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1.
针对核动力系统在线异常检测存在故障样本稀少且不完备的现实问题,借鉴安全运行域的概念,基于逻辑距离计算的思路,提出一种基于正常运行数据驱动的核动力系统异常检测方法,并以某核动力系统常用运行工况历史数据为对象,对算法进行了试验验证。结果表明,设计算法能有效检测系统异常和故障,具有良好的可靠性和可解释性,并且检测力度具有可调节性。   相似文献   
2.
针对采集的控制棒驱动机构(CRDM)振动信号中存在非平稳、强噪声失真信号,提出一种基于评价函数和误差反向传播(BP)网络的CRDM滚轮状态评估方法。信号经半软阈值去噪、局部均值分解(LMD)提取特征向量,特征向量组成的样本集经BP网络进行状态识别,引入评价函数对状态识别结果进行评价,依据评价结果进行失真样本剔除,保留新形成的样本集进行状态识别。结果表明,基于评价函数和BP网络的CRDM滚轮状态评估方法能有效对滚轮缺陷状态进行识别,解决了控制棒驱动机构滚轮状态难以进行准确识别的问题。   相似文献   
3.
小型堆非能动安全系统初步设计   总被引:1,自引:0,他引:1  
  相似文献   
4.
在梳理民用核电安全目标内涵及层次结构基础上,深入分析舰船核动力特点、人员与舰船核动力关系、人员安全需求及危险源防范等安全特性。吸收借鉴国际原子能机构和美国核管会经验,对舰船核动力初步安全目标体系进行了修订完善,提出了定性安全要求,合并了原体系中不同环境条件的分类目标要求,在堆芯损坏和主动力丧失基础上增设了动力事故导致的居住性丧失新指标。最后,对定量目标的量化原则、方法进行了分析,并从设计和安全评价两个方面评估了新目标体系可能产生的影响。  相似文献   
5.
基于UGF和Semi-Markov方法的反应堆泵机组多状态可靠性分析   总被引:2,自引:0,他引:2  
将通用发生函数(UGF)与半马尔可夫过程(Semi-Markov Process)相结合,对反应堆泵机组进行多状态可靠性分析。给出多状态系统可靠性分析的UGF算法模型,推导多状态设备性能状态的Semi-Markov过程概率表达式,定义设备、系统性能值的定量描述方法。以性能参数是否满足需求值做为系统成功与失效的判据,对比分析反应堆泵机组在需求性能条件下的多状态可用度与2状态可用度结果,并给出系统在任务周期内的平均性能值。结果表明,该方法能够定量分析部分失效对系统可靠性的影响,降低传统的2态可靠性分析方法产生的不必要的保守程度。  相似文献   
6.
本文首先详细解释了非能动系统可靠性概念,分析各种非能动系统可靠性评价方法的特点,对比各种方法之间的区别,并指出这些可靠性评价方法共同存在的不足:没有一种方法可同时兼顾非能动系统设备可靠性与功能可靠性,不能科学地整合两者的可靠性,并且未将非能动系统整体可靠性融合进概率安全评价(PSA)模型;针对各种方法存在的不足,本文在国内外研究基础上提出研究问题与思路,而且展望了非能动系统可靠性评价方法未来的发展方向。  相似文献   
7.
非能动安全壳冷却系统(PCCS)能在反应堆发生事故时将安全壳内部的热量及时导出,避免安全壳因超温、超压而失效。为强化换热,本文设想在安全壳内部安装阻隔带和液滴收集装置,通过降低层流区液膜厚度、扰动不可凝气体隔离层并充分利用湍流的换热强化作用,降低总的换热热阻,提高换热效率。以AP1000为例,依托GDLM模型对改进前后安全壳的换热情况进行分析,结果表明,通过安装阻隔带和液滴收集装置,能降低安全壳壁面的液膜厚度,提高壁面热流量,从而实现强化换热。  相似文献   
8.
采用相空间重构和支持向量机相结合的方法建立混沌时间序列预测模型,用该模型对冷却剂体积流量进行预测。应用粒子群算法对模型中参数取值进行同步优化后,预测值与实际测量值的平均相对误差为1.5%,相对精度为0.9879。结果表明,该模型能够用于摇摆条件下自然循环的冷却剂体积流量预测,且具有较高的精度和鲁棒性。  相似文献   
9.
用动态可靠性方法弥补传统事件树/故障树方法的不足,补充和完善现有核电厂的可靠性与安全性评估,已成为核电厂概率安全研究的一新发展点。近30年来,动态可靠性已具有相对成熟的理论基础——概率动力学,并形成了蒙特卡罗(MC)模拟和离散动态事件树(DDET)两类主要方法。本文简要介绍动态可靠性理论和方法的研究现状与技术特点,并对未来趋势进行分析。  相似文献   
10.
基于余热排出泵的故障树建立了贝叶斯故障诊断网络。在FT/BN基本转换的基础上,分析了多态逻辑表达的方法和不确定性问题的条件概率表的确定,运用专家分段投票的方法建立了BN网络根节点概率。所建网络可通过节点重要度、灵敏度分析和双向诊断等功能为设备设计使用和维修决策提供参考。  相似文献   
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