秦山三期（重水堆）核電站概率安全評價之共因失效分析方法與應(yīng)用研究.pdf

1、本論文研究核電站概率安全評價(PSA)中一個重要的技術(shù)專題——共因失效分析。若干裝置或部件的功能可能由于出現(xiàn)單一特定事件或原因而失效。共因失效(Common Cause Failure, CCF)是一種相依失效(Dependent Failure),表現(xiàn)為多個冗余部件由于共同的原因同時或在一段短時間間隔內(nèi)發(fā)生失效。在核電站安全相關(guān)系統(tǒng)設(shè)計中,為確保系統(tǒng)滿足安全性和可靠性要求,通常采用冗余設(shè)計,即只有系統(tǒng)中執(zhí)行相同功能的多個相同部件都失效

2、才導(dǎo)致系統(tǒng)失效。早期可靠性工程在進(jìn)行有冗余設(shè)計的系統(tǒng)的可靠度計算時,通常假設(shè)冗余部件的失效是相互獨立的,而之后根據(jù)工業(yè)界長期的經(jīng)驗積累,發(fā)現(xiàn)冗余部件共因失效對系統(tǒng)總體失效的貢獻(xiàn)比單獨只考慮部件獨立失效對系統(tǒng)總體失效的貢獻(xiàn)要大的多,為此,在核電站概率安全評價中,共因失效分析作為概率安全評價一個重要技術(shù)專題得到了充分的重視。本論文對共因失效和相依失效基礎(chǔ)理論進(jìn)行了深入研究;以秦山三期(重水堆)核電站(簡稱秦山三核)2號停堆系統(tǒng)為實例,采用整

3、合部分法(Unified Partial Method, UPM)和α因子法(Alpha-Factor Model)這兩種共因失效分析方法對2號停堆系統(tǒng)可靠性通過建立故障樹模型進(jìn)行了對比分析和評價。此外,對秦山三核備用柴油發(fā)電機、應(yīng)急柴油發(fā)電機及應(yīng)急堆芯冷卻泵這兩類安全重要設(shè)備,采用整合部分法分析評價了其共因失效參數(shù),并同壓水堆類似功能設(shè)備通用共因失效參數(shù)進(jìn)行了對比分析和評價。此類對比分析和評價研究在國際CANDU堆PSA領(lǐng)域還是首次進(jìn)

4、行。對比分析和評價結(jié)論指出:UPM方法對共因失效進(jìn)行了合適的定性分析和定量計算,此方法更好的結(jié)合了核電站工程實踐,其計算結(jié)果同采用通用α因子參數(shù)所得出的計算結(jié)果相當(dāng),而采用α因子模型則缺乏對共因失效影響因素的定性分析,只是一種定量分析的工具手段,無法結(jié)合秦山三核電站實際情況,工程應(yīng)用價值欠缺。正由于UPM方法很好的結(jié)合了核電站工程實踐,建議確定UPM方法為秦山三核PSA應(yīng)用項目應(yīng)采用的共因失效分析方法;依據(jù)UPM方法并結(jié)合秦山三核PSA