RiskA和Risk Spectrum故障树计算的比较分析

对FDS团队研发的国产PSA软件RiskA进行了大量系统性的测试,采用完整的核电站真实系统模型,分别用RiskA和国际同类流行软件如Risk Spectrum进行了故障树的定性及定量分析,测试结果表明RiskA与国际同类软件相比,结果正确、模型可靠、算法精确.而Risk Spectrum在测试过程中暴露出了一些问题,如分析中采用阶数截断时单个最小割集的定量计算不正确等,对该问题进行了理论证明及初步的原因分析.     

RiskA事件树模型转换模块的研发

我国的核电行业大多采用国外商用PSA软件作为其概率安全分析工具,其中Risk Spectrum是国内目前应用最广泛的PSA软件。RiskA是FDS团队自主研发的具有完全自主知识产权的大型集成概率安全分析可靠性软件系统。为了保证核电站PSA事件树模型的可靠性,在深入分析Risk Spectrum、RiskA的事件树存储结构基础上,设计并开发了事件树模型识别模块,该模块能够实现Risk Spectrum事件树模型向RiskA事件树模型的自动转换。     

RiskA计算引擎在核电站概率安全评价中的应用

研究分析了R＆R Workstation平台的计算引擎配置问题,实现了该平台下调用FDS团队自主研发的RiskA计算引擎.基于上述工作,采用真实核电站的概率安全评价模型,对RiskA计算引擎进行了正确性校核,并与CQUANT引擎进行了计算速度比较.测试表明正确实现了在PRAQUANT下对于RiskA计算引擎调用,Ris...     

基于网络的核电站PSA数据库管理系统设计研究

核电站PSA数据库管理系统是进行核电站安全评估的手段之一.按照数据库规范设计法,设计了基于网络的核电站PSA数据库管理系统NDMS,NDMS能为PSA提供方便而充分的数据.根据核电站实际情况,NDMS采用了网络化设计,并设计了用户管理机制及智能编码规则管理机制.目前NDMS已作为PSA分析软件RiskA的数据库平台得到了较好的应用.     

适用于Living PSA快速求解最小割集的算法研究

Living PSA是现今核电厂安全分析的热点之一,核电厂本身是一个非常复杂的系统,其相应的Living PSA模型也相当庞大,这样在Living PSA的应用中,计算软件的分析速度成为限制其发展的瓶颈之一.本文基于现行常用的PSA分析算法,设计了一个能够快速求解故障树的算法.该算法首先将生成的故障树转化成用于计算的标准故障树,然后对标准故障树进行模块化,生成四类基本的独立子树,最后调用优化过的最小割集算法并采用多叉树方法进行割集的合并和吸收.该算法目前已应用于核电站快速风险分析软件平台NFRISK的开发中,并通过应用于中国实验快堆的一些系统和设备的故障树分析对其进行了初步验证.     

概率安全分析软件RiskA与RiskSpectrum的故障树计算引擎计算对比分析研究

本文采用完整的秦山第三核电厂PSA模型,分别用中科院FDS团队自主研发的概率安全分析软件RiskA的计算引擎RiskAT与瑞典斯堪伯奥公司开发的RiskSpectrum的计算引擎RSAT进行了计算,结果表明二者定性和定量计算结果一致,在计算性能方面,RiskA的计算速度快于RiskSpectrum。     

核电厂PSA中事故序列后果分析方法研究

在核电站PSA事故序列后果求解过程中,为减小事件树转换成故障树的规模,需对事故序列的布尔表达式进行简化。首先,引入“三步法”,即在事件树转换成后果故障树前,先形成以始发事件和功能事件为节点的故障树;然后,利用FAUNET规则对该故障树进行化简;最后,用始发事件和功能事件的实际输入替代这些节点。在FAUNET简化规则基础上,增加1条新的吸收规则用于简化事故序列后果故障树的某些特殊结构。在FDS团队开发的大型可靠性/概率安全分析软件RiskA平台上对上述方法进行了实现,并经大量实例测试证明了这种处理方法的有效性。     

概率安全评价软件RiskA中的非逻辑处理方法

非单调关联系统广泛存在于实际工程应用中，传统针对单调系统的处理方法不适合于这类系统的处理。因此，如何处理针对非单调关联系统所建立的模型成为概率安全评价软件研发面临的问题之一。本工作在调研一些国际流行概率安全评价软件非逻辑处理方法的基础上，探讨了非逻辑求解难点，基于RiskA的数据结构，设计并实现了非逻辑处理模块，并通过例题验证了RiskA软件非逻辑处理模块的正确性和可靠性。     

秦山三期重水堆核电站风险监测器研发进展

核电站风险监测系统(Risk Monitor)可对核电站的运行风险进行实时监测和预测,是概率安全评价(PSA)技术的高级应用之一.FDS团队广泛调研了国际现有核电站风险监测系统的研发现状,深入研究了风险监测系统涉及的各种关键算法并探索了相关实现技术,基于前期自主研发的大型集成概率安全分析软件RiskA发展了通用核电站风...     

聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层的初步概率安全分析

双冷液态锂铅(DLL)包层是聚变发电反应堆(FDS-Ⅱ)实现氚增殖及产能的关键部件。运用概率安全评价方法(PSA),利用自主开发的概率安全分析系统软件RiskA对FDS-Ⅱ/DLL包层进行了概率安全分析,结合热工水利分析的结果得出包层的熔化频率,并将其与压水堆、快堆的堆芯熔化频率进行比较。通过敏感性分析得出对FDS-Ⅱ/DLL包层较为敏感的几个子系统,对系统的设计及建造有着一定的指导意义。     

贝叶斯估计方法在Alpha因子模型参数估计中的应用

核电厂的概率安全分析（PSA）结果表明,共因失效（CCF）在系统的不可靠度中占有相当重要的贡献。国内PSA分析中CCF数据一直采用通用数据,难以体现国内核电机组的运行特点。Alpha因子模型由于其参数估计的简单化、计算结果的精确性等特点是PSA中最常用于模化共因失效的模型。但由于共因失效事件的罕见性,使用经典估计算法难以产生合理的统计值,因此,本文给出共因参数的贝叶斯估计方法,该方法能够结合先验信息和样本信息,不需要很大的样本就能得到较好的估计值,有效解决了核电厂共因失效事件少、使用经典估计方法计算结果不合理的问题,适用于核电厂共因失效模型参数估计。      

铅铋快堆一回路充排系统可靠性分析

铅铋快堆属于第四代反应堆,其一回路采用液态铅铋合金冷却。铅铋快堆一回路充排系统可以调节反应堆主容器内液态金属液位,该系统充满含有放射性物质的液态金属,其可靠性水平对反应堆运行及安全有重要影响。本文以中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队自主设计的铅铋快堆一回路充排系统为研究对象,运用故障树分析方法对该系统进行可靠性分析。系统建模分析使用的是FDS团队自主研发的大型可靠性与概率安全评价软件RiskA。本文通过定性分析和定量计算得到了铅铋充排系统的不可用度、最小割集,同时进行了重要度分析、敏感性分析以及对结果的不确定性分析,找出了影响系统可靠性的关键环节,为充排系统的设计优化提供了参考。     

基于蒙特卡罗抽样和最大-最小法的地震易损度算法研究

本文探索并研究了一种新的地震易损度算法,基于蒙特卡罗（MC）抽样和最大-最小法计算了单个设备和多个设备组合的最小割集的易损度。最小割集包括3种类型：纯地震失效最小割集、包含非事件的最小割集、地震失效和随机失效混合割集。对于仅包含地震失效的事故序列,可直接采用基于蒙特卡罗抽样和最大 最小法的易损度算法进行计算。涉及地震失效和随机失效混合的事故序列,可采用极限近似方法（MCUB）或其他割集定量化算法进行计算。经对比,基于蒙特卡罗抽样和最大 最小法的地震易损度算法计算结果与理论值一致,为工程应用中的地震易损度计算提供了另一种可行的算法。     

ADORE: Alternative detector layout optimization for ROP system of CANDU reactors

In CANDU^® reactor design, the regional overpower protection (ROP) systems protect the reactor against overpower in the fuel which could reduce the safety margin-to-dryout. Specifically for the CANDU^® 600 MW (CANDU 6) design, there are two ROP systems in the core, one for each fast-acting shutdown systems. Each ROP system includes a number of fast-responding, self-powered flux detectors suitably distributed throughout the core within vertical and horizontal assemblies. The placement of these ROP detectors is a challenging discrete optimization problem. The DLO (detector layout optimization) module of ROVER-F code was used to design the existing ROP detector layout of CANDU 6 reactors. In the past couple of years, a new methodology for designing the detector layout for the ROP system, called DETPLASA algorithm, has been developed. This method utilizes the simulated annealing (SA) technique to optimize the placement of the detectors in the core. This algorithm was developed to overcome the shortcoming of DLO method to produce a detector layout configuration when the size of the problem is large. An alternative method has been recently developed for solving the ROP detector placement problem. This method is called ADORE (Alternative Detector layout Optimization for REgional overpower protection system). Although technically any stochastic optimization technique can be utilized, presently this method utilizes the SA technique as its optimization engine. This paper presents an overview of ADORE methodology and provides some numerical results from its execution.     

Asymmetrical Common-Cause Failures Analysis Method Applied in Fusion Reactors

Fusion reactors like the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) are generally complex systems, which demand reliability analysis. Common-Cause Failures (CCF) are increasingly important in the reliability analysis of these systems because of the widespread redundancy or similar components in them. However, despite the wide research in CCF, there has been little research on the handling of asymmetries of CCF that is inevitable in ITER. A concept of Multi-Common-Cause Failures (MCCF) and its key assumptions are discussed in this paper. On the basis of MCCF and the assumptions, a transition method named Common-Cause Breakdown Structure (CCBS) was designed to manage the asymmetrical CCF. The CCBS method can be easily applied to most fault tree analysis codes because the CCF treated by CCBS can be handled by traditional CCF models. A redundant system example was modeled and calculated in the reliability and probabilistic safety analysis program RiskA developed by FDS Team. The analysis results for water pumps redundant system applied in Tokamak cooling water system show that CCBS method is adequate and effective.