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第四届中国核能可持续发展论坛

的热工水力过程的了解甚少，试验数据有 数学模型。评价非能动安全系统的另一困
限。非能动安全技术的广泛应用，需要作 难是，非能动设备（如阀门）可靠性的数

进一步的试验研究和工程验证。 据缺乏。
非能动安全系统的可靠性：因为非能 经济性评价
动安全系统有可能因热工水力过程的不稳 一般认为非能动系统（减法）一定比
定而失效，所以非能动安全系统的可靠性 能动系统（加法）更经济。但有专家认为，

成为国内外近年的重点研究课题。其可靠 非能动系统因简化减少了投资，但尺寸较
性包括非能动设备（如管道、阀门）的可 大，可能会因抗震要求增加费用。此外，
靠性，需要研究系统中硬件失效（如阀门 非能动特殊设备的研发和制造费用昂贵，
失效，不能启动安全系统）对整个安全系 可能会抵消简化带来的效益。

统可靠性的影响；物理过程的可靠性，需 对电站运行性能影响的评价
要研究热工水力过程的不稳定性、失效模 这方面的评价内容包括：非能动系统
式、发生概率及对整个非能动安全系统可 对核电站的运行方式灵活性、响应速度是
靠性的影响。 否有不利的影响；在核电站寿期内，非能

非动能安全系统可靠性评价方法：概 动设备（管道、阀门等）的老化管理和实
率安全分析（PSA）已成为分析核电站安 施在役检查及试验的可操作性。很明显，
全性的有力工具。现有 PSA 是针对能动 在这方面，非能动系统都逊于能动系统。
安全系统发展起来的概率风险分析方法， 以上的内容可以归纳成如下几点：

适用于设备失效（包括人机界面）带来的 1. 由于低驱动力的热工水力过程的不
安全风险评价，没有考虑非能动系统中物 稳定性，非能动安全系统的失效模式、发
理过程失效对安全系统可靠性的影响。如 生概率、影响因素和它的适用范围，需要
果沿用现有的 PSA 来评价非能动系统的 进一步仔细研究；

安全性，会得出过于乐观的结果。例如， 2. 非能动安全系统的可靠性与设备可
用现有的 PSA 计算 AP1000 的 CDF、 靠性、物理过程可靠性有关；
LERF，可得出比能动系统低 2 个数量级 3. 常规 PSA 没有考虑物理过程失效
的结果。“AP1000 的安全性比二代反应 对安全性的影响，用于评价非能动系统的

堆高两个数量级”的说法可能来源于这个 安全性会得出过于乐观的结果；
计算结果。PSA 的计算过程并无错误， 4. 用改进的 PSA 评价两种系统的安
问题出在现有的评价工具不适用非能动系 全性的初步结果显示，非能动与能动系统
统。 的安全性没有显著性差别；

将硬件失效和物理过程失效的影响融 5. 非能动安全系统的实际应用，还需
入PSA评价体系，需要解决许多困难问题， 要考虑经济性和对电站运行性能的影响；
包括建立非能动系统热工水力过程仿真的 6. PSA 是一种安全风险定性评价的工

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