适用于Living PSA的故障树求解方法

Living PSA是当前核电厂的安全分析与评价中最热点的问题之一，Living PSA实现中最为根本而又关键的问题是“速度”问题：在现有PSA方法的基础上，根据Living PSA的特性，设计了一种适用于Living PSA的故障树求解方法，即独立模块排序求解法，并通过例子详细地说明了该方法实现过程：这个方法除了能快速地求解故障树以外，当故障树结构或故障树中部件可靠性模型或数据发生变化时能实时地求解故障树。     

故障树向二元决策图的转换算法

Living PSA(Living probability safety analysis)技术已引起核电业主和核安全当局的广泛重视,该技术要求能快速准确地反映核电厂实际运行状态。因此,基于对新型的可靠性分析算法——二元决策图(BDD)的研究和概率安全分析程序NFRisk的编写经验,介绍了二元决策图的基本概念,故障树向二元决策图转换时的基本事件的排序算法,以及将故障树转换成顶事件的二元决策图的算法。这些算法均已应用在NFRisk程序中,并被证明具有良好的计算性能。     

概率安全分析软件的自主化研究与设计

随着核电技术和核电工程的快速发展,组织力量进行适用于Living PSA分析和应用开发要求的PSA计算分析软件的自主开发变得十分必要和迫切。核电站快速风险分析软件NFRisk的研究和开发着眼于研究Living PSA的管理和技术要求,基于这些要求开发PSA模型开发和维护的计算机程序,实现故障树建立和分析、不可用度分析、重要度分析、敏感性分析和时间相关性分析,以及事件树建立和分析等功能,并具备能够对大型PSA故障树进行快速分析和定量化的能力;同时NFRisk软件还将包括数据库分析和管理程序包,与目前商用PSA软件的数据接口程序等,最终构建成一个可进行多种应用开发的NFRisk软件。本文主要介绍NFRisk软件的开发设想、方案设计以及主要功能。     

Living PSA 模型化方法研究

将PSA技术应用于核电厂日常的运行管理和维修工作等活动,评价核电厂瞬时风险,从而帮助发现在设计中存在的薄弱环节,使核电厂以更加灵活的方式安全运行,以获得更高的安全性和经济性。本文对能够解决上述问题的Living PSA模型化方法进行了研究,介绍了Living PSA的定义,Living PSA研究工作的主要意义,Living PSA模型化方法以及应解决的主要问题。     

故障树求解中前处理技术的算法

核电厂概率安全评价(PSA)技术已引起核电业主和核安全当局的广泛重视,随着PSA应用的广泛开展和深入,对分析软件的计算速度提出了更高的要求。核电厂系统复杂庞大,其完整的PSA模型十分巨大,随着工作的进一步细致,其规模仍在增加,这给计算机的运算带来一定压力。为解决这一问题,在自主开发的PSA软件NFRisk中,采用了两种故障树求解的前处理技术:故障树结构简化方法和故障树模块化方法。实践证明:该技术的应用能明显加快故障树计算速度,缩短故障树求解时间。     

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。     

中国实验快堆保护系统可靠性评价

核电安全性始终是世界公众关注的焦点。目前概率安全评价已成为核电厂安全评价的标准方法之一,用概率论的方法对核电厂各个系统进行可靠性评价也已成为必不可少的分析手段。中国实验快堆是我国第一座池式钠冷快中子反应堆,其概率安全评价和可靠性评价对其安全运行具有重要意义。本文建立了中国实验快堆保护系统的故障树,并进行了定性和定量分析,计算得出了系统的不可用度,并进行重要度、敏感度和不确定度分析,对典型位置的部件进行共因评价。分析结果表明:由于多个冗余通道的设计,系统最小割集的发生概率分布比较均匀,该系统的设计是平衡的,不存在明显的薄弱环节,能够满足反应堆发生异常事件时的停堆要求。     

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.     

基于二叉决策图的故障树求解法

探讨了二叉决策图(BDD)求解故障树失效概率和最小割集(MCS)的方法,包括如何将故障树转化为BDD、用BDD求解最小割集、利用零压缩二叉决策图(ZBDD)表示最小割集以减少存储空间、基于BDD求解故障树顶事件失效概率.用程序实现了BDD算法,以某电厂PSA模型部分分枝为对象,通过手工计算和RiskSpectrum P...     

应用Petri网模型改进最小割集的算法

利用Petri网对系统故障树模型进行分析和求解,并基于对偶和再吸收处理提出一种改进的最小割集算法.应用该算法对某核电站的高压安注系统的可靠性模型进行了分析,结果表明,该算法可以大大减少计算量,能同时得到最小路集,且易于在计算机上实现.     

扩展割集矩阵在故障树快速求解方法中的应用

提出了扩展割集矩阵的概念及其展开规则．并将其应用在故障树快速求解方法中模块最小割集以及故障树最小割集的求解上．同时,利用矩阵形式．结合故障树求解的特点．提出了若干优化策略。     

ZBDD algorithm features for an efficient Probabilistic Safety Assessment

This paper explains a Zero-suppressed Binary Decision Diagram (ZBDD) algorithm and introduces advanced ZBDD algorithm-based features that are implemented into a fault tree solver Fault Tree Reliability Evaluation eXpert (FTREX). The ZBDD algorithm and its advanced features have been developed for solving a fault tree in Probabilistic Safety Assessment (PSA) of a nuclear power plant. The ZBDD can be interpreted as a factorized structure of minimal cut sets (MCSs). A ZBDD algorithm was developed in 2004 for performing a Boolean operation of ZBDDs. The ZBDD algorithm is based on a set of new ZBDD operation formulae. The ZBDD algorithm is known as an efficient replacement of a cutset-based algorithm that is based on traditional Boolean algebra.This paper explains how to perform a delete-term operation and a rule-based post-processing of MCSs by the ZBDD algorithm and demonstrates the efficiency of the ZBDD algorithm by performing benchmark tests. By using the ZBDD algorithm in this study, a long run time for (1) solving a fault tree, (2) performing a delete-term operation to handle negates, and (3) performing a rule-based post-processing of MCSs could be significantly reduced. Since the ZBDD algorithm is based on the factorized form of MCSs, it uses much less memory than the cutset-based algorithm.Due to the small memory requirement of the ZBDD algorithm from solving a fault tree to performing a rule-based post-processing, a much smaller truncation limit can be used than that in the cutset-based algorithm. By lowering the truncation limit, accurate PSA results such as a core damage frequency and importance measures could be calculated by the ZBDD algorithm.     

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。     

基于粗糙决策模型的核电厂故障诊断方法

将粗糙集和信息熵相结合,提出了改进的决策树ID3算法,并提出了基于此算法和粗糙集约简算法的故障诊断方法.将该方法用于核电厂故障诊断.结果表明,该方法具有良好的故障诊断性能,可在核电厂故障诊断领域中应用.     

高温气冷堆示范工程反应堆保护系统故障树模型的建立和分析

数字化保护系统正逐步取代模拟系统,应用于新建和升级的核电厂中,数字化保护系统的可靠性分析已成为仪控领域的热点研究课题。本工作以高温气冷堆示范工程（HTR-PM）的反应堆保护系统为研究对象,研究数字化保护系统故障树模型的建立和分析方法,主要研究内容包括：故障树顶事件的选取;基于失效模式与影响分析（FMEA）的故障树搭建方法,重点研究保护系统冗余通道的“2/4”表决逻辑以及通道旁通的处理方法;对故障树模型进行定性分析,并根据故障树的最小割集讨论保护系统的薄弱环节。该研究对于分析数字化保护系统的可靠性并改进系统设计具有重要意义。     

大亚湾核电站停堆工况风险研究

基于传统ＰＳＡ方法学（适用于功率运行工况）及核电站停堆工况特征，提出了一套停堆ＰＳＡ特征方法，包括电站运行状态离散法，分阶段评价和主逻辑故障树评价。将该方法应用于大亚湾核电站（ＧＮＰＰ）停堆工况ＰＳＡ研究，得到了较真实反映ＧＮＰＰ实际情况的结果。研究结果对ＧＮＰＰ的停堆运行和管理有实际应用价值，以我国今后核电站设计、运行及管理也有现实意义。