利用MATLAB计算AP1000可靠性数据的初步探索

可靠性数据分析为核电厂设备的可靠性试验和可靠性维修等可靠性管理工作提供决策依据,在可靠性工程中占有重要地位.该文以AP1000的DTS泵为例,初步探索了AP1000电站设备可靠性数据的采集与处理、可靠性参数的分析计算这一过程.对于可靠性数据的计算,本文在行业通用数据及电站专有设备运行数据的基础上,利用Matlab平台实现了经典概率统计和贝叶斯估计两种方法的算法,摸索出一套可行的可靠性数据分析体系,引领AP1000电站设备可靠性数据分析工作的开展.     

后处理厂与核电厂概率安全评价方法学的比较

为了确保中国动力堆乏燃料后处理中间试验工厂(中试厂)安全可靠地设计和运行,在用确定论方法对其事故进行分析的同时,有必要应用概率安全评价(PSA)方法对中试厂进行安全评价.该文借鉴核电厂PSA实践经验,研究了国际上后处理厂PSA的应用情况,从设计安全基本原则、PSA方法学、可靠性数据、事故辐射后果等方面,比较了概率安全评价技术在核电厂与核燃料后处理厂应用中的异同,最后确定了后处理厂概率安全评价的具体方法独立的故障树演绎技术,并实际应用于中试厂的概率安全评价.结果表明,后处理厂比核电厂具有较低的风险和较好的安全性.     

核电厂备用系统可靠性模型及其参数评估方法

由于同时存在备用应力和需求应力,导致了备用设备可靠性模型的多样化.本文首先给出了只考虑备用失效和需求失效的基本模型,并对在可靠性和风险评估中使用不同模型所带来的差异进行了研究,总结了两种基本模型的特点;然后,对同时考虑两种应力的综合模型的表达形式和适用性进行了分析,并提出上述三个模型的基本使用原则;最后,针对目前核电厂可靠性数据(包括通用数据库和特定核电厂的典型数据)的积累现状,对模型参数的评估方法进行了研究,提出了基于三个不同层次的数据评估方法,简要介绍了每种评估方法的实施步骤和注意事项,并在此基础上,结合中国核电厂可靠性数据的实际情况,提出了中国核电厂备用设备可靠性模型和参数评估方法的使用建议,认为在目前情况下,中国核电厂应该尽可能利用已经积累的电厂典型数据以反映中国电厂的实际情况.     

先进核电厂概率安全分析探讨

随着核电技术的不断发展与应用,概率安全分析技术已广泛应用于核电厂工程实践中.轻水堆核电厂的概率安全分析技术已发展得相当成熟,而先进核电厂的概率安全分析工作正在不断展开.本文试图对传统PSA技术应用于先进核电厂过程中可能遇到的问题进行探讨,首先从传统的轻水堆核电厂概率安全分析框架谈起,追溯其成因,然后基于先进核电厂的安全特性提出现有概率安全分析技术应用过程中遇到的问题,最后以高温气冷堆的概率安全分析为例提出先进核电厂概率安全分析的建议.     

核电厂备用系统可靠性模型及其参数评估方法

 由于同时存在备用应力和需求应力,导致了备用设备可靠性模型的多样化。本文首先分析了备用失效模型和需求失效模型的特点;然后,对同时考虑两种应力的综合模型的表达形式和适用性进行了分析,并提出上述三个模型的基本使用原则;最后,针对目前核电厂可靠性数据的积累现状,对模型参数的评估方法进行了研究,提出三个不同层次数据的评估方法,并在此基础上给出了我国核电厂备用设备可靠性模型和参数评估方法的使用建议。     

基于贝叶斯网络的核电厂安全系统可靠性分析

 针对核电厂改进的辅助给水系统（ASG）,研究了基于贝叶斯网络的系统安全评价方法。通过故障模式与影响分析构建ASG系统可靠性框图,根据可靠性框图与贝叶斯网络的映射关系,建立ASG系统贝叶斯网络,利用网络推理计算事件发生概率,对系统进行了可靠性分析。研究结果表明,该方法通过贝叶斯网络的正向推理、反向推理和双向推理,能够计算任意节点事件的发生概率,表征设备多态失效模式和获得更多评估信息,与传统的故障树方法相比,具有更强的分析能力和更接近实际,适用于核电厂安全系统的可靠性评价,且具有一定的优越性。     

核电厂操纵员认知可靠性模型的实验研究

为了提高核电厂操纵员在真实核电厂操纵过程中的可靠性,需要对核电厂操纵员的可靠性进行模拟研究。采用核电厂模拟器作为研究平台,参考目前国际上流行的三参数人的认知可靠性研究模型,结合中国核电厂操纵员的实际情况,对其参数加以改造,建立并运用以两参数威布尔分布为基础的核电厂操纵员认知可靠性研究理论模型,对核电厂操纵员可靠性进行了实验研究,并将实验结果与美国、匈牙利等国同类研究成果进行了比较,得到了一致的结果。该研究实验的结果可对核电厂的安全运行起到有益作用。     

中国核电厂操纵员不响应概率的实验研究

详细描述了有关中国核电厂操纵员可靠性（ＣＯＲＥ）实验的目标、要求及实验安排．中国核电厂操纵员可靠性实验是在清华大学全尺寸核电厂模拟机上,按照ＩＡＥＡ所推荐的人误分类方法和ＰＳＡ中ＨＲＡ的研究重点,ＨＣＲ模型中人误机理以及操纵员与时间相关的不响应概率的统计分析理论进行的．研究小组开发了有关进行数据处理的计算机软件（ＨＲＡＳ）,分别叙述了有关实验准备工作及５４位中国操纵员在模拟机上所获得的数据和参数、操纵员不响应概率曲线的拟合、人的失误ＳＲＫ与ＣＰ模型的参数,与其他国家的结果的比较．此外,按照中国核电厂操纵员的特点,对有关威布尔参数及ＰＳＦ因子修正．最后,讨论了有关利用ＣＯＲＥ结果对ＰＳＡ中的ＨＲＡ的应用的结论和建议．     

两环路核电厂概率安全分析

秦山二期核电厂是两环路电功率为 ６００ ＭＷ的核电厂，而已进行过概率安全分析的广东大亚湾核电厂则为三环路９００ＭＷ核电厂。本文以去掉一个环路的９００ＭＷ三环路核电厂为参考电厂来进行两环路核电厂概率安全分析（ＰＳＡ）。分析结果指出：１）只要满足确定论安全审查，两环路核电厂的概率安全特性不亚于三环路核电厂的概率安全特性；２）参考的两环路核电厂堆熔频率为２．４２×１０－５／（堆年）；３）参考的两环路核电厂严重事故的支配性初因依次为失水事故（ＬＯＣＡ）和丧失热阱。本研究对两环路核电厂设计、建造和运行提供了有益的参考。     

基于韦伯分布与RBI理论修正的加氢母站设备可靠性分析

针对目前氢损伤失效机理无法量化到失效概率中的问题,更加准确、全面的分析加氢母站设备可靠性,修正RBI理论进行加氢母站设备的可靠性分析,结合双参数韦伯分布、极大似然估计统计分析设备同类失效概率,针对加氢母站设备特有失效机理,创新性地提出氢损伤修正因子与其定量分析方法,整体探讨了加氢母站设备可靠性。结果表明：修正RBI理论的泄漏孔径分类、结合双参数韦伯分布与极大似然估计计算同类失效概率更符合实际工况;结合氢损伤修正因子可得出氢设备失效概率值,氢损伤修正因子敏感性分析表明,氢损伤修正因子对设备失效概率呈正相关,建议对氢设备应采取一些具体措施进行预防性维护,对加氢母站设备安全运营管理与预防决策有重要意义。