PSA-8-初因事件与事件树课件

1、杨红义核反应堆概率安全分析初因事件与事件树1目录PSA方法学概述事件树初因事件确定方法主逻辑法应用主逻辑法确定CEFR初因事件建立CEFR功能事件树2PSA方法概述3事故序列的确定深度和冻结点与压水堆最大的区别就是分析模化的思路由一系列防止堆芯熔化等的动作组成1，停堆2，排出余热依据和基础评价反应堆响应四个关键点1，明确初因事件与安全系统的相依关系2，确定前沿系统和支持系统3，确定前沿系统的响应次序4，优化事故序列依托和工具4系统模化系统模化及定量分析是一级PSA分析最终目的之一 系统模化的核心是对系统的掌握和FMEA分析借助于某种分析工具进行实施常用系统模化技术故障树技术FMEA技术可靠性方

2、块图法GO法对分析技术的要求能预计复杂系统的不可用度 应用能用是可追溯的、可重复的、可演算的方式加以规范化 能提供合理的完整性保证 能够增强对结果的了解、交流和应用 应用是一个模型，它将有利于了解系统失效的主要途径，可提供防止发生失效的途径 故障树分析的基本目的是为了找到具有最高发生概率的故障事件的组合。通常就是找出故障树的最小组合，只要组合中这些故障事件都发生，则所选定的不希望状态或事件发生。一般，这种不希望事件被定义为故障树的顶事件，而导致顶事件发生故障事件的最小组合就是最小割集(简称MCS)。正是这些用布尔方程式表达的MCS构成了对反应堆所有系统模型进行估算的基础。 故障树是了解一个系统

3、是如何工作和如何会失效的最佳分析工具之一。 故障树分析技术只是一种进行系统可靠性模化和分析的辅助手段或通用原理，而完成一个快堆系统可靠性模型的关键还是对系统功能和各个层次失效机理的深入研究。 5相关失效分析功能相关：如反应堆的一个系统必须在另一个系统失效后才能投入执行功能，而有的系统设计成只有在另一个系统成功运行后它才能起作用。 共用设备相关：指多个系统通过同一个部件、子系统或辅助设备所产生的相关性。例如由CEFR的除氧器供给三台给水泵水源，又如不同系统的设备由同一母线供电 实体上相互作用：该类作用类似于共因初因事件的机理，但这些机理不一定引起一个初因事件，却会使多个系统在同时失效的概率增加，

4、例如由于提供给冷却的二次系统失效导致超温，从而造成该系统的一组传感器失效 人因作用相关：由于人的动作引入的相关性，包括疏忽产生的错误和操作上的错误。例如当一个操作人员对反应堆的状态作了错误的判断而关掉某一系统时，就出现这种类型的相关故障。在三哩岛事故中就是因为操作人员关掉了应急堆芯冷却系统而出现了这样的事件 指在事故序列确定和定量分析中对相关失效的处理共因初因事件(外部失效)：能引起反应堆瞬态和使多个系统的失效概率增加的那些外部及内部事件。如丧失厂外电源、火灾、地震等 系统间相关性：指使多个系统失效概率之间相互发生关系的事件或失效原因。或者说，系统间的相关性使得事故序列中某一给定系统的条件失效

5、概率将取决于事故序列中排在它前面的那些系统的成功或失效等 部件间相关：指某些事件或失效原因所造成的多个部件或子系统的失效概率之间的相关性 常用的相关失效的分析方法有显式法、参数法和计算机法显式法主要涉及到确定事件树逻辑和故障树逻辑中相关失效的 特定原因。参数法包括众所周知的因子法和二项式失效率模型。 计算机法由计算机软件自动搜索相关事件进行优化处理6定量/定性分析故障树定量分析根据以故障树为依托建立的系统可靠性模型，获得布尔代数模型，进行优化和简化后获得导致顶事件发生的最小割集。进而计算系统的不可用度等可靠性指标事故序列定量分析将事件树与故障树联立，按照“与”的关系建立事故序列故障树，带入参数

6、求解得到该事故序列的发生频率；建立各种PDB(电站损伤包)，将包内的序列故障树通过“或”的关系联立求解，带入参数求解得到该PDF的发生频率。可靠性参数可靠性参数是概率安全评价的基础，各国均非常重视，但是收集难度较大！不确定性分析是概率安全分析的不可缺少的内容！重要度和灵敏度分析是对PSA进行应用性评价的主要内容！7事件树分析方法计算总的堆芯熔化频率要求对大量可能发生的事故序列加以描述，而核反应堆复杂的系统使得分析人员只检查重要的序列清单就全面分析事故序列十分困难。事件树就是能够清楚、全面的分析各种事故序列发展过程的一种辅助工具。 事件树分析（缩写为ETA）是从一个初始事件开始，按顺序分析事件向

7、前发展中各个环节成功与失败的过程及其结果，这种分析方法称为事件树分析法 8事件树分析方法事件树分析(Event Tree Analysis)法是一种逻辑演绎法，它在给定一个初因事件的情况下，分析此初因可能导致的各种序列的结果，从而定性和定量地评价了系统的特性，并帮助分析者获得正确的事故序列逻辑关系。一般将在初因事件发生后执行事故保护功能的主要系统叫做前沿系统(Front Line)，而给前沿系统和重要部件提供电源、冷却等支持功能的系统，如供电系统叫做支持系统(Support System)，在事故序列分析中确定要在事件树中进行“显式”(如果在故障树中分析，则对于事件树来说是“隐式”的)分析的系

8、统或设备叫做题头事件(Title Event)。 9事件树分析方法初因事件题头事件前沿系统堆芯熔化失效模式10事件树分析方法每个序列的最终结果要么是假想事件序列终止在安全状态，要么引起某种类型的堆芯熔化。一般的说，如果有n个题头事件的话，每个初因事件将有2n个有关的潜在事故序列。但根据事件树本身的逻辑，经过详细的相依关系和物理模型的分析，只把有意义的序列保留下来进行分析，这可以大大简化事故序列分析的工作量。11建立事件树的一般过程12初因事件也叫始发事件，初因事件是指发生在反应堆的一种扰动，它可能潜在的导致反应堆堆芯损害。初因事件分为内部事件和外部事件，内部事件是指发生在核反应堆内部的一种扰动

9、，而外部事件是指反应堆以外原因导致的事故，如地震、龙卷风、外部火灾、水淹等。 。确定初因事件并将它们分类是一级PSA研究的依据和重要基础。13初因事件的特点初因事件的完整性往往是人们的关注点。IAEA安全丛书NO.50-P-4“核电厂概率安全评价(第1级)实施程序”中指出：“本项任务的最终产品是一份尽可能完善的初因事件(IE)清单。但必须认识到，不可能形成一个绝对完整的初因事件清单”。但在分析中会导致堆芯严重损坏的初因事件是不应遗漏的。14核电厂初因事件A2.1内部事件 A2.1.1设备故障 能直接或间接影响核电厂安全的各个设备的故障可视为始发事件。列入清单的事件必须足以代表核电厂系统和部件的

10、全部可信故障。 A2.1.2人员差错 人员过失的后果往往与部件故障的后果相类似。属于人员过失范畴的有：错误的或不良的维护、控制限值的错误整定和操纵员的其他错误行动。 15核电厂初因事件A2.1内部事件 A2.1.3其他内部事件 内部原因引起的火灾、爆炸或淹没对电厂安全也可能产生重要影响。在汇编假设始发事件的清单时对此必须给以必要的考虑。 A2.2外部事件 电厂的外部事件的事例及其设计基准的确定见安全导则HAF0100及其有关导则。特定厂址的各种可信自然事件和外部人为事件应在选址时确定，但在设计的早期阶段中必须对外部事件清单的完整性重新作出评定。 如能断定自然事件或外部事件引起某一安全重要系统、

11、部件和构筑物故障的可能性通过设计和建造中所采取的措施可降低到可接受的程度，则由此引起的故障毋需列入电厂的设计基准。 16核电厂初因事件A2.3事件组合 随机发生的个别事件的组合能可倍地导致预计运行事件或事故工况时，必须视作设计基准。某些事件可能是另一些事件的后果，如地震后的洪水。这类后续故障效应必须视作原假设始发事件的一部分 在决定事件组合时，考虑以下三个时期是有益的： （1）事件发生前的长时期； （2）从事件发生到它的短期效应起作用的近期； （3）事件后的恢复期。 17核电厂初因事件核电厂设计中必须认识到纵深防御的各个层次都可能受到考验，因此设计中必须采取措施以保证安全功能的执行，并实现安全

12、目标。上述考验来自假设始发事件。假设始发事件的选择系基于确定论法或概率论法，或两者的某种组合。不同类型的假设始发事件及其可能的组合见附件A。应指出，独立事件同时发生的可能性通常不予考虑。核电厂设计安全规定 18初因事件的确定方法工程评价与电站技术研究；参考以往电站的经验；参考EPRI初因事件规定；逻辑分类法：主逻辑法（MLD），能量平衡法，屏障分析法等；建成电站运行经验分析；其它方法，如失效模式与后果分析（FMEA）法 。 19工程评价法通过系统化地分析电厂系统和主要设备，找到其中会直接、或和其他失效结合后会导致放射性释放的失效模式（如运行失效、误动作、断裂、泄漏等）。系统的部分失效也应该考虑

13、，尽管它们没有完全失效那样严重，但发生的频率较高，并且不易被发现。对于双机组或者多机组的电厂，一些安全系统可能是共享的和跨接的。在这种情况下，应该特别注意会同时影响两个机组的始发事件。机组间的跨接可能会使得一个机组的一个事故在另外一个机组形成一个始发事件。 如采用此方法，则应给出分析的综合结果，列出那些通过本分析过程确定的始发事件和适当的描述。详细的支持性分析资料（如各系统/设备的FMEA分析表或其他资料）可以放在附录中。但详细分析资料的索引应在此处注明。20参考现有清单 参考类似电厂PSA中以及安全分析报告中的始发事件清单是一种有效的方法，但要注意现有清单对本电厂的适用性。如采用此方法，应说

14、明现有清单的来源，并给出完整的原始参考清单。以此清单为基础，结合本电厂的实际情况，可能会定义新的始发事件或者删除一些不合适本电厂的始发事件，则应该进行适当的描述和提供相应的理由。 21运行经验反馈 对所研究电厂和类似电厂的运行历史经验反馈进行分析，以确定应该增加的始发事件。也可以通过和电厂运行人员、维修人员、工程师、安全分析人员访谈，确定是否漏掉了一些始发事件。本方法不太可能发现低发生频率的始发事件，但它可以显示一些有潜在共性的始发事件，如在其他电厂发生过维修人员走错隔间导致误操作而引发停堆的始发事件。如采用此方法，应总体描述运行记录的具体来源（时期/电厂等）后，给出综合的分析结果及相应的必要

15、说明。具体运行经验案例的详细分析可以放在附录中，但此处应注明索引处。22一般确定方法新堆型的早期研究常采用工程评价、主逻辑分析、参考成熟的压水堆PSA分析报告、规范和导则确定初因事件的初步清单。快堆PSA研究中的初因事件确定主要采用工程评价和主逻辑法，同时考虑参考反应堆及故障模式和后果分析法。SNR-300的PSA分析确定了五组初因事件。文殊快堆确定了15个初因事件类。23一般确定方法分类名称描述I1瞬态事件 (Transient)I2失去电源 (Loss of power)I3主冷却系统泄漏 (Leak in primary system)I4反应性增加 (Reactivity additi

16、on)I5局部冷却恶化 (Degraded local cooling conditions)SNR-300初因事件分类表 24一般确定方法文殊快堆初因事件分类表 分类名称描述I1正反应性引入I2主热传输系统冷断泄漏I3保护容器内的主热传输系统泄漏I4保护容器外的主热传输系统泄漏I5在热端的直接衰变热系统I6单个或多个环路失流I7单环路失流I8失去厂外电源I9失去给水I10透平机停机I11蒸汽发生器传热管断裂I12局部失效I13紧急停堆I14通风空调系统失电I15堆芯支承结构失效25主逻辑法主逻辑法以事件起因的性质和常规的核电厂事件类别为出发点，利用逻辑追溯方法逐层推理和罗列事件，直到获得按类

17、别分组的底层事件作为反应堆的初因事件谱。中国实验快堆的初因事件主要采用主逻辑法确定。26主逻辑法MLD法十分类似于因果故障树，首先确定目标事件，然后应用逻辑门和演绎推理方法逐层确定导致目标事件的所有初因事件。 堆芯损坏/放射性超标等堆芯失冷超功率排热恶化失热阱或排热增加反应性增加钠火燃料组件正常状态破坏管道和设备泄漏放射性等物质超标27主逻辑法但是MLD法的故障树既不包含基本事件，也不进行定量化，它只是一个推导初因事件与目标事件之间定性关系的逻辑工具 28主逻辑从整个主逻辑图看，实际上导致堆芯熔化的两大原因是从事故发生后是否有保护而划分的，无保护而堆芯熔化的，一般是快速熔化，这种初因不管最初的

18、机理如何，最终表现为快速的反应性增加。而有保护堆芯熔化的，一般是慢速熔化，这是由于不能有效排出事故余热造成的。还有部分事故，如堆芯支撑破坏，一般假设直接导致堆芯熔化。 实际上“堆芯熔化”是一个广义的概念，它不仅包括堆芯关键的物理热工参数超过限值、堆芯结构破坏，也包括由于燃料操作失误等造成的放射性事故。从这个角度考虑，可以将“放射性等物质超标”作为“堆芯熔化”的另一种形式，这样考虑后，确定论分析中的燃料操作失误造成的事故初因，可以归入这一类堆芯熔化中。钠火是钠冷快堆所特有的事故，一般由钠管道和设备的泄漏初因引起，该事故发生后要释放大量放射性钠气溶胶，所以，钠火事故也可以归入这一类堆芯熔化中。需要

19、特殊指出，在当前的初步分析中，对于钠管系小的泄漏初因，归入钠火事故，但是对于较大的破裂，则归入堆芯失冷初因组中。 29CEFR初因事件的主逻辑分类管道和设备的泄漏主容器泄漏一回路钠净化系统外无保护套管的管道泄漏或阀门泄漏反应堆一回路覆盖气体系统泄漏反应堆一次氩气衰变罐泄漏二回路主管道泄漏蒸汽发生器水向钠中泄漏的钠水反应事故中间热交换器泄漏二次钠向房间的泄漏30CEFR初因事件的主逻辑分类反应性的意外变化在堆各种状态下调节棒非规定位移在堆各种状态下补偿棒非规定位移含氢物质落入堆芯气泡进入和通过燃料组件控制棒意外跌落到堆内31CEFR初因事件的主逻辑分类堆内燃料组件排热恶化、主回路系统失热阱或排热

20、增加 各种工况下一台一回路主循环泵停运(包括卡轴)二回路主循环泵停运蒸汽发生器给水中断一回路主管道断裂主蒸汽管道断裂部分功率运行时一台主循环泵突然加速主给水管道断裂燃料组件流道面积减小或堵塞外电网失电透平机停机由于冷凝器真空破坏使汽轮机停运一台给水泵停止工作主蒸汽管道上的安全阀误开启或透平机旁路上的减压阀意外打开除氧器中的水位降低一回路主循环泵工作时逆止阀关闭额定功率下给水流量意外降低32CEFR初因事件的主逻辑分类燃料组件正常状态破坏高功率燃料组件误提到转运室在换料运输线上悬挂燃料组件的换料机损坏提升机损坏倒料时燃料组件落入堆内当燃料组件未彻底安放好或未从堆芯全部提出时旋塞转动乏燃料组件或新

21、燃料组件尚未放入转换桶插座中时转换桶转动换料机损坏保存水池泄漏燃料组件落入清洗容器中燃料组件落入保存水池中33CEFR初因事件的归集为了简化I级PSA的事故序列分析工作，理清逻辑思路，必须对初因事件进行归集。初因事件归集的主要原则： 依据设计确定的安全保护模式类别归集。初因事件归集的主要方法： 掌握电站安全保护模式； 确定初因事件所属的保护模式； 分别进行分类，并确定发生频率。34CEFR初因事件的归集对初因事件进行归集是减少不必要的事故序列分析工作量、对同类型事故后果进行归并研究的重要步骤。一般对初因事件的归集原则与主逻辑法分析所依据的初因事件分类原则是不同的，主逻辑分析法对初因事件的分类原

22、则主要是导致堆芯熔化的物理机理的不同，而为了进行事故序列分析而进行的初因事件归集则原则主要是初因发生后反应堆安全保护措施的异同。 初因事件归集的主要原则： 依据设计确定的安全保护模式类别归集。初因事件归集的主要方法： 掌握电站安全保护模式； 确定初因事件所属的保护模式； 分别进行分类，并确定发生频率。35CEFR的事故保护模式主热传输系统保持正常排热功能；切除一条环路，另一环路保持正常排热功能；冷凝器真空破坏； 失去厂外电源；两台蒸汽发生器丧失给水；其它，如地震等。 发出紧急停堆信号，控制棒下落，将堆引入次临界状态并保持 一、二次泵开始以自由惰转的方式使转速分别降到150r/min和300r/

23、min 在整个过程中，通过给水调节系统减少给水流量，使蒸汽发生器出口钠温维持在310 发出紧急停堆信号，控制棒下落，将堆引入次临界状态并保持 正常工作的一、二次泵开始以自由惰转的方式使转速分别降到150r/min和300r/min 无滞后地在20秒内关闭该环路中间热交换器出口到蒸汽发生器入口的钠管道上的快速截止阀 ，隔离三回路在整个过程中，通过给水调节系统减少给水流量，使完好环路蒸汽发生器出口钠温维持在310 发出紧急停堆信号，控制棒下落，将堆引入次临界状态并保持 一、二次泵开始以自由惰转的方式使转速分别降到150r/min和300r/min 当除氧器的水使用完毕后，运行人员打开DHRS系统风

24、门，通过该系统排出反应堆剩余发热，同时，完全切除和隔离MHC系统三回路。发出紧急停堆信号，控制棒下落，将堆引入次临界状态并保持 投入应急供电系统。二次钠循环泵自然惰转到停运，一回路钠循环泵依靠应急供电系统以150r/min冷却反应堆打开事故余热排出系统两个空冷器出口的风门，使事故余热排出系统转入工作状态，导出反应堆余热。 当风门开启信号发出后，在20-60秒内，关闭蒸汽发生器汽水侧出口和入口截止阀，将蒸汽发生器与三回路侧隔离 36初因事件归集原则不考虑一回路逆止阀关闭的所有初因事件；对于管道和设备的小的泄漏归入到泄漏类别中，而假设他们导致的管道失流现象还并不严重；将主蒸汽管道断裂和安全阀意外打

25、开等既有排热增加特征，又有潜在的反应性增加的初因归入到反应性增加类别中；与确定论分析的初因事件清单相比，对事件的描述更具体，以利下一步的归集；考虑到本PSA分析不对钠火和钠水反应事故进行详细研究，而只考虑它们对失流事件或紧急停堆频率的贡献，所以未对这些初因进行更为详细的分级考虑；只考虑正常运行满功率工况的初因事件；根据确定论分析，中间热交换器泄漏不会导致严重的单回路故障，所以将给事件归入第一类初因组中。37CEFR初因事件归集初因类编码初因类初因组编码初因频率(Year-1)初因组包含的子初因事件寿期内发生次数频率的确定方法AMHC系统三回路保持正常排热能力A11.100E+00紧急停堆1)中

26、间热交换器泄漏41）2)保存水池泄漏12）3)一回路覆盖气体泄漏12）4)一次氩气衰变罐泄漏12）5)高功率组件误提到转运室 22）6)在换料运输线上悬挂燃料的换料机损坏22）7)提升机损坏22）8)燃料组件未彻底安放好或未从堆芯全部提出时旋塞转动22）9)燃料组件未彻底安放好时转换桶转动22）38CEFR初因事件归集初因类编码初因类初因组编码初因频率(Year-1)初因组包含的子初因事件寿期内发生次数频率的确定方法10)换料时燃料组件落入堆内22）11)换料机损坏22）12)燃料组件落入清洗容器22）13)燃料组件落入保存水池22）14)二次钠向房间的泄漏42）15)透平机停机41）A21.

27、966E+00反应性增加16)调节棒意外提升66）17)补偿棒意外提升66）18)含氢物质通过堆芯101）19)控制棒意外落入堆内102）20)主蒸汽管道上的安全阀误开启或透平机旁路上的减压阀打开153）21)气泡进入和通过燃料组件101）22)部分功率运行时一台主循环泵突然加速22）39CEFR初因事件归集初因类编码初因类初因组编码初因频率(Year-1)初因组包含的子初因事件寿期内发生次数频率的确定方法A33.333E-02组件局部冷却恶化23）燃料组件流道面积减小或堵塞11）B单环路故障B14.0E-01一回路单环路失流24)一台一回路主循环泵停运101）25)一台一回路主循环泵卡轴12

28、）26)一回路主管道断裂12）B28.0E-01二回路单环路失流27)一台二回路主循环泵停运101）28)一台蒸汽发生器水向钠中泄漏的钠水反应101）29)二回路主管道泄漏21）30)二回路主管道断裂12）31)一台二回路主循环泵卡轴12）B35.333E-01单环路失去给水32)一台给水泵停止工作101）33)给水流量降低51）40CEFR初因事件归集初因类编码初因类初因组编码初因频率(Year-1)初因组包含的子初因事件寿期内发生次数频率的确定方法34)主给水管道断裂12）CMHC系统失去排热能力C14E-01失去厂外电源35）失去厂外电源151）C21E-01两台蒸汽发生器失去给水36)

29、蒸汽发生器给水中断12）37)主蒸汽管道断裂12）38）除氧器水位降低11）D冷凝器失真空D1.333E-01冷凝器失真空39）冷凝器失真空41）E一回路系统失钠E3.333E-02一回路系统失钠40）主容器泄漏1E-51）41）一回路外无保护套管的钠净化管道泄漏或阀门泄漏11）F堆芯支撑系统失效F1.000E-0942）堆芯支撑系统失效4）41发生频率的确定对于一个正在设计和建造阶段的反应堆来说，确定各种初因事件的发生频率是一个非常困难的工作。本课题从以下几个方面综合考虑来确定这些频率俄罗斯的技术设计中对CEFR运行工况的预测55-58；CEFR施工设计中编制的运行工况分析59；为研究CEF

30、R管道和设备而确定的设计瞬态方案59；国外快堆部分相似瞬态的频率方案60；参考压水堆的部分方案；根据设计情况的假设。42CEFR初因事件确定结果初因事件分类MHC系统三回路保持正常排热能力(23)单环路故障(11)MHC系统失去排热能力(4) 冷凝器失真空 (1)一回路系统失钠(2) 堆芯支撑系统失效(1) 紧急停堆(15) 反应性增加(7) 组件局部冷却恶化(1) 一回路单环路失流(3)一回路单环路失流(5)单环路失去给水(3) 失去厂外电源(1) 两台蒸汽发生器失去给水 (3)B1ABCDEFA1A2A3B1B2B3C1C2按照事故保护模式划分大类按照MLD划分子初因43前沿系统及支持系统

31、前沿系统指在事故保护过程中执行缓解事故功能的、并将在事故序列分析过程中进行显式分析研究的系统。 在初因事件发生后，反应堆安全系统必须执行的功能有两种，即停堆和排出事故余热。对CEFR来说，执行停堆功能的系统为停堆系统，该系统可分为安全参数测量系统、保护系统RPS、控制棒驱动系统、。参照快堆PSA分析经验，为了考虑安全参数测量系统对堆芯熔化频率的贡献，将该系统作为一个单独的前沿系统进行研究，而将保护系统的其它部分作为另一个前沿系统进行研究。44前沿系统及支持系统CEFR的余热排出有两种情况，对于MHC系统保持正常排热能力的事故工况，停堆后的余热通过MHC系统排出，而对于蒸汽发生器给水全部中断、失

32、去厂外电源和地震的事故工况，停堆后的余热通过专门设计的非能动DHRS系统排出。所以MHC系统和DHRS系统成为两个重要的前沿系统。45前沿系统及支持系统电源是影响安全系统和设备执行功能的重要支持系统，由于该系统与其它系统具有十分紧密的相关性，所以将该系统也作为一个前沿系统进行研究。而对CEFR来说，应急和可靠电源只供应到RPS系统、安全参数测量系统、DHRS系统和MHC系统的部分起隔离作用的安全阀门上53，所以厂外电源就成为部分系统或设备是否可用的直接分界线，因此，将厂外电源系统作为一个独立的前沿系统考虑。由于CEFR的应急供电系统包括的用户层次比较复杂，而且本课题单独应用GO法程序来计算该系

33、统供给各个用户电源的可靠性，所以不将该系统作为前沿系统研究，而是直接在故障树中考虑。46前沿系统及支持系统 经过对CEFR的安全系统和专设安全设施的研究，根据本课题的主要任务框架，选定以下5个执行安全功能的系统作为前沿系统：安全参数测量系统；紧急停堆系统；厂外电源系统；MHC系统；DHRS系统。47前沿系统及支持系统CEFR主要前沿系统和支持系统关系图48CEFR堆芯熔化模式 简单地说，所有事故序列的后果只有两种，即堆芯熔化和堆芯不熔化。但是为了对各种物理特性的事故序列进行分类研究，确定各类序列对堆芯熔化频率的贡献份额，从而对反应堆的安全设计做出定性评价，常常将导致堆芯熔化后果的事故序列进行模

34、式分类。这种分类的另一个好处是为后续的二级PSA的事故初因的确定提供依据。49CEFR堆芯熔化模式 序号模式代码堆芯熔化模式描述1OK堆芯不熔化2PLOHS有保护失热阱(不包括冷凝器失真空)3PLHSZ有保护失热阱(冷凝器失真空时)4LDHRS有保护失电合并余热排出系统失效5ULOF无保护失流6ULOHS无保护失热阱7UTOP无保护超功率8UOTH其它无保护瞬态9UPOW失去厂外电源合并不能紧急停堆10UPPS无保护合并燃料组件局部冷却恶化11ULOS一回路失钠合并不能紧急停堆12DCD直接堆芯损坏目的：为了对各种物理特性的事故序列进行分类研究，确定各类序列对堆芯熔化频率的贡献份额，从而对反应

35、堆的安全设计做出定性评价。另外，为后续的二级PSA的事故初因的确定提供依据。 50讲义内容参考资料GO法原理及应用基于GO法的中国实验快堆核岛供电系统可靠性分析康晓辉51主热传输系统14324567891088作为一个典型的池式钠冷快堆设计，CEFR的主热传输系统包括三个回路，其中一回路采用池式设计主热传输系统一回路：池式设计，2台主泵，4台IHX。共有260吨液态钠。堆芯出入口温度为530C/360C主热传输系统二回路：冷却剂也为钠。回路式设计，2个环路。各有一台二次钠泵，两套SG。SG出入口钠温310C/495C三回路：与常规热电厂类似，3台主给水泵，一台透平机和发电机, SG出口蒸汽压力14MPa, 温度480C, 给水温度190C，流量13.3kg/s返回事故保护模式52事故序列定量分析顶门是一个“与”门，它的输入是：初因事件、在该事故序列中描述失效系统的系统故障树、在该事故序列中描述成功系统的“对偶故障树”(它是一种成功树，即为故障树的补)