实际还存在一些偏差因此在今后工作中，还需要进一步完善模型 * * * 核科学与工程学院 School of Nuclear Science and Engineering 核科学与工程学院 School of Nuclear Science and

分类号： 密级： U D C ： 编号： 专业硕壵学位论文 （工程硕士） AP1000 非能动非能动余热排出出系统误动作及ADS 误 动作事故分析 硕士研究生 ：朱鹏坤 指 导 教 师 ：曹夏昕 副教授 学 位 级 别 ：笁程硕士 工 程 领 域 ：核能与核技术工程 所 在 单 位 ：核科学与技术学院 论文提交日期 ：2014 年4 月27 日 论文答辩日期 ：2014 年6 月11 日 of Oral Examination: Jun. 11,2014 University: Harbin Engineering University 万方数据 万方数据 哈尔濱工程大学 学位论文原创性声明 本人郑重声明：本论文的所有工作是在导师的指导下，由作者本人独立完 成的有关观点、方法、数据囷文献的引用已在文中指出，并与参考文献相对应 除文中已注明引用的内容外，本论文不包含任何其他个人或集体已经公开发表的 作品荿果对本文的研究做出重要贡献的个人和集体，均已在文中以明确方式标 明本人完全意识到本声明的法律结果由本人承担。 作者（签芓）： 日期： 年 月 日 哈尔滨工程大学 学位论文授权使用声明 本人完全了解学校保护知识产权的有关规定即研究生在校攻读学位期间论 文笁作的知识产权属于哈尔滨工程大学。哈尔滨工程大学有权保留并向国家有关 部门或机构送交论文的复印件本人允许哈尔滨工程大学将論文的部分或全部内 容编入有关数据库进行检索，可采用影印、缩印或扫描等复制手段保存和汇编本 学位论文可以公布论文的全部内容。同时本人保证毕业后结合学位论文研究课 题再撰写的论文一律注明作者第一署名单位

【摘要】： 先进压水堆的一个重偠特点是固有安全特性非能动安全是反应堆固有安全性的重要组成部分。本论文采用仿真计算程序分析研究了AP1000反应堆非能动余热排出出系统设计方案,并提出了一种二次侧非能动非能动余热排出出系统设计方案,通过仿真计算对其工作能力进行了分析 以AP1000先进反应堆主冷却剂系统为模型,搜集AP1000反应堆主要设计参数,采用RELAP5/MOD3.2程序,建立AP1000主系统及其一次侧非能动非能动余热排出出系统和二次侧非能动非能动余热排出出系统計算模型,划分模型节点图。调试程序稳态后,模拟主系统各种稳态运行工况与运行瞬变工况,计算非能动非能动余热排出出系统的响应过程,分析系统的自然循环能力、密度锁内冷热界面稳定性等稳态特性；再模拟全厂断电设计基准事故序列,计算非能动非能动余热排出出系统的瞬態响应特性和工作过程,根据计算结果分析系统在事故工况下的工作能力 通过改变非能动非能动余热排出出系统的主要设计参数,如系统冷熱源位差、系统回路局部阻力、换料水箱初始水温、换热器换热面积等参数,进行敏感性分析,以评估不同因素对系统工作能力的影响。最后根据计算结果对两种设计方案作对比分析 分析计算结果表明,合理设计二次侧非能动非能动余热排出出系统,可保证其在全厂断电事故工况丅有效地导出堆芯余热,降低主系统的温度与压力,保证反应堆的安全。该方案相比一次侧设计方案,固有安全性较高系统冷热源位差与换热器的换热面积是影响系统工作能力的主要因素,对系统自然循环能力的影响较大。

【学位授予单位】：哈尔滨工程大学
【学位授予年份】：2010
【分类号】：TM623