高级检索

留言板

尊敬的读者、作者、审稿人, 关于本刊的投稿、审稿、编辑和出版的任何问题, 您可以本页添加留言。我们将尽快给您答复。谢谢您的支持!

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

基于动态事件树的核电厂全厂断电事故分析

陈浩尹 王贺 赵强 李磊 王珑璁

陈浩尹, 王贺, 赵强, 李磊, 王珑璁. 基于动态事件树的核电厂全厂断电事故分析[J]. 核动力工程, 2024, 45(5): 192-198. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0192
引用本文: 陈浩尹, 王贺, 赵强, 李磊, 王珑璁. 基于动态事件树的核电厂全厂断电事故分析[J]. 核动力工程, 2024, 45(5): 192-198. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0192
Chen Haoyin, Wang He, Zhao Qiang, Li Lei, Wang Longcong. Analysis of Station Blackout Accident in Nuclear Power Plant Based on Dynamic Event tree[J]. Nuclear Power Engineering, 2024, 45(5): 192-198. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0192
Citation: Chen Haoyin, Wang He, Zhao Qiang, Li Lei, Wang Longcong. Analysis of Station Blackout Accident in Nuclear Power Plant Based on Dynamic Event tree[J]. Nuclear Power Engineering, 2024, 45(5): 192-198. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0192

基于动态事件树的核电厂全厂断电事故分析

doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0192
详细信息
    作者简介:

    陈浩尹(1997—),男,博士研究生,现主要从事RISMC理论应用方面的研究,E-mail: 2696675072@qq.com

    通讯作者:

    王 贺,E-mail: wanghe@hrbeu.edu.cn

  • 中图分类号: TL364+.4

Analysis of Station Blackout Accident in Nuclear Power Plant Based on Dynamic Event tree

  • 摘要: 为解决传统事件树分析中缺少动态时间参数影响和较多依赖专家判断的不足,本研究使用动态事件树(DET)方法建立中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂全厂断电(SBO)事故响应模型。针对汽动辅助给水系统、交流电源恢复等分支节点建立时间相关分支,全面仿真事故分支结果,并计算分支概率与SBO事故下堆芯损伤的失效概率。计算结果表明,不同的汽动辅助给水系统运行时间与交流电源恢复时间对事故后果有明显影响,汽动辅助给水系统运行时间的增长可以延长电源恢复的时间窗口,但电源恢复时间存在上限,超过上限值则堆芯损伤不可避免。相比于传统事件树中计算得到的失效概率,动态事件树方法降低了失效概率值,挖掘出了潜在的安全裕度。

     

  • 图  1  核电厂状态演化的DET结构的示意图

    Figure  1.  DET Structure for the State Evolution of a Nuclear Power Plant

    图  2  SBO- DET-N模型

    Figure  2.  SBO-DET-N Model

    图  3  PCT变化

    Figure  3.  Change of PCT

    图  4  SBO-DET-R模型

    Figure  4.  SBO-DET-R Model

    图  5  汽动辅助给水系统运行0.5 h下PCT变化

    Figure  5.  Change of PCT under 0.5 h Operation of Turbine-driven Auxiliary Feed Water System

    图  6  汽动辅助给水系统运行1 h下PCT变化

    Figure  6.  Change of PCT under 1h Operation of Turbine-driven Auxiliary Feed Water System

    图  7  运行型分支组合下PCT变化

    Figure  7.  PCT Variation for Running Branch Combinations

    图  8  SBO-DET-N模型序列概率

    Figure  8.  SBO-DET-N Sequence Probabilities

    表  1  SBO-DET-R模型分支名称及对应分支时间

    Table  1.   Branch Name and Corresponding Branch Time for SBO-DET-R Model

    汽动辅助给水
    系统运行时间/h
    分支名称 交流电源
    恢复时间/h
    分支名称
    0.5 TAFW_0 1.5 AC_0
    1.0 TAFW_1 2.0 AC_1
    1.5 TAFW_2 3.0 AC_2
    2.0 TAFW_3 4.0 AC_3
    2.5 TAFW_4 5.0 AC_4
    3.0 TAFW_5 6.0 AC_5
    8.0 TAFW_6 交流电源未恢复 AC_6
    下载: 导出CSV

    表  2  SBO-DET-N分支节点概率

    Table  2.   Probability of SBO-DET-N Branching Nodes

    分支节点 汽动辅助给
    水系统启动失败
    主泵轴封
    发生泄漏
    交流电源
    恢复失败
    节点概率 8.17×10−6 9.89×10−3 9.19×10−1
    下载: 导出CSV

    表  3  运行型分支概率分布类型及对应分布参数

    Table  3.   Types of Probability Distributions and Corresponding Distribution Parameters of Running Branches

    概率参数 汽动辅助给水系统
    运行时间概率分布
    外电网恢复
    时间概率分布
    应急柴油发电机组
    恢复时间概率分布
    分布类型 指数分布 对数正态分布 对数正态分布
    分布参数 $ \mathrm{\lambda }=7.89\times {10}^{-7} $ h−1 $ \mu =10.57 $
    $ \sigma =0.7 $
    $ \mu =9.66 $
    $ \sigma =0.756 $
    下载: 导出CSV
  • [1] HAKOBYAN A, DENNING R, ALDEMIR T, et al. A methodology for generating dynamic accident progression event trees for level 2 PRA: SAND2008-4746[R]. Albuquerque: Sandia National Laboratories, 2008.
    [2] BAEK S, HEO G. Development of dynamic integrated consequence evaluation (DICE) for dynamic event tree approaches: numerical validation for a loss of coolant accident[J]. Reliability Engineering & System Safety, 2023, 238: 109425.
    [3] LEE H, KIM T, HEO G. Application of dynamic probabilistic safety assessment approach for accident sequence precursor analysis: case study for steam generator tube rupture[J]. Nuclear Engineering and Technology, 2017, 49(2): 306-312. doi: 10.1016/j.net.2016.12.012
    [4] ACOSTA C, SIU N. Dynamic event trees in accident sequence analysis: application to steam generator tube rupture[J]. Reliability Engineering & System Safety, 1993, 41(2): 135-154.
    [5] HOFER E, KLOOS M, KRZYKACZ-HAUSMANN B, et al. Dynamic event trees for probabilistic safety analysis[R]. Berlin, Germany: GRS, 2004.
    [6] CATALYUREK U, RUTT B, METZROTH K, et al. Development of a code-agnostic computational infrastructure for the dynamic generation of accident progression event trees[J]. Reliability Engineering & System Safety, 2010, 95(3): 278-294.
    [7] 王朝贵,郭建兵. 大亚湾核电站全厂断电事故及第5台应急柴油机的概率安全评价[J]. 核动力工程,2004, 25(4): 324-327. doi: 10.3969/j.issn.0258-0926.2004.04.009
    [8] 周克峰,郑继业,冯进军,等. 全厂断电情景下M310核电厂缓解措施分析[J]. 原子能科学技术,2014, 48(8): 1464-1472. doi: 10.7538/yzk.2014.48.08.1464
    [9] 陈妍,李朝君,张盼,等. 基于离散动态事件树的风险指引的安全裕度分析方法研究[J]. 原子能科学技术,2022, 56(9): 1944-1951. doi: 10.7538/yzk.2022.youxian.0206
    [10] CHI L X, SU H, ZIO E, et al. Integrated deterministic and probabilistic safety analysis of integrated energy systems with bi-directional conversion[J]. Energy, 2020, 212: 118685. doi: 10.1016/j.energy.2020.118685
    [11] DI MAIO F, RAI A, ZIO E. A dynamic probabilistic safety margin characterization approach in support of integrated deterministic and probabilistic safety analysis[J]. Reliability Engineering & System Safety, 2016, 145: 9-18.
    [12] 广东核电培训中心. 900MW压水堆核电站系统与设备[M]. 北京: 中国原子能出版社,2005: 48-117.
    [13] 杨奥,黄志翱,缪惠芳,等. CPR1000全厂断电事故模拟及主泵轴封破口敏感性分析[J]. 厦门大学学报: 自然科学版,2018, 57(5): 629-633.
    [14] 大亚湾核电培训中心. 大亚湾核电站事故规程解读[M]. 北京: 中国原子能出版社,2007: 172-194.
    [15] 杜芸,李焕鑫,梁国兴. 基于RISMC方法论的核电厂小幅功率提升风险响应的量化评估[J]. 核科学与工程,2020,40(3): 383-394.
    [16] 王照,杨建峰,冯丙辰. 基于蒙特卡罗方法事故进程分析的CPR1000全厂断电事故PSA[J]. 原子能科学技术,2020, 54(11): 2098-2106. doi: 10.7538/yzk.2019.youxian.0707
    [17] 王照,杜欣. “二代加”SBO 事故安全裕度特性研究报告: 913205084669547113--2018YFB1900304/11[R]. 中国: 苏州热工研究院有限公司,2023.
  • 加载中
图(8) / 表(3)
计量
  • 文章访问数:  48
  • HTML全文浏览量:  8
  • PDF下载量:  10
  • 被引次数: 0
出版历程
  • 收稿日期:  2023-11-16
  • 修回日期:  2024-05-24
  • 刊出日期:  2024-10-14

目录

    /

    返回文章
    返回