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%。     

核电站设备可靠性数据库的建立与应用

以大亚湾核电站为例,论述了核电站设备可靠性数据的采集与处理、可靠性参数的分析计算方法及可靠性数据库的建立与应用等。数据源涉及到设备的设计信息、运行信息、维修信息、定期试验记录等。在大亚湾核电站运行经验的基础上,形成了大亚湾核电站设备可靠性数据库,为深入地、客观地记录核电站各类设备的运行历史和现状、监控电站设备,特别是与安全相关设备的状态,提供了有效的工具;为加强设备的可靠性与可用性管理、确保电站的安全经济运行,提供了非常有实用价值的信息;同时还为核电站的安全管理、可靠性分析、概率安全评价、以可靠性为中心的维修及经济性管理等领域里的新技术在核电站的应用研究与开发,提供了必不可少的数据。     

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。     

基于贝叶斯MCMC方法的高斯烟羽模型不确定性分析

适当的大气扩散模型对于核电厂假想事故的后果评价是必要的,对其进行参数不确定性分析对于提高模型预测的可信度具有重要的意义。相比于传统的不确定性分析方法,贝叶斯方法充分考虑了已有的观测数据,马尔科夫链蒙特卡罗方法(Markov Chain Monte Carlo,MCMC)可以方便地将贝叶斯方法和高斯烟羽模型相结合。首先使用一次改变一个变量值的方法分析模型对几个重要参数的敏感性,然后选择敏感性最大的两个参数使用贝叶斯MCMC方法进行了不确定性分析。通过分析MCMC样本序列,得到了观测值的最优拟合及模拟结果的置信区间。贝叶斯方法能获得更可靠的置信区间,从而为事故后应急响应提供更好的参考数据。     

核电站基于经验反馈的设备预防性更换周期的优化

提出一种基于经验反馈的设备预防性更换方法.该方法利用专家意见获取预防性更换周期的初始值,结合核电设备的运行经验,利用贝叶斯理论进行修正,得到结合电站实际运行参数的预防性更换周期;再根据到预防性更换周期为止不发生失效的概率,对两者进行分析比较,优化设备的预防性更换周期.以核电站2种型号的仪控开关为例,说明了方法的有效性.     

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。     

人的可靠性认知模型在核电站中的应用

阐述了认知模型中几种重要的。与人的可靠性模型相关的概念。描述了通用失误模型系统（ＧＥＭＳ）及其在核电站事故分析中的应用，并指出了该ＧＥＭＳ模型在人误预测中的作用，最后简要说明了ＧＥＭＳ模型的应用前景。     

双参数威布尔分布在核电站数据处理中的应用

核电站设备可靠性数据的处理是电站进行以可靠性为中心的维修（RCM）和寿期管理（LCM）的基础。在核电站失效数据的实际处理过程中,常会面临失效样本少、维修导致数据分布不独立等问题。为解决上述问题,本文提出以双参数威布尔分布作为寿命模型、采用贝叶斯方法来处理小样本失效数据的方法,并结合核电站运行数据进行验证。结果表明,本方法在处理样本较少以及存在维修老化问题时,具有更好的适用性和准确度。     

核电站设备可靠性管理体系的探索与运作

设备可靠性是维系核电站安全和生产的关键因素之一,设备的可靠性管理是提升企业核心竞争力的重要手段。近年来,大亚湾核电运营管理有限责任公司在设备可靠性管理上进行了诸多创新和实践,建立和完善了适应核电站的设备管理运作模式,逐步形成了以设备可靠性分析和设备维修策略优化为核心、以设备状态监测和设备缺陷管理为手段、覆盖日常生产活动和大修活动的电站各职能部门全范围参与的设备可靠性管理体系。     

本构模型不确定性评价结构化方法开发及应用

最佳估算加不确定性（BEPU）方法被国际原子能机构（IAEA）推荐用于核电厂安全分析,目前已成为核电厂执照申请的主流方法。典型BEPU方法依赖于最佳估算程序将输入参数的不确定性传播至输出,而程序本构模型的不确定性则往往没有得到适当考虑。本研究提出了一种结构化方法用于评价程序本构模型的不确定性,基于该方法对本构模型按照特征进行分类,针对不同模型类型采用不同评价方法。本研究使用的模型评价方法包括前向方法中的非参数曲线估计法以及反向方法中的贝叶斯校准法和覆盖率校准法,此外还包含替代模型的构建方法。使用该结构化方法量化了失水事故中重要模型的不确定性,并将量化的模型不确定性通过抽样计算传播至包壳峰值温度。结果表明,抽样计算值和实验值均小于保守计算值,考虑了模型不确定性后的传播计算结果能够很好地包络实验值,且考虑模型不确定性后能够有效增加安全裕量。      

Calculation of the Economic Parameters of a Nuclear Power Plant

It is assumed that labor costs uniquely determine production costs. The production system is simulated by a black box. All cost components are fed into the input in real-time, starting with the first capital investments. The desired cost of continuous production is taken from the output. A single formula is presented for price of the product, encompassing all cost categories from running to capital. It is shown that under the existing conditions the more capital-intensive industrial objects are economically advantageous; this follows from the directively given formula for the computed costs. The conclusions are discussed for the problems of nuclear power. 2 figures, 5 references.     

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。     

利用核电厂模拟器进行操纵员可靠性研究

为提高核电厂运动可靠性,需要对核电厂操纵员进行可靠性研究。本文结合我国核电厂操纵员可靠性研究的状况,并参考国际上流行的核电厂操纵员可靠性研究方法,利用两参数威布尔分布的理论在核电厂模拟器上对我国核电厂操纵员进行认知可靠性研究,将该方法得到的结果与其他理论模型的结果进行了比较和讨论,得到了一致的认知。本文的研究方法可为真实核电厂运行提供参考。     

核电厂操纵员可靠性理论模型与实验研究

采用核电厂模拟器作为研究平台,以人的认知可靠性模型为参考,运用两参数威布尔分布对原有理论模型进行改造,建立了中国核电厂操纵员可靠性研究理论模型。应用该模型对核电厂操纵员可靠性进行研究,并与国外同类研究成果进行了比较,得到了一致的结果。     

核电厂操纵员认知可靠性研究模型的选择与实验

本文采用核电厂模拟器作为研究平台 ,利用国际上流行的人的认知可靠性模型作为参考 ,运用两参数威布尔分布对三参数威布尔分布进行改造 ,建立了具有特色的中国核电厂操纵员可靠性研究理论模型 ,并应用该模型对核电厂操纵员可靠性进行了深入研究 ,与国外同类研究成果进行了比较 ,得到了一致的结果 ,该研究的进行可对核电厂的安全运行起到有益作用。     

秦山第三核电厂人因可靠性分析

人因可靠性分析（HRA）是概率安全评价（PSA）的重要组成部分。秦山第三核电厂（简称秦山三核）初版HRA由加拿大原子能公司（AECL）完成,其采用的HRA方法为简化的ASEP HRA。为获得更符合秦山三核运行状态实际的HRA结论,本工作对秦山三核重新进行了HRA分析,并增加了事件间的相关性分析。在对国际HRA方法比较研究的基础上,秦山三核HRA采用了规范化的THERP+HCR分析方法。新分析所得数据与AECL数据比较分析结果表明,新分析与AECL的分析判断基本一致,但在合理性和准确性方面较原分析有明显提高,分析结论更符合秦山三核实际。     

秦山核电厂自备应急电源系统可靠性分析

本文应用故障树分析方法,计算了秦山核电厂自备应急电源系统的瞬时和稳态无效度,并对秦山核电厂自备应急电源系统的设计进行了评价。     

威布尔分布在核电站可靠性数据库中的应用

结合核电站设备可靠性数据的特点，给出用最小二乘法进行二参数和三参数威布尔分布参数估计的方法，并对核电站设备故障数据用威布尔分布进行拟合，得到了满意的结果。