PSA分析技术应用于非堆核设施的研究及建议  

Research and Suggestion of Probabilistic Safety Assessment Applied in Non-reactor Nuclear Facilities

作　　者：赵鑫[1] 崔春龙[1] 李兴义[2] 孔庆军 

机构地区：[1]西南科技大学,四川绵阳621010 [2]中国核动力研究设计院,四川成都610041 [3]国防科工局,北京100037

出　　处：《广州化工》2011年第14期28-29,32,共3页GuangZhou Chemical Industry

摘　　要：PSA方法为明确说明复杂系统的功能因果联系提供一个规范的结构程序,用来评估失效的后果并推定工厂运行危险的数字估计。从原则上说,核动力厂PSA研究所使用的方法学与化工厂所使用的是相同的。但是,核化工厂的非反应堆核设施PSA存在着一些特点,使得相关研究非常必要。The probabilistic safety assessment （PSA） provided a formal structured procedure for defining the functional logic of eomplex systems, assessing the consequences of failure and deriving numerical estimates of risk from the operation of a plant. In principle, the methodology applied to a PSA study for an NPP was the same as that for a chemical plant. However, nucleation factory of NRNF PSA existed some features, so the interrelated research was indispensable.

关 键 词：PSA 非反应堆核设施 核化工厂 研究 

分 类 号：TQ116.2[化学工程—无机化工]