基于威布尔过程的核电厂设备寿期管理决策

核电厂目前多通过对历史更换数据统计拟合获得设备寿命分布,以确定设备的平均寿命和可靠寿命,而忽视了故障维修和累积运行时间对设备寿命的影响。为解决该问题,根据核电厂设备现场运行特点,对威布尔过程的拟合方法及在现场数据处理中的应用进行分析,提出了基于威布尔过程将专家经验寿命处理为失效率指标的寿期决策方法,克服了原方法对现场数据包含信息使用不完全的缺点,并进行了实例计算。     

核电厂设备可靠性数据采集库的设计

基于对某核电厂有关设备运行和维护数据源的分析 ,研制了用于核电厂设备可靠性分析的原始数据采集库。数据采集表的结构设计既能保证数据的合理性 ,又能显示设备的当前状态。通过对主给水泵失效概率实例计算 ,说明了子样数据的提取方法。结果表明 :从本数据库提取的子样数据可用于核电厂设备可靠性分析的参数计算     

基于抗震鉴定试验的开关柜的抗震裕度分析

核电厂发生超过设计基准地震后,需要进行抗震裕度分析以便于识别核电厂的薄弱环节。本文利用高置信度低概率失效来量化设备的抗震裕度,采用保守的确定论失效裕度和易损性分析两种方法,计算了核电厂设备的高置信度低概率失效,梳理了两种方法的计算步骤,明确了计算过程中关键参数的取值范围。利用两种方法计算基于抗震鉴定试验的开关柜的高置信度低概率失效。     

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。     

IG-110石墨强度分布与失效概率研究

石墨作为一种脆性材料,其强度较为分散。相比较于确定论方法,概率论方法更适合于评价石墨材料的强度。在概率论方法中,失效概率采用的分布函数对结果准确性有较大影响。目前对于石墨材料的强度拟合大都采用威布尔分布,然而对于一些情况,如多轴应力、有残余应力等,威布尔分布并不一定适合。本文以IG-110拉伸、压缩、弯曲大量强度实验数据为基础,首先研究了正态、对数正态以及威布尔分布对实验数据的拟合度,随后采用3种分布计算失效概率,研究不同分布对失效概率方法的影响。     

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。     

核电站仪控开关可靠性数据分析与处理

基于仪控开关现场失效数据,分别应用指数分布以及威布尔分布对仪控开关进行可靠性参数估计。对于无失效数据的情况,使用贝叶斯理论进行参数估计。分别得出了不同寿命分布类型开关的失效率。以大亚湾核电站实际使用的3种类型仪控开关为例,对其失效数据进行了可靠性评估,说明了方法的有效性。     

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。     

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。     

核电厂操纵员认知模型研究

本工作涉及中国核电厂操纵员可靠性研究的认知模型。采用核电厂模拟机作为研究平台，以核电厂操纵员事故不响应概率两参数威布尔分布拟合在核电厂模拟机上获取的有关核电厂6个事故序列的实验数据，得到了中国核电厂操纵员对事故的响应时间及其它分布参数。该研究结果可推广应用于我国核电厂操纵员的能力评价，对核电厂安全运行具有一定意义。     

共因失效对平均失效概率计算结果的影响分析

为了评价共因失效(CCF)对平均失效概率(Pavg)计算结果的影响,建立了一个正常激励1oo2双通道系统的需求失效故障树模型。采用β模型,分别计算出不考虑CCF和考虑CCF 2种情况下的Pavg,发现CCF对Pavg的计算结果有较大的影响。相关分析表明,系统越安全(危险失效率越低,危险失效检测率越高),CCF对Pavg的计算结果影响越大。     

Failure of microfuel-element coatings

Luch Scientific Production Association. Translated from Atomnaya Énergiya, Vol. 73, No. 2, pp. 109-115, August, 1992.     

用模式识别方法诊断堆芯故障

错装料诊断是反应堆初装料后必须完成的项目，根据谐波综合法原理，可用主阶谐 的线性组合来表示堆芯的通量分布。本文以谐波综合法得出的谐波为作为通量分布特征的模式，在预先设定的各种有代表性的（包括故障）工况相比较，再根据模式识别原理，识别出实际堆芯最可能归属的模式，从而诊断出故障的类型。此诊断方法具有结果含义明确，结论合理、抗随机误差、计算简便等优点，可方便、有效地诊断探头失效，错装料等故障工况。     

关于核电厂人因失效3个发展阶段及其防范工作的探讨

通过对核电厂的人因失效探讨与分析,结合工作人员的职业生涯与专业资历,定义并划分了人因失效的认知、逻辑及情绪3个发展阶段,从宏观和微观的管理角度提出相应的人因失效防范管理措施.     

含周向缺陷管道的塑性失稳失效评定的名义应力比法

提出了评定带周向缺陷塑性失稳失效的一种新方法－名义应力比法，并详细说明该方法的优点和基本思路，与ＡＳＭＥ规范许可缺陷尺寸表法相比，该方法更实用。     

Total Dose Failure Levels of Some Vlsics

Two types of devices representative of very-largescale-integration, 64k dynamic RAMs and 68000 microprocessors, have been studied in a total dose ionizing radiation environment. Both types of parts show an improved hardness compared to earlier test results for large-scale-integrated dynamic RAMs and microprocessors. This indicates that the previously developed downward trend of radiation hardness versus circuit complexity may not continue to prevail.     

双极晶体管总剂量辐射失效概率

对三种双极晶体管3DG4C、3DG6D和3DK9D(每种100只)作了失效概率P_F和γ总剂量D关系的研究。辐射实验表明,用Weibull分布可以较好地描述P_F和D的关系。取h(D)/h(O)=80％、70％、50％为器件失效判据,实验结果表明,失效分布曲线取决于失效判据。3DG6D的P_F～D曲线由两种斜率的直线组成,这意味着样品组中存在着不同工艺的器件。失效分布曲线斜率揭示了器件抗总剂量特性的均匀度。它可用来作为器件加固工艺的质量监督。当将P_F～D直线外推到低P_F区时,有些器件失效概率为0.1％和0.01％的失效总剂量仅为几十Gy。     

电磁阀的失效模式及维修策略

大亚湾和岭澳核电站使用了很多进口电磁阀.随着服役时间不断增加,大量电磁阀出现了漏气、漏油和生锈等故障现象；对这些故障现象进行分类,并结合相关资料分析了电磁阀的工作原理,总结出电磁阀的失效模式；参考法国电力公司(EDF)的维修方法,提出了大亚湾与岭澳核电站电磁阀的维修策略,对相关核电厂电磁阀的维修具有一定的参考价值.     

Failure and fracturing analysis of concrete structures

Some aspects of fracture analysis of concrete structures are discussed in this article. In particular it is shown that when localized failure occurs (by macrofracture propagation or localization of strain) structural size effects come into play. Mesh dependent finite element solutions are then observed unless size effects are correctly accounted for.Tensile fracture is examined first. The “classical” discrete and smeared crack approaches are reviewed and their extension to nonlinear fracture models like the fictitious crack model and the crack band model is illustrated. The smeared crack approach coupled first with a tensile strength criterion, second with a linear elastic fracture mechanics criterion is then applied to the failure mode analysis of a PCRV.Plastic fracturing with localization into shear bands, strain softening, mesh dependence and its correction are examined next. The use of plasticity for tensile fracture simulation is also discussed.Finally numerical difficulties inherent to the modeling of softening behavior are investigated.     

Multiple Failure Accident Sequences for SEAFP Reactor

This paper summarizes several investigations on the identification of possible multiple failure accidents relevant in terms of consequences for the SEAFP reactor. Particularly, on those sequences of events that could induce a risk of radioactive materials bypass through the SEAFP confinement barriers. The analyses here reported are related to the Heat Transfer Systems of both reactor models 1 and 2. The work is carried out within the Safety and Environmental Assessment of Fusion Power—Long Term Programme (SEAL) 95/96. A set of specific initiating events (IEs) has been individuated, on the basis of the previous studies performed in the frame of the first SEAFP program. Basing on pre-existing analyses, each accident initiator has been discussed and several sequences have been described depending on the additional failures which could follow the initiator.