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AP1000核电厂SGTR事故概率安全评价

摘要第5-6页
ABSTRACT第6-7页
第1章 绪论第11-17页
    1.1 选题背景第11页
    1.2 PSA方法的概述及研究第11-13页
        1.2.1 PSA的分析方法第11页
        1.2.2 国外PSA发展状况第11-12页
        1.2.3 国内PSA发展状况第12-13页
    1.3. 蒸汽发生器管道破裂(SGTR)事故研究第13-14页
        1.3.1 SGTR事故介绍第13页
        1.3.2 国外对于SGTR事故的研究第13-14页
        1.3.3 国内对于SGTR事故的研究第14页
    1.4. 论文主要内容及结构第14-17页
第2章 AP1000核电厂主要系统第17-25页
    2.1 AP1000核电厂总体介绍第17页
    2.2 反应堆冷却剂系统第17-19页
    2.3 非能动堆芯冷却系统第19-20页
        2.3.1 非能动余热排出系统第19页
        2.3.2 非能动安全注入系统第19-20页
        2.3.3 自动降压系统第20页
    2.4 非能动安全壳冷却系统第20-21页
    2.5 化学与容积控制系统第21-22页
    2.6 启动给水系统第22页
    2.7 正常余热排出系统第22页
    2.8 安全壳隔离系统第22-24页
    2.9 本章小结第24-25页
第3章 AP1000的SGTR事故事件树模型第25-33页
    3.1 SGTR事故始发事件第25页
    3.2 SGTR事故的过程及安全功能响应第25-26页
    3.3 SGTR事件树第26-32页
        3.3.1 事件树题头描述第26-31页
        3.3.2 题头事件成功准则第31-32页
    3.4 本章小结第32-33页
第4章 AP1000的SGTR事故的故障树模型第33-59页
    4.1 故障树基本事件编码原则第33-34页
    4.2 支持系统故障树模型第34页
    4.3 前沿系统故障树第34-46页
        4.3.1 化学与容积控制系统故障树第35-36页
        4.3.2 启动给水系统故障树第36-37页
        4.3.3 蒸汽旁排系统故障树第37-38页
        4.3.4 非能动余热排出系统故障树第38-39页
        4.3.5 堆芯补水箱故障树第39-40页
        4.3.6 自动降压系统故障树第40-41页
        4.3.7 安注箱故障树第41-42页
        4.3.8 RNS注射/再循环故障树第42-43页
        4.3.9 IRWST重力注射故障树第43-44页
        4.3.10 安全壳隔离故障树第44页
        4.3.11 安全壳地坑再循环故障树第44-45页
        4.3.12 非能动安全壳冷却系统故障树第45-46页
    4.4 共因失效分析第46-52页
        4.4.1 共因失效原因第46-47页
        4.4.2 共因失效分析流程第47页
        4.4.3 共因失效的参数模型第47-50页
        4.4.4 共因因子及共因失效组第50-52页
    4.5 人因可靠性分析第52-58页
        4.5.1 人因可靠性分析的意义第52页
        4.5.2 PSA中人因事件分类及主要方法第52页
        4.5.3 人因可靠性分析的基本框架第52-53页
        4.5.4 人员失误概率定量化第53-58页
    4.6 本章小结第58-59页
第5章 SGTR事故PSA结果分析第59-75页
    5.1 应用数据来源第59页
    5.2 故障树结果分析第59-65页
        5.2.1 故障树顶事件失效概率第59-60页
        5.2.2 最小割集分析第60-65页
    5.3 事件树结果分析第65-72页
        5.3.1 事故序列分析第65-68页
        5.3.2 重要度分析第68-71页
        5.3.3 敏感性分析第71-72页
    5.4 不确定性分析第72-73页
    5.5 本章小结第73-75页
结论第75-77页
参考文献第77-81页
攻读硕士期间发表的论文和取得的科研成果第81-83页
致谢第83-85页
附录第85-121页
    附录1 故障树模型第85-120页
    附录2 故障树最小割集表第120-121页

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