停堆保护系统可靠性指标分配测算

通过研究工业领域常用的可靠性指标分配方法,结合新堆的设计特点,确定了适合的可靠性指标分配方法。利用比例组合法和专家打分法将新堆的堆芯损坏频率(CDF)分配到停堆保护系统。通过分配测算,停堆保护系统的可靠性指标达到8.83×10~(-5)即满足安全目标要求。     

可用性分配法优化核电厂非安全级DCS系统设计

为核电厂非安全级数字化仪控系统(DCS)系统在设计阶段明确板卡级设备可靠性要求,在产品设计阶段利用可靠性分配方法将可用性指标合理地分配到组成系统的各部件中,可用性分配结果是开展可靠性预计工作目标和设计参考依据,可靠性预计结果是进行可靠性指标分配调整与系统指标验证的基础,二者相辅相成,通过迭代分配和指标验证为实现核电厂非安全级DCS系统设计优化提供参考。     

考虑人因的核电厂主控室认知可靠性模型研究

面对传统认知因素及认知建模所存在的缺陷,以核电厂主控室为参考背景,以人因为关键点,提出了一种基于贝叶斯网络的认知可靠性分析模型.该模型重点分析了影响认知可靠性的人因,对认知节点及认知节点所对应的影响因素提出了一系列方法及相应函数公式来计算认知可靠性.该模型及方法可以应用于核电厂主控室操作人员认知过程的评价.     

核电厂内部水淹一级概率安全评价

核电厂内部水淹事件是一种可能引起多个设备同时失效的共因故障。应用概率安全评价方法对其进行分析,能够找出电厂薄弱环节,并完善电厂的设计。本文介绍进行核电厂内部水淹一级概率安全评价的方法,并以某300MWe核电厂为对象,利用RiskSpectrum程序,计算得到了内部水淹引起的堆芯损伤频率。计算结果表明,内部水淹引起的CDF占内部事件总CDF的2.45%,是很小的比例。     

PSA分析中可靠性参数的Kass-Steffey修正原理及应用研究

可靠性参数是核电厂概率安全分析评价(PSA)的基础,参数经验贝叶斯方法(PEB)在处理少量失效数据样本时会低估待估可靠性参数的不确定性;Kass-Steffey修正方法采用泰勒展开对参数的后验方差进行修正可以解决参数低估问题。研究Kass-Steffey修正原理并推导出一阶修正公式,计算带Kass-Steffey修正的多个核电厂始发事件频率的参数后验估计方差及90%的置信区间值。计算结果表明,对于失效数据次数多的样本,Kass-Steffey修正对后验方差及估计区间影响较小;对于失效数据稀少的样本,Kass-Steffey修正值得关注,修正后的后验方差变化16%~99%,置信区间值变化4%~53%。     

基于AP913流程的核电厂设备可靠性分级方法研究

为了合理分配核电厂的设备管理、维修资源,提高在运系统设备的可靠性,确保核电厂安全稳定经济运行,必须对核电厂的设备进行分级管理。本文基于AP913设备可靠性管理体系,对设备可靠性分级方法进行研究,形成了1种不同于RCM及SRCM规程的全新分级方法。依据该分级方法,国内某核电厂成功完成了全厂205个系统的设备可靠性分级工作。     

基于PSA分析结果的AP1000系统设计改进建议

基于对AP1000一级概率安全分析(PSA)的结果,发现正常余热排出系统(RNS)的设计不足可能会导致安注管线破裂(SI-LB)始发事件对堆芯损坏频率(CDF)贡献较高。对正常余热排出系统进行适当的系统改进,采用概率安全分析的方法重新构建了改进后的RNS系统故障树及相关事件树模型,对RNS系统可靠性进行分析,并对改进后核电厂CDF、进行了计算,结果表明,RNS系统改进后可大大减少安注管破裂始发事件导致的堆芯损坏,改进后电厂堆芯损坏频率(CDF)降低29.1%。     

大亚湾核电站外电源系统可靠性分析中GO法的应用

应用GO法进行了大亚湾核电站外电源系统的可靠性分析，导出了具有共有信号时系统稳态可靠性指标的直接定量公式和两状态单元进行状态概率动态计算的公式，提出了求解系统是小故障事件集合的方法，求出外电源系统的所有最小故障事件集合及其故障概率，并进行了电网失稳后外源系统供电恢复概率的动态计算。结果表明，在可修系统的稳态和动态可靠性分析中GO法是一种十分简便而有效的方法。     

基于故障树的核电厂保护系统电路可靠性预计

可靠性预计作为电路可靠性分析的一种手段,在核电厂保护系统改造中,针对元器件停产、再选型具有很好的辅助作用。在电路可靠性分析中,可靠性预计主要是对每一种部件进行失效模式和影响分析(FMEA)评估,建立失效模型,计算失效率。故障树作为可靠性预计的一种分析方法,能直观体现卡件的单点故障。通过故障树法特有的树状结构图列出卡件的失效率计算式,从而得出电路改造前后卡件的平均无故障工作时间(MTBF)并将结果进行对比,该对比结果能作为核电厂保护系统电路改造可靠性分析的一项重要指标。     

低压安注泵特性曲线偏离的系统修正方法研究

从国内某二代改进型核电厂低压安注泵特性曲线偏离这一问题出发,分析了安全注入系统低压安注泵的性能要求特点。通过计算及对比低压安注泵可用汽蚀余量和必需汽蚀余量,从系统设计和调试角度提出了修正方法,使得该低压安注泵能够满足该核电厂运行要求。     

核电厂重大设备健康状态的模糊综合评价方法

针对核电厂重大设备管理细则、设备运行特点和要求，提出了核电厂的重大设备健康状态综合评价方法。根据核电厂设备状态监测特点，建立了基于监测任务的多层次指标体系模型。基于设备零部件潜在故障模式分析故障现象，分析设备监测任务，并构建监测任务隶属度函数模型。总结专家实际评估经验，提出指标权重由所辖多个监测任务共享，由劣化最严重的监测任务继承权重，得到设备的指标状态；通过改进的层次分析法，分配各指标的初始权重，并提出基于指标状态等级的分级变权理论模型，均衡考虑关键指标的恶化情况。将建立的评价方法应用于核岛主泵轴封系统健康状态评估，结果表明该方法可靠实用，能够有效表征重大设备的实际运行健康状态。      

基于风险指引技术的聚变堆可靠性指标分配方法

聚变堆的安全性是聚变堆可靠性分析必须考虑的重要因素,可靠性指标是可靠性分析的基础和前提。传统可靠性指标的分配过程没有与部件的安全性挂钩,一方面会造成某些安全重要部件的可靠性指标分配的较低,产生安全隐患;另一方面会造成某些无关安全部件的可靠性指标分配的较高,浪费资源,从而对聚变堆可用性产生不利影响。本文根据聚变反应堆的特点,提出了一种基于风险指引技术的分配方法,从聚变堆危害剂量与允许频率出发,将聚变堆总体的可靠性指标分配到各个系统,再分配到系统中的部件。该方法可为聚变堆可靠性指标体系的建立提供技术支持,并可为安全设计要求与监管要求的确立提供理论依据。     

非能动先进压水堆核电厂SGTR事故概率安全评价

蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000的SGTR事故进行一级概率安全评价(Probabilistic Safety Assessment,PSA),采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同响应所产生的事故序列,然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析。借助Risk Spectrum软件,计算SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率(Core Damage Probability,CDF),并进行堆芯损伤的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通过一系列分析得到导致堆芯损伤的重要基本事件,从而找到系统存在的薄弱环节。     

基于马尔可夫法的核电厂多样性驱动系统可靠性研究

多样化驱动系统(DAS)作为核电厂反应堆保护系统的多样性手段,是核电厂纵深防御设计中的重要组成部分,其安全可靠运行对核电厂的运行安全起到非常重要的作用。基于核电厂多样性驱动系统的构成与控制原理,采用马尔可夫方法并结合可靠性框图法对DAS进行可靠性建模,有效描述系统的动态特征,最后采用马尔可夫链概率模型检测器求解法,求得DAS系统的可用度和部件重要度分析结果,通过对可用率和部件重要度结果分析,提出改善系统可靠性的方向及改进系统设计和维护的有效建议。     

核电厂数字化仪控系统状态监测及可靠性预测方法研究

随着我国核电的发展,数字化仪控系统和设备的引入,给核电厂安全性和可靠性带来的风险得到广泛的关注。目前国内外的核电厂数字化仪控系统状态监测仅针对单个设备,具有一定的局限性,忽略了设备间的可靠性关联及设备可靠性趋势对整个系统可靠性的影响。本文提出一种核电厂数字化仪控系统状态监测及可靠性预测方法,以高压安注系统为例,通过监测多个相关设备的状态信息,分析其内在可靠性关联,得到设备当前可靠性趋势对整个系统可靠性状态的影响,建立系统可靠性模型。该模型通过状态信息的更新,实时监测整个系统的可靠性状态,为核电厂系统和设备提供更为全面的预测和可靠性状态监测,为核电厂的系统管理、设备管理及运行维护提供指导。     

核电厂复杂系统的维修规则可靠性指标的制定技术改进

本文概述了核电厂维修规则性能指标的制定方法，结合CPR1000核电机组低压安注系统的维修规则的可靠性指标的制定过程，特别针对工艺流程复杂的系统的可靠性指标制定提出技术改进。本文提出通过“按功能”或者“按设备”的方法，对系统中的若干个相关设备进行分组以设置“设备级”指标，以解决对设备组合设定指标的困难；针对复杂系统可靠性指标计算，运用泊松分布统一描述需求失效和运行失效，并使用失效率期望值来简化计算过程，以解决复杂系统中大量设备的失效率计算困难。本文对其中运用的数学工具均进行了合理的解释和证明。     

应用Jeffreys方法计算可靠性参数和始发事件频率的无信息先验

在核电厂概率安全评价（PSA）分析中,有些始发事件频率或设备失效记录在工业界几乎无历史数据。为了计算这些无信息先验的可靠性参数和始发事件频率,可采用Bayesian统计学中的Jeffreys方法。本文阐述了Jeffreys先验和简化的受限无信息先验分布（SCNID）的数学原理,分别导出了Gamma-Poisson模型和Beta-Binomial模型的Jeffreys无信息先验公式和不确定性区间。结合反应堆冷却剂小破口失水事故(SLOCA)实例介绍了如何应用Jeffreys先验计算始发事件频率。结果表明,Jeffreys方法是一种计算无信息先验的有效方法。     

简化贝叶斯方法在核电厂设备可靠性研究中的应用

利用蒙特卡罗方法简化贝叶斯估计的计算过程，并对核电厂设备可靠性数据进行自动快速分析，使小子样情况下分布参数估计计算过程中为简化。经过核电厂设备可靠性模拟数据检验，证明该方法计算过程高度自动化，快速并具有自适应性。     

基于GO法的核电厂电气主接线系统可靠性分析

将GO法用于核电厂电气主接线的可靠性分析,建立了核电厂典型3/2断路器主接线结构考虑有无检修状态(工作/失效/检修)的系统GO图并进行定性分析和定量计算.最后通过与故障树法所得结果的对比,验证了GO法在电气主接线可靠性分析领域的正确性和优势.     

核电厂提高优先电源可靠性实现方法

文章概述了核电厂优先电源及其可靠性的作用与意义,通过对GB/T 13177—2008《核电厂优先电源》以及IEEE Std 1792—2011的分析和解读,从设计角度研究了优先电源的可靠性,提出了提高优先电源可靠性的方法以及标准修订的建议。