肖军
- 作品数：10 被引量：15H指数：3
- 供职机构：中华人民共和国环境保护部更多>>
- 发文基金：环境保护公益性行业科研专项国家科技重大专项更多>>
- 相关领域：核科学技术天文地球电气工程经济管理更多>>
- 浮动堆抗地震设计问题
- 2019年
- 为了明确浮动堆的抗震设计准则,分析了法规标准中工程抗震设计准则的内涵和应用范围,建议采用基于性能的方法确定浮动堆的抗震设计基准。以地震资料相对丰富的渤海地区为例,计算了区域内部分场点的地震危险性。基于计算结果,初步统计了基岩水平方向峰值加速度随地震动超越概率的变化情况,为确定浮动堆设计抗震基准提供了参考。
- 荆旭肖军
- 关键词：地震动
- 基于故障树的核电厂全部丧失热阱始发事件频率研究被引量：4
- 2018年
- 始发事件频率是核电厂风险定量化的基础,通常可参考通用数据或根据电厂运行经验及专家判断来确定。全部丧失热阱事故是支持系统丧失类的始发事件,与电厂设计和厂址特征密切相关,采用故障树分析方法计算该始发事件频率能更好地反映电厂实际。本文介绍始发事件故障树建立的基本原则及假设,对全部丧失热阱始发事件进行分析,确定系统及运行方式,建立故障树模型计算功率工况下全部丧失热阱始发事件频率,并与通用数据进行对比,最后给出相关结论及建议。
- 倪曼宫宇肖军
- 关键词：故障树
- 国内先进压水堆核电厂安全壳条件失效概率探讨
- 核电厂安全壳是实现放射性物质包容的最后一道屏障,安全壳条件失效概率(CCFP)是评价安全壳性能的重要指标。本文探讨了CCFP的起源,对CCFP指标进行了解读,介绍了国内各先进压水堆核电堆型的CCFP的现状和主要贡献项,并...
- 张佳佳李春杨志义肖军种毅敏柴国旱
- 关键词：安全壳
- 文献传递
- 核电厂内部水淹事件定量化研究被引量：1
- 2016年
- 内部水淹是核电厂面临的重要风险之一,对其定量化是识别核电厂水淹风险的有效手段,也是进行内部水淹概率安全评价的基础。本文通过对国内外各种水淹事件定量化分析方法的研究,提出核电厂内部水淹事件定量化的一般方法,并定量分析了我国某900MW核电厂重要厂用水系统内部水淹事件,对国内核电厂开展内部水淹风险评估有重要参考价值。
- 张佳佳杨英豪肖军李春倪曼
- 关键词：核电厂概率安全评价
- 基于风险指引的核电厂设计改进评价研究
- 2016年
- 核电厂概率安全评价(PSA)可以论证核电厂的风险满足安全目标,也是对运行核电厂进行风险管理的有效工具,例如核电厂的在役检查、安全分级、技术规格书优化等。核电厂的风险指引管理是在确定论的基础上,充分利用概率安全评价的结果进行风险影响评价,以此来论证决策的合理性。核电厂的重要设计改进通常基于传统的工程分析结果,没有分析其对核电厂整体风险的影响。重点探讨风险指引决策的基本原则以及方法,以核电厂设计改进实例探讨如何在分析时引入风险指引方法,并提出相关建议。
- 倪曼肖军宫宇
- 关键词：概率安全评价
- 核电厂火灾概率安全评价中详细火灾情景分析方法探讨被引量：4
- 2015年
- 火灾概率安全评价(PSA)是评估核电厂风险并发现薄弱环节的有效工具,详细的火灾情景分析是其中一个重要环节。在火灾概率安全评价的火灾隔间定量筛选的过程中,火灾隔间的分析通常较为保守,为使结果更贴近核电厂实际,有必要对风险重要的火灾隔间进行详细的火灾情景分析。通过确定特定的火灾情景,分析火灾的发展蔓延并评估火灾情景的发生频率,从而为最终的火灾风险定量化提供基础。本文探讨了详细火灾情景分析在火灾概率安全评价中的应用,并以单一火灾隔间为例阐述分析方法,为核电厂火灾概率安全评价工作提供支持和参考。
- 倪曼宫宇肖军晋宏博李娟
- 田湾核电厂3、4号机组风险指引型防水淹设计改进措施研究
- 2017年
- 针对内部水淹的防护,传统的确定论安全评价是从维持安全功能的角度定性分析内部水淹对机组核安全的影响,无法给出定量的风险评价。而核电厂风险指引型管理是以确定论分析为基础,利用概率安全评价的分析结果进行风险影响评价,以此来论证决策的合理性和必要性。本文基于田湾核电厂3、4号机组内部水淹概率安全评价分析结果,针对内部水淹风险贡献最大的汽轮机厂房循环水母管破裂的水淹情景,提出了3种设计改进方案,然后通过对各种改进方案进行了对比研究和评估,给出3种改进方案的优缺点及实施后对内部水淹堆芯损坏频率的影响,并给出了推荐的设计改进建议。
- 杨英豪肖军朱桂学顾晓慧张佳佳
- 二级PSA中人员可靠性分析方法研究被引量：1
- 2017年
- 在概率安全分析(PSA)中,人员可靠性分析(HRA)是必不可少的组成部分。国内在一级PSA中的HRA做了大量的研究工作,已有良好的基础和工程实践,但由于核电厂严重事故下人员响应的复杂性,有关二级PSA的HRA还处于摸索阶段。通过研究二级PSA中人员响应特点,调研国内外在二级PSA中采用的HRA方法,最后以我国某三代压水堆核电厂严重事故下一回路快速卸压为例,采用THERP、HCR+THERP以及SPAR-H三种方法,分别进行了HRA,并给出相应的结论和建议。
- 张佳佳刘京宫肖军杨志义种毅敏
- 关键词：HRA严重事故
- 国内先进压水堆核电厂安全壳条件失效概率探讨被引量：3
- 2015年
- 安全壳是核电厂实现放射性物质包容的最后一道屏障,安全壳条件失效概率是评价核电厂从堆芯熔化到安全壳失效整个阶段缓解系统的重要指标。本文探讨了安全壳条件失效概率的起源,对安全壳条件失效概率指标进行了解读,介绍了国内各先进压水堆核电堆型的安全壳条件失效概率的现状和主要贡献项并给出了相应的结论和建议。
- 张佳佳李春杨志义肖军柴国旱种毅敏
- 关键词：安全壳
- 中国核电厂抗震裕度地震谱形问题探讨被引量：2
- 2017年
- 福岛核事故后,地震作为初始事件引发核电厂严重事故的问题引起了广泛关注。在此背景下,中国核电厂相继开展了抗震裕度评价,但在评价中选用了不同的地震谱形。基于美国针对早期运行核电厂开展的抗震裕度评价方法和中国核电厂址的地震危险性背景分析,对比了中美两国核电厂抗震设计基准的差异,针对中国目前的情况,建议优先对采用二代加堆型的运行电厂进行抗震裕度评价。通过将RG1.60谱与归一化厂址特定SL-2级加速度反应谱进行对比分析,发现部分核电厂址反应谱谱形在高频部分超过了RG1.60谱,对于这类厂址,直接放大标准反应谱作为抗震裕度地震是不恰当的。对于采用二代加堆型的核电厂,选择了某个厂址特定SL-2级地震动与标准设计比较接近的核电厂址进行了分析,采用不同方法确定其抗震裕度地震,结果表明0.3g标定的NUREG0098中值谱在平台段和长周期部分明显低于相同PGA水平的一致概率谱和设定地震谱,三者都能被0.3g标定的RG1.60谱所包络。考虑到中国运行电厂的抗震设计特点,为了评价核电厂实际抗震能力相对于厂址的抗震安全裕度,可以采用一致概率谱或设定地震谱;为了评价二代加运行核电厂实际抗震能力相对设计基准地震动的抗震安全裕度,建议采用给定PGA标定的RG1.60谱。
- 荆旭荆旭常向东
- 关键词：设定地震
