潘亚兰栾秀春王 喆左嘉旭宋 维（环境保护部核与辐射安全中心 北京 0008）（哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室 哈尔滨 5000）

非能动先进压水堆核电厂SGTR事故概率安全评价

潘亚兰1，2栾秀春2王 喆1左嘉旭1宋 维1
1
（环境保护部核与辐射安全中心 北京 100082）2（哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室 哈尔滨 150001）

蒸汽发生器传热管破裂（Steam Generator Tube Rupture， SGTR）事故是核电厂的重要事故之一，并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000 的SGTR事故进行一级概率安全评价（Probabilistic Safety Assessment， PSA），采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同响应所产生的事故序列，然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析。借助Risk Spectrum软件，计算SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率（Core Damage Probability， CDF），并进行堆芯损伤的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通过一系列分析得到导致堆芯损伤的重要基本事件，从而找到系统存在的薄弱环节。

能动先进压水堆核电厂，蒸汽发生器传热管破裂，堆芯损伤频率，概率安全评价

AP1000是美国西屋公司设计开发的双环路1000 MW非能动先进压水堆［4］。不同于传统的压水堆核电技术，AP1000采用“非能动”的安全系统，使得整体安全性以及经济性有明显的提高［5-6］。本文选取AP1000核电厂的SGTR事故进行一级概率安全评价，采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同的响应所产生的事故序列，然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析，得到SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率并进行重要度分析和敏感性分析。……