基于GO-FLOW方法反应堆冷却剂泵组系统失效概率的不确定性分析

反应堆冷却剂泵组系统是含多种共因和包含多重共因失效部件组(CCCG)的复杂冗余系统,对其进行系统失效概率的不确定性分析是较为复杂和困难的问题。本文采用将GO-FLOW与Monte-Carlo相结合的方法对这一问题进行研究,定量计算含共因失效(CCF)的系统失效概率的不确定性。结果表明,CCF使系统失效概率均值显著增加,多重CCF的发生使系统失效概率的标准差以及包含90%取值区间的x05和x95分位值均有所增大,而使误差因子EF有所减小;计算得到的系统失效概率的概率密度函数(PDF)曲线给出了系统失效概率的完整分布,弥补了仅采用点估计值所得分析结果的不完整性。     

UPM共因失效分析方法在概率安全评价中的适用性

对整合部分法(UPM)这个共因失效(CCF)分析方法作了简要介绍,结合30万千瓦核电厂高压安注系统故障树分析,对UPM和另一常用的CCF分析方法作了比较分析,确定了在概率安全评价及系统故障树分析中采用UPM进行CCF分析的有效性、适用性。     

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。     

镍基合金压力容器环形焊缝残余应力数值模拟与失效应力分析

根据英国结构完整性评估标准BS7910(2013),考虑焊接残余应力影响,采用失效评估图(Failure Assessment Diagram,FAD)方法对镍基合金压力容器焊接部位内表面裂纹进行安全评估。首先采用有限元分析(Finite Element Analysis,FEA)方法,对压力容器V型、X型坡口环焊缝多层多道对接焊进行数值模拟,获取焊接残余应力分布,并将V型坡口对接焊焊接残余应力曲线与BS7910(2013)标准残余应力分布进行了对比;其次,对BS7910(2013)1级-FAC曲线进行公式化简,在焊接位置考虑残余应力、应力集中、塑性失效因子三因素的影响,对轴向内部半椭圆裂纹进行了失效应力预测。结果表明:残余应力的分布直接影响计算结果,残余拉应力越大,相应失效应力越小;残余应力值和裂纹深度a保持不变,失效应力计算结果随c/a(c为裂纹半长)增大而减小;当c/a比值不变,失效应力值随着a增大而减小。本文焊接残余应力模拟即及失效应力预测方法为以后含缺陷压力容器及管道失效应力计算(寿命预测)提供一定的参考。     

基于响应曲面和重要性抽样方法的热力系统参数失效概率计算

本文研究了将响应曲面与重要性抽样相结合的方法用于复杂热力系统参数失效概率的计算。建立了热力系统物理过程参数失效的数学模型,在此基础上研究了将响应曲面与重要性抽样相结合的算法模型,并给出了热力系统组成设备的性能退化模型和基于重要性抽样的仿真流程,进而对反应堆净化系统工作过程中参数失效问题进行了分析计算。研究表明,对于高维、非线性特性明显并考虑性能退化的复杂热力系统参数失效概率的计算,重要性抽样法较直接抽样能以较高效率获得满意精度的计算结果,而响应曲面法存在局限;响应曲面和重要性抽样相结合的方法是分析热力系统物理过程参数失效的有效方法。     

数字化安全级DCS紧急停堆系统共因失效分析

以2oo3架构数字化安全级分布式控制系统（DCS）紧急停堆系统为研究对象,采用Markov方法对其建立可靠性模型,分别计算并对比了考虑共因失效和不考虑共因失效2种情况下紧急停堆系统的拒动概率,同时对系统拒动概率相对于共因失效因子变化的敏感性进行了重点分析。结果表明,拒动概率随着共因失效因子的增加而变大,因此,在系统设计中需采取有效措施对冗余系统的共因失效进行控制,降低共因失效因子,从而提高紧急停堆系统的可靠性。      

核电厂非能动余热排出系统的失效概率评价

先进核电厂设计中大量采用非能动安全系统提高反应堆安全性。但目前尚无系统性评价非能动系统的成熟方法,而且概率安全评价(PSA)也未考虑非能动系统自然循环现象不确定性导致的功能失效。在欧盟非能动系统可靠性评价研究项目(RMPS)研究成果的基础上,以压水堆二次侧非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,基于统计学和热工水力计算确定了影响性能的参数重要度,进而利用蒙特卡罗抽样和响应面分析对全厂断电事故下的PRS自然循环失效概率进行了量化分析评价。初步评价结果表明:非能动系统功能失效概率为2.14×10-3,在PSA中应当充分考虑各种非能动系统的功能失效。本文的评价方法还可以为非能动安全系统设计优化提供支持。     

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.     

热老化对核电厂一回路管道失效概率的影响

建立基于热老化的管道失效概率计算流程。在实验研究的基础上,采取美国阿贡实验室的流程预测某管道材料在280、330℃下热老化后断裂韧性随运行时间的变化。计算含单个环向内表面裂纹的管道在考虑热老化与不考虑热老化2种情况下的累积失效概率。计算结果表明,考虑热老化因素得到的失效概率高于未考虑热老化的情况。在考虑热老化的情况下,较高的温度下热老化严重且管道失效概率更高。     

田湾核电站安全仪控系统(TXS系统)失效概率估算

介绍了田湾核电厂安全仪控系统(TXS系统)失效概率的估算方法,推导了用于反应堆停堆系统和ESFAS系统失效概率估算的一般性公式。并以主给水/主蒸汽系统故障停堆和触发应急给水系统启动两个仪控功能为例进行计算,结果证明田核电站TXS系统失效概率满足可靠性要求。     

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。     

核电厂可修设备失效数据的处理方法

针对核电厂设备可靠性评估对失效数据处理的需求,基于统计的经典寿命数据处理方法分析了核电厂可修设备失效数据处理中的缺点,提出应用基于威布尔( Weibull)过程的数据处理方法处理可修设备现场数据,并以某核电厂定子冷却水用泵失效数据为例进行了实例计算,对两种方法处理结果进行了比较分析.计算证明,引入威布尔过程拟合数据处理...     

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.