核电厂反应堆主泵主轴疲劳可靠性试验与评估

为了获得给定置信度、不同可靠度下的核电厂反应堆主泵主轴材料疲劳可靠性数据,制造了一段内外径尺寸、加工工艺与产品主轴完全相同的模拟轴用于取样,测试了常温光滑、常温焊接、常温缺口、高温光滑、高温焊接、高温缺口6种试样的疲劳寿命;应用可靠性统计方法分别确定了置信度为0.9、0.95时,在不同可靠度下6种试样的疲劳可靠性寿命置信下限方程以及6种试样的可靠性疲劳极限;分析了试样与主轴疲劳寿命的区别与修正方法,利用修正后的试样数据对主轴疲劳失效的薄弱环节进行可靠性评估。结果表明,置信度为0.9、0.95时,主轴在寿期内不发生疲劳失效的可靠度超过0.9999。本研究实现了反应堆主泵主轴疲劳失效更为准确的可靠性评估。      

定量加速寿命模型在冗余负荷共享系统中的应用

在大多数情况下，分析冗余负荷系统都是假定各个部件是相互独立的，换句话说，就是假定失效部件不影响其余完好部件的失效分布。然而,当一个多部件系统共享一个负荷时，其部件相互独立的假设就不再存在了。如果一个部件失效，其它完好部件就不得不分担失效部件的负荷，这样，完好部件的可靠性就会变化，系统可靠性的计算就不再是一个简单的指数分布。本文将利用加速寿命实验数据分析模型来确定系统的可靠性，并研究相互依存的概念，累积损伤寿命模型将用来分析从负荷共享部件获得的实验数据，其结果将用于寿命，应力模型的参数。而寿命－应力模型将用来作为系统可靠性方程的输入，最后在运行应力基础上提出一个综合的预测共享负荷部件系统的可靠性模型，以便得到一个较好的预测值。     

考虑多失效行为的核电厂可修系统可靠性数值仿真

为分析含有顺序、冗余及功能相关等多失效行为的核电厂安全系统的可靠性,提出了基于动态故障树模型的可靠性数值仿真方法。通过对部件多失效行为的随机模拟及动态逻辑门成功准则的判定,实现了对含有多失效行为的核电厂安全系统的可靠性数值模拟。案例分析结果表明,该方法能对多失效行为的复杂系统进行可靠性分析,具有较强的适应性。     

应用分层模型进行核电站设备可靠性参数估计

目前国内对于从多个核电站统计的设备失效数据进行各特定核电站设备可靠性参数估计的方法研究尚少。本文研究了用于可靠性参数估计的分层模型以及实现分层模型的两种方法:带Kass-Steffey修正的参数经验贝叶斯方法和马氏链蒙特卡洛方法。以设备需求失效的稀少失效数据样本为例,推导了带Kass-Steffey修正的Beta-Binomial模型原理并编程求解,研究了马氏链蒙特卡罗方法及软件计算,对比了核电站后验失效概率的计算结果。计算表明:两种方法得到的部分失效概率后验估计的均值相差0~25%;95分位值相差5%~15%,两种方法都可用于稀少数据的样本估计。     

LOCA事故下安全注射系统可靠性的GO-FLOW法分析

反应堆安全注射系统是包含复杂操作时序的动态系统,本文研究了应用GO-FLOW方法对其进行可靠性分析,导出了能将GO-FLOW用于含两种失效模式的可修部件状态概率计算的可靠性参数等效模型,并验证了模型的正确性。给出了实际算例,结果表明,GO-FLOW方法是对含时序问题的动态系统进行可靠性分析的有效工具,本文导出的可靠性参数等效模型提高了GO-FLOW对多状态问题的分析能力。     

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%。     

基于分离变量的地震PSA相关性分析方法研究

为解决现有地震概率安全评价（PSA）相关性分析简化假设存在的问题,建立更准确反映核电厂构筑物、系统和部件（SSC）地震相关性的分析方法,对基于分离变量的易损度相关性分析开展了研究。结合易损度模型对分析方法进行了理论推导,并对方法的实施过程进行了介绍。利用该方法对不同条件下SSC的联合失效开展案例分析,得到了联合失效的易损度曲线和失效频率分析结果,并与现有相关性简化假设得到的结果进行了对比。研究结果表明,基于分离变量的地震PSA相关性分析方法能弥补现有方法的不足,支持核电厂地震PSA开发和应用。     

基于GO法的反应堆补水系统共因失效分析

对反应堆补水系统进行可靠性分析时,按照其不同的工作状态分2个阶段来完成.第1阶段,分析共因部件组2对补水上充部分的影响;第2阶段,综合分析共因部件组1和2对整个补水系统的影响.本文采用GO法分别对补水系统的2个阶段进行系统可靠性分析.首先构造系统模型,通过系统分析建立GO图,并根据GO法关于共因失效的算法计算2个阶段的系统不可用度及共因失效对不可用度的贡献.分析结果表明,共因失效对系统可靠性产生很大影响,而GO法算法是进行系统共因失效分析的有效而实用的方法.     

伊格纳林核电站RBMK-1500反应堆事故检测系统的动态可靠性和风险评价

本文给出了RBMK-1500反应堆事故检测系统（Accident Localization System，ALS）的可靠性和风险分析，以防止放射性向环境释放。系统的可靠性采用两种方法来估计和比较：传统的故障树方法和创新的基于随机微分方程的动态可靠性模型。对通过ALS的放射性释放的概率进行了估计。研究结果表明，在这个例子中传统的故障树模型方法在系统可靠性估计中存在高度的保守性。 对ALS进行可靠性研究的目的之一，就是证明动态可靠性分析方法与传统故障树，事件树方法相比较的优点。提出了对系统行为的动态方面进行处理的马尔科夫体系。虽然没有进行详细分析，但该体系仍然有能力解决非常多的部件失效的问题。简述了随机微分方程的计算方法，包括解析方法（仅适用相对小而简单的系统）和一些数值方法，如蒙特卡罗方法和对微分方程进行数值迭代的计算法。最后，对所研究系统的可靠性和使用的计算方法进行了评论和总结。     

基于CDF的核电厂可靠性指标分配方法研究

目前核工业界期望通过堆芯损坏频率(CDF)指标获得核电厂各前沿系统的可靠性指标,但尚没有明确的方法和实践。传统的可靠性分配方法是将系统的可靠性指标分配至子系统或部件,本文参考工业界传统系统的可靠性指标分配方法,根据核电厂风险评价方法和电厂设计特性,提出由CDF安全指标确定核电厂前沿系统可靠性指标的方法——比例—修正—公式法,该方法是基于传统的可靠性指标分配方法—比例组合法进行创新性提出,通过比例—修正—公式法计算了典型核电厂前沿系统的可靠性指标,计算结果显示该方法是合理可行的。     

基于相依竞争失效模型的主泵多状态可靠性分析

基于核动力主泵运行环境和性能退化机理,考虑自身振动和外部冲击对其性能退化的影响,建立了主泵冲击与退化相依竞争失效过程的可靠度模型。采用该模型计算了考虑性能退化的主泵在振动和外部冲击条件下的退化状态概率和可靠度,为基于使用环境的核动力主泵的多状态可靠性分析提供了一种有效的分析途径。分析结果可为设计变更和维修优化提供决策依据。     

冗余系统共因失效的载荷-性能分析与概率估算

从可靠性数学的角度,以环境载荷与零件性能的特征及其相互关系为背景,探讨了k/n(F)冗余系统共因失效的原因与机理,并致力于冗余系统共因失效概率预测的精确方法。分析表明,对于各零件处于同一载荷环境的系统,环境载荷的随机性是导致系统共因失效的最基本的原因。     

基于子集模拟法非能动系统功能故障概率评估

针对非能动系统多维不确定性参数和小功能故障概率问题,提出基于马尔可夫链蒙特卡罗子集模拟的可靠性分析方法。该方法通过引入适当的中间失效事件,将小功能故障概率表达为一系列较大的中间失效事件条件概率乘积的形式,进而利用马尔可夫链模拟的条件样本点来计算条件失效概率。以AP1000非能动余热排出系统为研究对象,考虑热工水力学模型和输入参数的不确定性,对其进行功能故障概率评估。结果表明：与其它概率评估方法相比,子集模拟法具有较高的计算效率,同时又能保证很高的计算精度;对非能动安全系统非线性功能函数有很强的适应性。     

基于模糊概率齐次Semi-Markov过程的核动力系统可靠性分析

研究了将模糊集合理论与齐次Semi-Markov过程相结合的方法对清晰事件 模糊概率系统进行可靠性分析。给出三角形模糊数算法和将核动力系统设备可靠性数据源通用数据进行三角形模糊化处理的方法,推导系统状态概率计算的模糊概率齐次Semi-Markov过程算法模型,并给出模糊核矩阵的计算方法。实例研究表明,该方法能够基于已有的通用数据进行系统失效概率的不确定性分析,从而弥补仅采用点估计值所得分析结果的不完备性。     

Study on startup characteristics of heat pipe cooled and AMTEC conversion space reactor system

Future exploration of deep space requires space power with high power density, light weight, low cost and high reliability. Space reactor is an excellent candidate with its unique characteristics of high specific power, low cost, strong environment adaptability and so on. Among all types of space reactors, heat pipe cooled space reactor, which adopts the passive heat pipe as core cooling component, is considered as one of the most promising choice and is widely studied all over the world. Startup characteristics of this type space reactor are an active topic.Previous studies mainly focused on the startup from high temperature rather than environmental temperature. In order to simulate the transient startup process from frozen state, a transient analysis code (TAPIRS) for heat pipe cooled space reactor power system (HPS) has been developed and applied to investigate the system transient performance during a startup from zero cold power to full power. The code integrates separately validated point reactor kinetics model, lumped parameter core heat transfer model, combined heat pipe (HP) model (self-diffusion model, flat-front startup model and network model), energy conversion model of alkali metal thermal-to-electric conversion units (AMTEC), and HP radiator model. By comparing the simulation results of the models and steady state with those in the references, the rationality of the models and the solution method is validated. It is found that by adjusting the control drum's rotational speed, the reactor can startup from subcritical state to full power state while the heat pipe and AMTEC from solid state to normal operational state. HPS can startup entirely depending on the nuclear power, and the maximum temperature of the heat pipe does not exceed 1250 K in the whole startup process. The maximum errors of the parameters between the simulation results of this paper and those in the literature at the full power condition are less than 5%. Under the accident of control drum failure with largest reactivity insertion, the fuel temperature can be controlled within the safety limits. These show that the reactor system has characteristics of no single-point failures, the self-stabilization capability under accident conditions.     

Failure rate data for glovebox components and cleanup systems at the Tritium Systems Test Assembly

Fusion facility safety and reliability/availability analyses require accurate component failure rate information to provide meaningful results. While fission reactor operating experience data may be adequate for some types of components, there are some data needs that are fusion-specific, such as tritium fueling and handling system information. This paper summarizes data analysis of tritium glovebox confinement systems and an air detritiation system from the Tritium Systems Test Assembly (TSTA) at Los Alamos National Laboratory. These analyses benefit fusion design work by highlighting weak areas in designs to allow for modifications and upgrades, making future designs more robust. The TSTA results are generally smaller failure rates than the information from other industries, thus showing one of the benefits of gathering these fusion-specific data.This work was supported by the U.S. Department of Energy, Director of Energy Research, Office of Fusion Energy, under DOE Contract #DE-AC07-76ID01570.     

基于最优化线抽样法的XAPR自然循环功能失效研究与分析

针对多维不确定性参数、小失效概率的功能可靠性分析,提出了一种优化线抽样的可靠性分析方法。该方法采用遗传算法求解约束条件的优化模型来寻求最优化重要方向,进而得到失效概率的高效估计。以西安脉冲堆（XAPR）自然循环冷却堆芯能力的可靠性评价为例,考虑模型与输入参数的不确定性,对中破口失水事故下的自然循环功能失效概率进行了量化分析。结果表明：与其他概率评估方法相比,本文方法具有很高的计算效率,同时又能保证很好的计算精度;对隐式非线性的功能可靠性分析是有效可行的,具有很强的适应性。     

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。     

High temperature component design

High temperature component design requires the consideration of constructive aspects prior to design and dimensioning work. In the high temperature range of more than 800°C special importance is attached to the failure modes “creep fatigue”, “ratcheting” and “creep buckling”. Comprehensive examinations of existing design rules considering these failure modes with regard to possible applicability for HTR-conditions have been completed. Corresponding calculations have pointed out that there is a promising potential for safe component design even for extreme temperature load conditions. These results have additionally confirmed that available elastic methods often cannot be used and would lead to very conservative approximations. Thus the improvement of simplified verification methods as well as the improvement of relevant constitutive equations is required in view of further development work in the field of high temperature component design.     

核电厂机械设备可靠度计算方法探索

目前核电厂可靠性数据多是针对设备类的统计数据,针对特定设备的可靠性数据较少。使用设计数据计算特定设备的可靠度,可丰富可靠性数据库。本文在机械产品可靠度计算步骤的基础上,研究了机械产品可靠度计算常用的强度-应力干涉模型,推导出不同分布函数对应的可靠度计算公式,计算了某核电厂的钩爪零件在断裂失效模式下的可靠度。研究结果表明：使用机械设备可靠度分析计算的一般步骤对核电厂机械设备进行可靠性分析计算是适合的;使用强度 应力干涉模型计算设备的可靠度是有效的。