埋地管道音频检漏仪.doc

埋地管道音频检漏仪（全面版）资料
埋地管道音频检漏仪/地下管道防腐层探测检漏仪 特价
型号：NTWSL-6

产品简介:
本仪器是目前世界上广泛重视的高稳定性、高抗干扰的新颖仪器之一，它能在不挖开复土的情况下，方便而准确地查出地下管道的走向、深度和绝缘防腐层的漏蚀点的精确位置，使整个管道表面不再屡遭到处开搪破土之苦，是油田、化工、输油、输气、水电等部门为保证地下管道防腐层的施工质量检查和维修检查的一种探测仪器。
适用范围：各种直径的油、气、水等地下防腐金属管道。
检测方法：
通过向地下管道发送出1KHz的电磁波信号，探测仪利用探头与磁力线地平面垂直相切时，收到的信号最小（几乎为零）的原理来测定管道的走向和深度。
检漏原理：
通过向地下管道发送一个交流信号源，当地下管道防腐层被腐蚀后，该处金属部分与大地相短路，在漏点处形成电流回路，将产生的漏点信号向地面辐射，并在漏点正上方辐射信号最大，根据这一原理就可准确地找到漏蚀点。
检漏方法：
采用“人体电容法”，就是用人体做检漏仪的感应元件，当检漏员走到漏点附近时，检漏仪开始有反应，当走到漏点正上方时，喇叭中的声音最响，表头指示最大，从而准确找到漏蚀点。
产品特点：
1.仪器电源采用日本高可靠性原装开关电源，充电时实行智能快速充电，无需人工控制。
2.仪器电压、输出电流信号能够自动转换。
3.直流电源与交流供电能自动转换。
4.仪器全部采用高抗干扰线路，特别实用于城市管网的普查与维护。
5.发射机采用液晶显示，提高了输出精度与仪器的性能。
6.仪器特设保护自动调节功能，克服同类产品致命的弱点。
7.仪器的线路采用模块化结构、三防设计，从而大大提高仪器的野外使用寿命和可靠性。
技术参数：
检漏精度：≥0.25mm2
位置偏差：＜20cm
准确率：＞98%
发射机技术指标：
发射功率：≥25W，可调
发射频率：1K±0.1Hz，节拍频率1-2Hz
输出阻抗匹配：0-100Ω
发射距离：50m-5Km（5公里以外可逐级移动）
工作电流：≤3A，1-3A可调
工作电源：12V（系镉镍电池或汽车电源）
重　　量：2.8Kg(不计电池重量)
外形尺寸：99×220×220
探测仪技术指标：
灵 敏 度：0.1mV
走向位置偏差：＜10cm
探测深度：≤5m
工作电源：6V镉镍蓄电池组
重    量：0.9Kg
外形尺寸：165×135×69
检漏仪技术指标：
检漏精度：≥0.25mm2
检漏深度：≥0.5m
位置偏差：＜20cm
工作电源：6V镉镍蓄电池组
重    量：0.9Kg
外形尺寸：165×135×69

Ｙ１２１１４８３
分类号：——Ｃ：——ＵＤ密级：——编号：——
工学硕士学位论文
田湾核电站主冷却剂管道小破口
失水事故概率安全分析硕士研究生：郑丽馨
指导教师：张志俭教授学位级别：工学硕士
学科、专业：核能科学与工程所在单位：核科学与技术学院论文提交日期：２００７年３月１３日论文答辩日期：２００７年３月１６日学位授予单位：哈尔滨工程大学
哈尔滨工程大学硕士学位论文
摘要
对于核电站而言，安全是存在和发展的基础，所以要对核电站进行研究，了解其薄弱环节，并采取有效措施保证核安全，这具有非常重要的实际意义。而安全分析在核电站中更起着尤为重要的作用。
本文通过对国内外ＰＳＡ发展现状和电站ＰＳＡ主要内容的学习，了解了核电站ＰＳＡ的分级，并论述了ＰＳＡ分析方法。同时，以田湾核电站主冷却剂管道小破口失水事故进行ＰＳＡ研究。
首先，结合主回路冷却剂管道小破口失水事故的现象描述，研究了事故发生后对安全功能的需求及其实现方式，以此采用小事件树方法进行事件序列的模型化，并推导出导致堆芯损毁的数学模型。其次，采用故障树方法对安全功能的失效进行模型化，并在建树的过程中对系统做了一些相关的假设。最后，通过模型的定量化找出安全壳喷淋系统的功能失效是对堆芯损毁贡献最大的事件，降低此系统功能失效的发生概率是降低此初因事件导致堆芯损毁概率的有效方法和途径。
本课题工作的完成，对田湾核电站一级ＰＳＡ的研究工作起到了一定的作用，对于核电站的安全性研究具有重要意义。
关键词：核电站；概率安全分析（ＰｓＡ）：堆芯损毁；安全功能；冷却剂管道小破口失水事故
哈尔滨１＝程大学硕十学位论文
Ａｂｓｔｒａｃｔ
Ｆｏｒｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｐｌａｎｔｓ．ｓｅｃｕｒｉｔｙｉｓｔｈｅｆｏｕｎｄａｔｉｏｎｏｆｔｈｅｅｘｉｓｔｅｎｃｅａｎｄｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔ．Ｓｏ，ａｌｌｅｘｐｅｒｔｓｏｆｒｅｌａｔｅｄｆｉｅｌｄｓｃｏｎｄｕｃｔａｓｔｕｄｙｏｎｔｈｅｐｌａｎｔｓ，ｕｎｄｅｒｓｔａｎｄｔｈｅｉｒｗｅａｋｌｉｎｋｓａｎｄｔａｋｅｅｆｆｅｃｔｉｖｅｍｅａｓｕｒｅｓｔｏ髓ｌｓａｉ＇ｅｎｕｃｌｅａｒｓａｆｅｔｙ，ｗｈｉｃｈｉｓｉｍｐｏｒｔａｎｔｐｒａｃｔｉｃａｌｓｉｇｎｉｆｉｃａｎｃｅ．Ｆｕｒｔｈｅｒ，ｓａｆｅｔｙａｎａｌｙｓｉｓ
ｐｌａｎｔｓ．
ｈａｖｅｂｅｅｎｉｓｐｌａｙｉｎｇａｍｏｒｅｉｍｐｏｒｔａｎｔｒｏｌｅｆｏｒｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒ１１ｌｅＰＳＡｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎｉｎ１，１ａｎｔｓｕｎｄｅｒｓｔｏｏｄａｎｄｔｈｅａｎａｌｙｓｉｓ
ｏｆＰＳＡｉｎ
ｐｌａｎｔｓ．ｍｅｔｈｏｄｓｏｆＰＳＡｈａｖｅｂｅｅｎｄｉｓｃｕｓｓｅｄｂｙｓｔｕｄｙｉｎｇｄｏｍｅｓｔｉｃａｎｄｆｏｒｅｉｇｎｃｕｒｒｅｎｔｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔｎｕｃｌｅａｒ
ｏｎａｎｄｍａｉｎｃｏｎｔｅｎｔｓｏｆＰＳＡｉｎｐｏｗｅｒＭｅａｎｗｈｉｌｅ，ＰｒｏｂａｂｉｌｉｓｔｉｃＳａｆｅｔｙＡｎａｌｙｓｉｓｆｏｒＳｍａｌｌＬＯＣＡＰｒｉｍａｒｙＣｏｏｌａｎｔ
ＰｉｐｉｎｇｏｆＴｉａｎｗａｎＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＰｌａｎｔｈａｓｂｅｅｎｒｅｓｅａｒｃｈｅｄｉｎ
ｐｈｅｎｏｍｅｎｏｎｔｈｉｓｔｈｅｓｉｓ．Ｆｉｒｓｔｌｙ，ｃｏｍｂｉｎａｔｉｏｎ
ＬＯＣＡｏｎｗｉｔｈｔｈｅｄｅｓｃｒｉｐｔｉｏｎｏｆａｃｃｉｄｅｎｔｏｆｓｍａｌｌ０１１ｐｒｉｍａｒｙｃｏｏｌａｎｔｐｉｐｉｎｇ，ｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓｓａｆｅｔｙｆｕｎｃｔｉｏｎｓａｎｄｔｈｅｉｒ
ｅｖｅｎｔｒｅａｌｉｚａｔｉｏｎｗａｙｓｈａｄｂｅｅｎｓｔｕｄｉｅｄａｆｔｅｒｔｈｅａｃｃｉｄｅｎｔ
ｗｅｒｅ
ｃｏｒｅｏｃｃｕｒｒｅｄ，ｔｈｅａｓｅｑｕｅｎｃｅｓｍｏｄｅｌｅｄｂｙａｄｏｐｔｉｎｇｓｍａｌｌｅｖｅｎｔｔｒｅｅｍｅｔｈｏｄ，ａｎｄｍａｔｈｅｍａｔｉｃａｌｍｏｄｅｌｏｆｄａｍａｇｅｈａｓｂｅｅｎｄｅｄｕｃｅｄ．Ｓｅｃｏｎｄｌｙ，ｔｈｅ
ｔｒｅｅｆａｉｌｕｒｅｓｏｆｔｈｅｓｅｃｕｒｉｔｙｆｕｎｃｔｉｏｎｓｏｆｔｈｅｗｅｒｅｍｏｄｅｌｅｄｂｙａｄｏｐｔｉｎｇｔｈｅｆａｕｌｔｍｅｔｈｏｄ，ａｎｄｓｏｍｅａｓｓｕｍｐｔｉｏｎｓ
ｅｓｔａｂｌｉｓｈｍｅｎｔｓｙｓｔｅｍｓｈａｖｅｂｅｅｎｄｏｎｅｉｎｔｈｅｐｒｏｃｅｓｓｏｆｔｈｅｏｆＦＴＡ．Ｆｉｎａｌｌｙ，ｔｈｅ
ｆｕｎｃｔｉｏｎａｌｆａｉｌｕｒｅｏｆｔｈｅｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔｓｐｒａｙｓｙｓｔｅｍｈａｓｂｅｅｎｂｉｇｇｅｓｔｆｏｕｎｄｔｈａｔｉｔＷａｓｔｈｅｃｏｎｔｒｉｂｕｔｉｏｎｔｏｔｈｅｃｏｒｅｄａｍａｇｅｄｂｙｉｄｅｎｔｉ柳ｎｇｔｈｅｍｏｄｅｌｓａｎｄｒｅｄｕｃｉｎｇ
ａｎｄｍｅａｌ岱ｔｏｔｈｅｐｒｏｂａｂｉｌｉｔｙｏｆｆａｉｌｕｒｅｏｆｔｈｉｓｓｙｓｔｅｍｗａｓｔｈｅｅｆｆｅａｉｖｅｗａｙｓ
ｍｉｎｉｍｉｚｅｔｈｅｐｒｏｂａｂｉｌｉｔｙｏｆｄａｍａｇｅｔｏｔｈｅｃｏｒｅｏｆｔｈｉｓｉｎｉｔｉａｌｅｖｅｎｔ．Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＰｌａｎｔ；ＰｒｏｂａｂｉｌｉｓｔｉｅＳａｆｅｔｙ
Ｄａｍａｇｅ；ＳｅｃｕｒｉｔｙＡｎａｌｙｓｉｓ（ＰＳＡ）；ＣｏｒｅＦｕｎｃｔｉｏｎｓ；ＣｏｏｌａｎｔＰｉｐｅｌｉｎｅＳｍａｌｌＬＯＣＡ
哈尔滨工程大学
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、数据和文献等的引用已在文中指出，并与参考文献相对应。除文中已经注明引用的内容外，本论文不包含任何其他个人或集体已经公开发表的作品成果。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（签字）：
日期：２００７年３月１６日
哈尔滨Ｔ稃大学硕十学位论文
第１章绪论
１．１概述
自从第一座反应堆诞生以来，尽管拥有丰富的运行经验和良好的安全记录，但反应堆的安全问题一直是人们关注的重点．尤其是三哩岛核事故和切尔诺贝利核事故的发生，给环境、健康、经济和社会心理上带来了巨大影响，因此反应堆的安全问题已成为当前核能发展中最重要的研究课题。对于核电站而言，安全是存在和发展的基础，而安全分析更起着尤为重要的作用。所以不仅要对核电站进行精心设计、谨慎施工、严格管理，还要对可能发生的各种安全事故进行深入的研究分析，确保核电站的安全。
在核电站以往的安全分析中，难以确定出具体的安全风险目标，更不易对事故发展的潜在原因及事故发展的可能进程进行分析研究。基于此目的，提出了概率安全评价（ＰＳＡ，ＰｒｏｂａｂｉｌｉｓｔｉｃＳａｆｅｔｙＡｓｓｅｓｓｍｅｎｔ）分析方
Ｒｉｓｋ法。ＰＳＡ在国际上有时也可称作概率风险分析（ＰＲＡ，Ｐｒｏｂａｂｉｌｉｓｔｉｃ
Ａｓｓｅｓｓｍｅｎｔ），是以可靠性工程和概率风险理论为基础，对复杂的可能发生事故的系统、装置或某项活动进行分析，估计其潜在风险及事故后果的技术方法…。它认为核电站的事故不应人为划分为可信与不可信两类，而且两者之间也不存在截然的界限；核电站事故仅有发生概率的大小之分。ＰＳＡ技术收集所有有关资料，包括电站设计与建造、运行实践、维修、部件可靠性、人因分析、堆芯熔化事故物理过程和潜在的环境与公众健康后果，以真实而非保守的方式将它们综合成一个统一的风险评价方法９１。
核电站ＰＳＡ分析的目的是从定量的角度评价核电站的安全性，识别对核电站安全风险起主导作用的电站特性和事故序列，找出核电站设计、建造、运行和管理中的薄弱环节，提出确保核电站安全的建议。同时，成熟的ＰＳＡ模型还可以用于风险告知管理”１，给核电站的管理和安全运行提供决策依据。
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１．２概率安全分析的发展
１．２．１国外发展现状
ＰＳＡ分析方法的应用可追溯到上个世纪５０年代，最早应用于美国太空总署（ＮＡＳＡ）的阿波罗登月计划”。从５０年代中期，人们就开始设想运用概率论方法对核电站的安全性进行分析，早期的研究重点是分析英国的气冷堆核电站和美国的轻水堆核电站的安全性。在核电站的概率安全评价的发展史上，ＥＲ．Ｆａｒｍｅｒ和Ｎ．Ｃ．Ｒａｓｍｕｓｓｅｎ两位学者做出了重大贡献”１。ＰＳＡ技术发展的主要阶段如下：
６０一７０年代，是ＰＳＡ技术初步形成和应用的阶段。ＥＲ．Ｆａｒｍｅｒ等人在６０年代初将设备可靠性技术和后果风险分析引入反应堆安全分析，首先用概率论的概念推荐了一条各种事故所允许的发生概率的曲线，称为Ｆａｒｍｅｒ曲线”“”。之后，美国核管会（Ｍｗ）组织专家以西屋公司塞瑞１号压水堆和通用电气公司桃花谷２号沸水堆为分析对象，开展了较系统的ＰＳＡ研究，并在Ｎ．Ｃ．Ｒａｓｍｕｓｓｅｎ教授领导下，于１９７５年发表了。反应堆安全研究”（即ＷＡＳＨ．１４００）。该报告的目的是估计美国商用核电站潜在事故对社会造成的风险，它一次成功地运用了事件树和故障树的方法对核电站的风险作了定量的分析，并和已经存在的社会风险作了比较”１。虽然ＷＡＳＨ．１４００以两座６０年代设计的反应堆为参照，且由于数据的不确定性，还显得比较粗略，但其使用的模型化方法、主要假设和主要结论均是可取的。该报告发表后的十年历史证明，ＰＳＡ方法有助于改进核电站在设计、运行和管理过程中的安全性，它的作用在世界各国产生了广泛而深远的影响。７０年代末美国核电运行研究所（Ｄ岬０）明确提出了核电站设备运行可靠性报告制度，并建立了核电站可靠性数据库系统。
８０年代是ＰＳＡ技术全面发展的阶段。８０年代初期，美国电力研究所（ＥＰＲＪ）提出了人因可靠性分析计划，确定了ＰＳＡ中人因分析方法的基础。ＩＡＥＡ导则中将人因事件分为事故前人因事件、导致事故发生的人因初因事件和事故后人因事件３种，但ＰＳＡ模型中一般只考虑事故前人因事件和事故后人因事件”’。与此同时，英国中央电力局（ＣＥＧＢ）采用ＰＳＡ技术
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对Ｓｉｚｅｗｅｌｌ电站的设计进行评价，这是ＰＳＡ技术首次运用于核电站的设计研究中。８０年代中期，美国ＮＲＣ提出了电站逐个评价计划，标志着ＰＳＡ技术已经在核电站安全设计及安全评价中得到了全面应用。美国ＩＮＰＯ开发的电站系统行为监督系统和提出减少非计划停堆计划标志着ＰＳＡ已经应用到核电站减少非计划停堆及提高机组利用率的日常管理中。同时美国和欧洲在此期间联合展开了模式失效基准问题的研究，以此改善ＰＳＡ中数据的质量。８０年代后期，美国ＮＲＣ提出了应急运行规程及严重事故研究，表明ＰＳＡ技术已用于应急运行规程的修正和严重事故的管理。８０年代末期，法国电力公司（ＥＤＦ）倡导并完成了停堆ＰＳＡ，这是国际上首次对反应堆所有工况（包括换料及维修冷停堆）进行研究，其有关结果在核工业界引起强烈反响，使得停堆状态下的安全问题得到普遍关注．
９０年代至今是ＰＳＡ技术完善和标准化的阶段。９０年代初期，美国ＥＰＲＩ成立了国际可靠性及风险联盟（ＩｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌＲ＆ＲＷｏｒｋｓｔａｔｉｏｎＡｌｌｉａｎｃｅ），国际原子能机构发布了核电站概率安全评价（第一级）的实施程序，标志着ＰＳＡ技术在方法上朝着一致性和标准化的科学体系发展。ＮＲＣ和电力公司共同倡导的基于风险或者基于行为的ＰＳＡ应用，标志着ＰＳＡ技术及研究成果应用的系统和标准化。在此以后，国际原子能机构颁布了一系列文件和法规大大的推进了ＰＳＡ技术向标准化和实用性的发展。近年来和正在进行的活动包括起草‘现行的概率安全分析（ＬＰＳＡ）｝、《概率安全评价质量保证大纲的工作范围》、（ＰＳＡ管理机构审查》等技术文件。
到目前为止，世界各国已经对核电站完成了数百个ＰＳＡ分析，对核电站的设计和改进提出了很多有益的意见。对于在建核电站的电厂安全评价，安全管理部门要求运营单位同时进行确定论方法和ＰＳＡ方法的审评，并逐渐要求将ＰＳＡ作为发放许可证所必须要进行的工作””。
１．２．２国内发展现状
我国自“七五”期间开始，一些研究单位和院校就开展了对ＰＳＡ的研究和技术跟踪。但对ＰＳＡ所做的研究工作仅限于一级ＰＳＡ，对于二级ＰＳＡ，尚处于学习阶段。大亚湾核电站从１９９５年开始参考法国同类型压水堆核电站的ＰＳＡ，
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结合我国核电站的一些实际特点和大亚湾核电站的经验反馈，基于国际通用的数据开始对这项工作进行研究，并于１９９７年完成了对一级ＰＳＡ的分析。他们还与ＮＲＣ、ＥＤＦ和ＩＡＥＡ进行广泛的交流并和国内的高校院所进行合作，在研究工作上取得了很大的成果，如大亚湾核电站通过风险的分析增加了备用柴油发电机组，大大的提高了电站的安全水平，同时还在维修中引入了ＰＳＡ分析来支持决策。至今为止，ＰＳＡ分析报告已经实现了两次升级。
岭澳核电站ＰＳＡ项目组也完成了自身核电站内部初因事件的一级ＰＳＡ分析工作，并形成了完整的分析报告。分析结果得到了６８５个导致堆芯损坏的事故序列，其中３７个序列是以１．００Ｅ。７／堆年为截断值，是支配性事故序列。这些支配性序列包括７个小破口事故序列、４个中破口事故序列、４个蒸汽发生器传热管断裂事故序列、２个蒸汽管道破裂叠加蒸汽发生器传热管断裂事故序列、３个丧失厂外电事故序列、２个丧失热阱事故序列、２个未能紧急停堆的瞬态事故序列和２个二回路管道破口事故序列”“。
与此同时，秦山二期扩建工程的业主和设计院也将共同开展ＰＳＡ工作。该工作由核工业第二研究院牵头、中国核动力研究院配合、业主参与，充分利用国内大亚湾和岭澳核电站、秦山一期核电站已有的ＰＳＡ工作经验，结合秦山二期扩建工程的设计，利用国际通用的事件树、故障树评价方法和计算机软件，共同开展并完成。所进行的工作中以功率运行、内部始发事件的一级ＰＳＡ为主，外部灾难事件的发生概率和厂外早期响应的放射性物质向厂外大量释放的风险分析工作则在以后的工作中陆续展开”４．
我国对ＰＳＡ的研究工作不仅集中在核电站的应用方面，在ＰＳＡ方法学研究及ＰＳＡ技术研发方面也做一定的工作。
在以往的ＰＳＡ分析中，我国采用的都是国外的ＰＳＡ软件，没有开发自己的ＰＳＡ分析软件。而在 。十五”核能开发项目经费的支持下，中国原子能科学研究院开展了核电站事故响应时序逻辑分析方法、计算机辅助故障树自动建造方法、故障树一事件树快速求解方法等的研究；同时开发了完全具有自主知识产权的大型ＰＳＡ分析软件ＰＳＡＰＩ。该软件在Ｗｉｎｄｏｗｓ界面下运行，具有强大的故障树一事件树图形编辑功能，采用快速最少割集求解方法，大大提高了故障树的求解速度””。但目前推出的该
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软件还是一个测试版本，还需要进一步的完善和全方位的检验。
由于核电站的建设和运行事关重大，各国都有 公布专门的法律。建立专门的管理机构，进行一系列的审查许可。现在美国和大多数 的核电站，除了最终安全分析报告和一些常规的审查报告，都要求核电站提供概率安全分析报告和相应的一些分析结果，从而来确保核电站的安全运行或者发现其薄弱环节来加以控制。自从大亚湾核电站开始了ＰＳＡ的研究，我国的核管理监督机构也充分认识到ＰＳＡ研究的重要性，于２００２年要求在役和在建的核电站都进行ＰＳＡ的研究，并向核管理监督当局提供报告。 核安全局（ＮＮＳＡ）更于２００４年４月１８日新版的“核电厂设计安全规定”（ＨＡＦｌ０２）中明确要求对核电站做ＰＳＡ，将其作为确定论方法的补充，这无疑会大大的促进我国在这个领域的研究和保证核电站安全稳定的运行。
当前，我国已有１０台核电机组建成运行，另有多台机组正处于建造中，如田湾２号机组、岭澳核电站二期和辽宁红沿河核电站一期工程等，可以说，核电正处于一个稳步增长的阶段。然而，我们必须关注核电的安全性和经济性。开展ＰＳＡ的研究和应用，对改善和提高核电厂运行的安全性和经济性具有重要的现实意义。目前，我国在１级ＰＳＡ方面已进行了一些卓有成效的工作，各个核电公司也都意识到了开展ＰＳＡ研究和应用的必要性，相信在这些因素的推进下，我国ＰＳＡ工作必将迈入一个新的纪元。１．３概率安全分析的应用
目前，美国在ＰＳＡ的应用领域处于领先地位，美国ＮＲＣ新的核电站监督检查大纲的一个重要建立基础就是ＰＳＡ的应用。同时，ＰＳＡ也被广泛应用于ＮＲＣ法规的制定、修改以及与核电站许可证条件相关的变更申请的审批中。美国近几年来有多座核电站提升了功率，这正是ＰＳＡ应用所取得的一个重要成果。
总的来说，ＰＳＡ的应用通常可划分为三大类，它们是设计和程序的适应性确定、运行活动的优化和管理应用。对于一些应用而言，这种划分是不严格的。例如，技术规格书的优化既是运行活动，又是管理应用。就ＰＳＡ模型、数据结果表示等而言，每一种应用都有其专门的目的和要求。
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１．３．１ＰＳＡ在设计和程序适用性确定上应用
设计和程序适用性确定是一种比较成熟的ＰＳＡ应用。早期执行ＰＳＡ的主要目的是计算堆芯损坏概率和确定决定整体风险的事故序列。ＰＳＡ在这方面的具体应用有评估设计特点、与安全目标作比较、设计变更／修改和程序的评价／改进。
１．３．２ＰＳＡ在运行活动优化上应用
随着电站日益认识到ＰＳＡ在优化运行活动方面的应用不仅能方便运行和增加安全，而且能降低费用，这种应用日趋广泛。这种应用需要对整个ＰＳＡ进行快速的重复计算，因而需要使用个人计算机和ＰＳＡ软件。大部分这类应用是基于所确定的设备的重要性，但是对每一具体应用而言，它都有一些明显的特征。最普通的这类应用主要有维修优化、配置控制和技术规格书的改进。
核电站的维修程序最早是在核电站运行寿命期间发展起来的，由电站的设计者和建造者推荐，并且在电站的运行经验和状态监测结果中进一步得到发展””。美国ＮＲＣ维修标准就是根据ＰＳＡ的应用来制定的，这个标准的执行是基于风险考虑的。标准中所需求的主要活动是监控结构、系统、部件（ＳＳＣ）的状况或性能””。ＮＲＣ虽然要求在维修过程中进行风险管理，但是法规并没有给出详细的实施步骤，这主要是因为各个电站的实际情况不同，实施的步骤、运用的工具、职责部门都会有一定的变化。我国清华大学核能与新能源技术研究院的何旭洪等人试图寻找一个可行的维修过程风险管理实施步骤，他们将维修过程风险管理的实施分成年度维修计划制定中的风险管理、短期维修计划制定中的风险管理、维修计划实施前的风险管理和纠正性维修过程中的风险管理４个阶段””。虽然这个实施步骤有一定的统一性，但是电站要结合自己的实际情况进行进一步的调整和改进。后来核能研究所又发展了一种根据其风险重要性以ＰＳＡ为工具来划分ＳＳＣ等级的方法，以此来决定采用维修的范围。
自１９９０年，法国将在航空维修工程中广泛应用的以可靠性为中心的维修（ＲＣＭ）方法进一步发展，根据设备的安全性、可用度、维修费用去确定不同的维修优化策略，并在１９９４年决定用在法国的压水堆的部分重要系
哈尔滨工程大学硕十学何论文
统中。其问，大约有５０个系统采用了ＲＣＭ的方法进行维修优化，与安全相关的系统也根据ＰＳＡ提供的风险贡献进行了分级。ＲＣＭ方法对系统、子系统、部件功能，每种功能的失效模式，与功能和失效相关的重要性系统的逻辑进行考虑（１７１。ＲＣＭ的主要特点就是按照系统和设备在核安全中的重要度来确定维修策略。系统和设备的重要度就是按照ＰＳＡ的分析结果来确定的””。从此，ＰＳＡ在核电站的维修优化中起着越来越重要的作用，特别是在以可靠性为中心的维修方法中，ＰＳＡ用来确定和分级重要的系统、部件和失效模式。在维修中，ＰＳＡ还用来认可是否需要更频繁的维修以达到风险目标、估计维修需求对在运行和停堆状态的整个电站风险和系统可用性的变化的影响、证明现有的维修需求的正确性等等。目前世界上很多的核电站都开始采用了ＲＣＭ的维修优化方法，以提高核电站的系统可靠度和可用性。我国的大亚湾核电站也于１９９９年开始了应用这种维修优化方法的探讨””。
１．３．３ＰＳＡ管理方面应用
对于核管理机构而言，ＰＳＡ是一个有用的工具，许多 的核电公司被要求执行ＰＳＡ。虽然ＰＳＡ被要求用作现有安全分析和管理的补充，但许多管理决策都是使用ＰＳＡ理论做出的。ＰＳＡ在管理领域的应用可包括基于风险的管理、事件分析和基于ＰＳＡ的检查和基于风险的指标。
ＬｉｖｉｎｇＰＳＡ是近年来新发展的一种方法。它是一个可应变的系统，能够在核电站运行中出现异常情况时，及时预示事故的发展趋势，以便采取相应的纠正措施，及时排除可能导致堆芯损伤的事故。此外，它的重要作用还体现在对事故前系统和设备的安全评定，而且还能及时更新核电站的逻辑模型和概率数据，反映系统的物理结构变化和运行规程的修改，在核电厂运行中起着决策的作用。根据ＬｉｖｉｎｇＰＳＡ的结果，对核电站的安全评价、核电站的运行和事故管理三方面作合理的决策。这个系统要求方便、快速，所以有人称它为一个实时的风险指示器系统８”“。
１．４论文的主要内容核电站风险研究指出，堆芯熔化是导致放射性物质向环境大量释放的
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主要因素。而冷却剂丧失事故引起堆芯损毁的概率占所有初始事件引起堆芯损毁的５０％左右，其中小破口失水事故的发生概率占冷却剂丧失事故的很大比例，所以小破口失水事故的分析研究对核电站安全性的提高和安全系统的改进有着十分重要的意义。
小破口失水事故的后果包括反应堆冷却剂丧失后的压力降低、堆芯冷却能力的削弱、带有放射性的冷却剂释放到安全壳中会使电站的放射性超过排放标准。每一种后果最终达到的程度都与压水堆的设计、设备的可靠性、破口的面积与位置，以及反应堆所处的运行状态有关。目前小破口失水事故主要分为位于冷却剂管道上的破口和各种与稳压器相连的管道，特别是稳压器的卸压阀和安全阀卡开这两类。
田湾核电站是采用俄罗斯ＷＥＲ．１０００反应堆的ＮＰＰ．９１标准型核电站。本文的主要工作是对田湾核电站主冷却剂管道小破口失水事故进行一级ＰＳＡ分析，从而得出此初因事件导致堆芯损毁的概率和堆芯损毁的主要因素，最后找出减小此初因事件导致堆芯损毁的方法和途径．考虑到本文的工作量，仅对反应堆运行功率大于２％额定功率时的小破口进行分析，论文的主要组成部分包括：
１．绪论
２．ＰＳＡ方法的理论及内容
３．主冷却剂管道小破口失水事故事件树的建立
４．主冷却剂管道小破口失水事故故障树的建立
５．故障树和事件树定量计算及分析６．结论
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第２章ＰＳＡ方法的理论及内容
２．１概述
ＰＳＡ技术包含了概率论、可靠性工程、热工水利、人因工程和当代先进的计算机技术。ＰＳＡ在国际上核电站的安全设计和运行方面正在起着越来越大的作用。通常把ＰＳＡ分成三个级别：
一级ＰＳＡ．＂核设施故障的评价，以确定堆芯损坏的概率。对核电站运行系统和安全系统进行可靠性分析，确定造成堆芯损坏的事故系列，并做出定量化分析，求出各事故序列的发生频率，给出反应堆每运行年发生堆芯损毁的概率。该级分析可以帮助分析设计中的弱点和指出防止堆芯损坏的途径。
二级ＰＳＡ：一级ＰＳＡ结果加上安全壳响应的评价。分析堆芯熔化物理过程和安全壳响应特性，包括分析安全壳在堆芯损坏事故下受的载荷、安全壳失效模式、熔融物质与混凝土的作用以及放射性物质在安全壳内释放和迁移。结合第一级ＰＳＡ结果确定放射性从安全壳释放的频率。
该级分析可以对各种堆芯损坏事故序列造成放射性释放的严重性做出分析，找出设计上的弱点，并对缓解堆芯损坏后果的途径和事故管理提出具体意见。
三级ＰＳＡ：二级ＰＳＡ结果加上厂外后果的评价。分析放射性物质在环境中的迁移，求出核电站不同距离处放射性物质浓度随时问的变化。结合第二级分析的结果按公众风险的概念确定放射性事故造成的厂外后果””。ＰＳＡ中的事故厂外辐射后果评价，国际上一般称“事故后果的概率评价”。
应该说对核电站进行ＰＳＡ分析的过程实际上就是对核电站的一次全面审查、全面认识的过程．是从不同的角度对核电站复杂工艺系统的安全性做出全面综合的分析。在分析过程中，还能对系统相关性、人员相互作用、结果不确定性、不同事故序列的“相对重要性”等各方面做出全面完整的分析。
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２．２ＰＳＡ的基本方法
ＰＳＡ包括事件树分析（ＥＴＡ）、故障树分析（ＦＴＡ）、事故序列定量计算（ＵＮＣＥＲＴ）、结果分析等几个主要模块。
２．２．１事件树分析（ＥＴＡ）
事件树分析是采用逻辑演绎的方法，在给定的初因事件下，根据系统的特点，分析可能导致的各种事件序列的后果，并进行定性和定量评价。任何事故都是一个多环节事件发生变化过程的结果。因此，事件树分析亦称事故过程分析。瞬间造成的事故后果，往往是多环节事件失败而酿成的。因此，该分析方法有利于掌握事故规律，控制事故发生，事件序列一目了然，定性地反映了系统的特性。在ＰＳＡ事件序列模型化方法中，主要使用的也是这种方法。
事件树分析方法首先需要确定初因事件。它是造成核电站扰动并且有可能导致堆芯损坏的事件，它究竟能否造成堆芯损坏依赖于核电站各个缓解事故的系统是否能成功地运行。初因事件一般可分为内部ＩＥ和危险（内部的和外部的）两大类。内部ＩＥ包括核电厂硬件失效和由人误或计算机软件缺陷造成核电厂硬件的错误运行．外部危险（也可叫做外部事件）是指给若干个系统造成共同的极端环境条件的事件Ⅲｌ。
对轻水堆，初因事件可分为冷却剂丧失事故（ＬＯＣＡ）和瞬态两大类。冷却剂丧失事故初因事件是指直接造成一回路压力边界丧失完整性的所有事件９１。按进程的快慢和所要求的安全功能不同，一般可分为大破口、中破口、小破口和小小破口等四类构作事件树。而瞬态初因事件是指能够使反应堆降功率或者停堆并随后排出衰变热的事件。”。
选定初因事件作为树的主干，然后根据系统对该初因事件的缓解需要。按顺序列出一系列的事件响应，作为树的分支。这一系列的响应事件我们称之为题头事件，它可以是初因事件发生后所需要执行的安全功能，或转变为执行此安全功能的系统，操纵员的动作，或基本事件的发生ｏ”。根据题头事件的正常与失效将每一个树分支分成两部分，最终各分支的端点就是初因事件和其不同的后续事件组合的后果，即堆芯的状态。题头事件可
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以按照时间顺序排列，也可以按照原因顺序排列，但按原因顺序排列很复杂，要求对系统的响应机理理解的更透彻，广泛采用的均是按时间顺序排列的题头。
建立好事件树后，要对其进行简化，因为很多情况下，一些题头事件的状态直接可以决定最终的后果，而不需要再进一步分析其后续事件的状态。简化后的事件树的定量化过程会大大减少。
２．２．２故障树分析（ＦＴＡ）
故障树分析（Ｆ１＇Ａ）是以故障树模型对系统进行可靠分析的一种方法，它是系统安全性分析、风险评价及可靠性研究中常用的一种方法。ＦＴＡ可以让人们知道哪些事件的组合可以导致危及系统或设备安全的故障，并计算它们的发生概率，然后通过研究系统或设备可能发生的故障状态的各种直接和间接的原因，在它们之间建立一定的逻辑联系，从中分析导致故障的最不利因素，最后通过设计改进和有效的故障监测、维修等措施，设法减小它们的发生概率”“。
２．２．２．１故障树建立的基本原则
故障树分析法经历了二十多年的发展，人们已总结出了一些科学的原则，遵守它可以有效的避免建树中产生错误或遗漏。
基本原则１：准确地描述故障事件。从顶事件开始，对每一个结果事件、底事件等都要准确地说明它是一种什么样的故障，何时、何条件下发生，以免使故障的界限和概念不清，造成混乱、遗漏或重复。
基本原则２：判明结果事件是属于部件故障状态还是系统故障状态。如果故障事件归为部件故障状态，那么就在这个事件下面加一个或门，并寻找初级故障、次级故障和指令故障；如果故障事件归为系统故障状态，则需要寻找最充分必要的直接原因。系统故障状态可能需要一个或门、一个禁门或什么门也不需要。
基本原则３：对于某个门，在进一步分析这个门的输入事件前，要寻找到这个门的所有输入事件并完整、精确的定义所有的输入事件。这一规则表明，故障树应该逐级建造，逐级找出必要而充分的直接原因。对于一级作任何考虑之前，必须完成上一级。这样能使建树有条理地一级一级地
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进行下去，避免遗漏。
基本原则４：门的所有输入应当是正确定义了的故障事件，任何门不能与其它门直接相连，以免造成建树混乱，给其它阅读者造成不必要的麻烦８”。
２．２．２．２故障树建立的基本步骤
对复杂系统进行故障树分析，首先需要明确系统的各种功能是如何完成的。我们可以通过系统的流程图或功能逻辑图来完成，流程图以信号或物质作为系统部件问的传递介质；而逻辑图则可以描述部件间的关系。另外一种最常用的方法就是失效模式、影响分析（ＦＭＥＡ），它可以避免建树时遗漏掉重要的底事件。确定出系统要分析的项事件后，就可以根据导致顶事件发生的逻辑关系逐层寻找中间事件，直到没有必要再进一步寻找下去或者底事件已是部件的失效模式。
故障树建立的基本步骤如下：
１．对所选定的系统（或设备）做必要的分析，深入了解所分析的系统。充分熟悉系统是保证正确建树的前提，为此需要广泛收集有关系统的设计、运行、流程图与设备技术、规范等技术文件和资料，并进行仔细的分析研究，在熟悉系统的功能、结构、工作原理与使用条件的基础上，明确系统正常与故障的定义或它们之间的界限。
２．对系统的故障进行定义，选定系统可能发生的最不希望发生的故障状态为顶事件。顶事件不同，则其故障树也不相同。
选好顶事件有利于使整个系统故障分析相互联系起来。顶事件是系统不希望发生的失效事件，但是一个系统往往有多个不希望发生的失效事件，这就应根据分析的目的做出选择。
３．确定边界条件，并发展故障树。
在顶事件确定之后要定义故障树的边界条件（分解极限与外边界），这就是要对系统的某些组成部分（部件、子系统）的状态、环境条件等做出合理的假设，如假设系统不可修复等。
顶事件和边界条件确定之后，就可以从顶事件出发展开故障树，要有层次地逐级进行分析，依照原则２，判断每一级是部件故障状态还是系统故障状态。如果这个故障事件是部件状态，那么就在这个事件后面加一个
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或门，并寻找初级失效、次级失效和指令失效模式；如果这个故障事件是系统状态，则寻找最充分必要的直接原因。然后逐级向下发展，直到找出引起系统失效的全部原因。对各级事件的定义要简明、确切，当所有中间事件被分解为底事件时，则故障树就算初步建成了。
４．对所建立的树进行认真的检查，邀请相关技术人员共同进行，以便发现不妥和遗漏之处。然后对所建故障树进行整理和简化，使其一目了然［２５１
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２．２．２．３故障树的定性与定量分析
故障树定性分析的目的在于寻找导致顶事件发生的原因事件及原因事件的组合，即识别导致顶事件发生的所有故障模式集合；帮助分析人员发现潜在的故障，发现设计的薄弱环节。以便改进设计；还可用于指导故障诊断，改进使用和维修方案”“。在数据不全、不准、人为因素难以定量化的情况下，故障树定性分析优于定量计算，因此故障树的定性分析有着很重要的意义。
故障树定性分析的方法主要是寻找顶事件的最小割集和最小路集，写出故障树的结构函数；然后分析各事件的结构重要度，以判断各事件所代表的部件在系统可靠性中的重要性。求解故障树最小割集的方法很多，但主要有上行法和下行法。上行法从底事件开始，由下向上逐步将项事件展为底事件的积之和形式，经吸收得到全部最小割集；下行法从顶事件开始，从上而下将顶事件展开，利用“与门”直接增加割集的容量，“或门”直接增加割集数目的性质，先求出包含最小割集的部分割集，然后运用集合运算规则，求出最小割集。３“”１。
故障树的定量分析在于利用故障树的逻辑门，根据各个底事件发生的概率，计算系统的顶事件发生概率。若底事件概率值为未知数，可假设某个合理值或采用模糊值，以便对系统进行可靠度方案的比较。
２．２．３事故序列分析
事故序列分析的目的在于找出待定量化的事故序列和求出各个事故序列的发生频率。在事故序列分析中应该给出重要事故序列及其重要的最小割集、所有事故序列的归类、堆芯严重损坏频率等结果。
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另外，在事故序列分析中，对相关性的处理是一个复杂的关键性问题，必须加以处理。
２．３本章小结
本章主要阐述了ＰＳＡ的理论和内容。详细描述了事件树和故障树的建立；另外还介绍了故障树建树的原则和定性分析的基础理论和方法，为接下来的故障树的建立和分析提供了必要的理论支持。此外，本章还简要介绍了事故序列分析的主要内容和注意问题。１４
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第３章主冷却剂管道小破口失水事故事件树的建立３．１事故的定义
主冷却剂管道小破口失水事故的定义为主冷却剂管道或者与主冷却剂管道连接的系统管道上的小尺寸破裂，冷却剂由此流出。它的泄漏量无法用正常的上冲下泄系统补充，但是可以通过高压安注系统进行补充，其堆芯剩余衰变则需要通过二回路导出。在田湾核电站中，小破口的范围为１０ｍｍ＜Ｄｎｏｍ一＜１００ｍｍ。破口尺寸下限为上冲系统不能补偿时的破口流量相对应的尺寸；破口尺寸上限对应的是中破口的下限，此时认为堆芯衰变热可以大量由破口带出“１．
３．２事故的发展概述
田湾核电站反应堆冷却剂回路由４条完全相同的冷却剂循环环路及相关的连接管道和阀门组成。在反应堆正常运行时，反应堆出口处冷却剂压力为１５．７ＭＰａ，反应堆出口处冷却剂温度为３２０℃。”。
在发生主冷却剂管道小破口失水事故时，反应堆堆芯压力小于１５．７ＭＰａ，任一热腿温度大于３２８１２。此外，主回路泄漏将导致