参数经验贝叶斯方法在始发事件频率统计中的应用

采用参数经验贝叶斯（PEB）方法,对国内核电机组丧失厂外电源（LOOP）始发事件（IE）频率进行统计分析,得到该始发事件频率的先验分布（总体分布）和各机组的后验分布。与其他常用方法—极大似然估计、Jeffreys无信息先验分布方法的比较表明,参数经验贝叶斯方法能够处理不同数据源,将其集合形成更大样本,在生成先验分布的过程中能够体现不同数据源的差异,在处理通用数据方面有显著优势。      

基于不同传热管材料的SGTR始发事件频率分析

基于不同材料传热管的运行经验,统计总的管临界年数以区分不同核电厂蒸汽发生器传热管数的影响,并将Jeffreys分布作为先验分布统计分析690TT以及经热处理的传热管(包含600TT和690TT)发生破裂的频率。该方法得到的蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)始发事件频率可较合理地体现传热管材料性能的改进对降低该事件导致安全壳旁通失效风险的影响及贡献,与通用数据库中未区分传热管材料对应的频率相比明显降低,且随着690TT传热管运行经验的进一步累积,预期SGTR始发事件频率会进一步降低。     

基于Jeffreys先验的PSA通用数据贝叶斯处理方法

利用Jeffreys先验理论推导出gamma分布和beta分布的Jeffreys先验,在此基础上通过贝叶斯方法得到通用数据分布超参数计算表达式,最后以文献数据为例对失效率分布的超参数进行计算。与经典统计学方法所得结果相比,基于Jeffreys先验的数据处理方法简单易行,可最大限度地保留样本信息,给出的概率分布不确定性较小。     

核动力设备可靠性数据的处理方法研究

核动力个别设备(如电动泵)在其运行历史上无失效记录或仅有很少的失效记录,仅用小样本数据反映设备可靠性参数的总体分布有所欠缺。本文提出"两步走"方法,即对核动力设备数据进行处理时参考同堆型核电站的通用数据库,将属于无信息先验的核动力设备数据处理转化为有信息先验的处理。应用Jeffreys先验模型对核动力电动泵进行贝叶斯推断,通过图检验评价模型复现观察数据的能力,结果表明模型可以完全复现观察数据具有良好的预计能力,经分析建议将第4组数据剔除后再对电动泵失效数据进行贝叶斯推断。     

应用蒙特卡罗方法模拟核电厂丧失设备冷却水系统始发事件的频率

采用蒙特卡罗(MC)模拟方法,针对高温气冷堆丧失设备冷却水系统始发事件频率进行分析计算,得到该始发事件频率为2.7×10~(-3)(堆·年)~(-1),主要贡献因素为设备冷却水系统循环泵/厂用水系统泵共因需求失效。传统故障树计算结果为3.8×10~(-1)(堆·年)~(-1)主要贡献因素为设备冷却水系统循环泵/厂用水系统泵独立运行失效。该计算结果与美国核管理委员会(NRC)的NUREG/CR-5750报告中的统计结果9.7×10~(-4)(堆·年)~(-1)更为接近。经分析,其原因是始发事件考虑的任务时间为1堆·年,冗余设备的交替运行以及故障设备的修复等因素对分析结果具有重要影响;故障树分析中由于缺乏时间因素,对于此类与时序有关的问题,其分析假设过于保守;MC模拟则是一种动态的计算方法,可以充分描述系统运行的动态过程,所得结果与实际核电厂运行的统计值更为接近。     

国内核电厂丧失厂外电源始发事件频率分析及风险评价

丧失厂外电源（LOOP）是核电厂概率安全分析（PSA）中一个重要的始发事件。本文首先介绍了基于运行经验的始发频率分析方法,然后根据国内核电厂数据进行初步分析并与通用数据比较,最后以一个能动核电厂为例分析LOOP对堆芯损伤频率（CDF）的影响。分析表明,在功率运行工况下国内核电厂LOOP始发频率要明显低于通用数据（约为1/3）,而停堆工况下的频率则接近。LOOP事件是影响核电厂风险的重要因素,本文的分析可为形成国内通用的LOOP始发频率提供参考。     

基于主观推断的可靠性评估方法

通过主观推断得到的可靠性信息一般是不完全先验信息 ,这些信息通常以可靠度均值或可信区间的形式存在。以贝塔分布作为先验信息的分布类型 ,介绍了用最大熵原理将不完全信息转化为完全型先验信息的计算方法 ,并用贝叶斯方法进行了成败型产品的可靠性评估 ,最后给出了算例     

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。     

模块式小型压水堆ATWS典型初因事件研究

未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点与大型压水堆核电厂差异较大,其ATWS典型事故选取也有所差异,需结合模块式小型压水堆的特点对其ATWS的典型初因事件进行筛选研究。本文从压水堆标准规范出发,结合核电厂ATWS事故的一般要求,采用RELAP5/MOD3.2程序为分析工具,对模块式小型压水堆Ⅱ类瞬态进行了典型ATWS事故的分析,限制准则为,维持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。结果表明,模块式小型压水堆后果最为严重的ATWS初因事件为失电和控制棒失控抽出两个事故,从而最终确定了此类堆ATWS的典型初因事件,为安全分析报告的编制提供了支持。     

基于动态参数法的反应堆周期计算稳定性优化研究

本文对反应堆启动数据进行了统计分析,得出反应堆启动过程的不同阶段测量信号涨落特性不同,提出了一套基于动态参数法的反应堆周期算法。结果表明,该方法有效地改善了反应堆周期计算的稳定性,具有一定的工程应用价值。     

某核电厂主泵变频器故障分析与可靠性提升

我国某三代压水堆机组主泵必须配置变频器,且变频器与主泵长时间同时运行,因而变频器的可靠性对机组的稳定运行和经济效益具有重要意义。本文主要介绍了主泵变频器的可靠性设计,分析了某核电厂1、2号机组变频器历史故障,找出了影响主泵变频器可靠性的薄弱点,提出了相应故障的应对措施和提升可靠性的措施,对国内后续该机型主泵变频器的设计优化、设备制造和运行维护有一定的借鉴意义。     

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。     

核电厂数字化仪控系统状态监测及可靠性预测方法研究

随着我国核电的发展,数字化仪控系统和设备的引入,给核电厂安全性和可靠性带来的风险得到广泛的关注。目前国内外的核电厂数字化仪控系统状态监测仅针对单个设备,具有一定的局限性,忽略了设备间的可靠性关联及设备可靠性趋势对整个系统可靠性的影响。本文提出一种核电厂数字化仪控系统状态监测及可靠性预测方法,以高压安注系统为例,通过监测多个相关设备的状态信息,分析其内在可靠性关联,得到设备当前可靠性趋势对整个系统可靠性状态的影响,建立系统可靠性模型。该模型通过状态信息的更新,实时监测整个系统的可靠性状态,为核电厂系统和设备提供更为全面的预测和可靠性状态监测,为核电厂的系统管理、设备管理及运行维护提供指导。     

窄矩形通道内搅混流和环状流相界面参数的计算方法

空泡份额和界面浓度是两相流动中重要的相界面参数,准确获取窄矩形通道内搅混流和环状流工况下空泡份额和界面浓度是构建和完善两流体模型的关键。本文针对横截面为65 mm×2 mm的矩形通道开展了气液两相流动特性可视化实验研究,气相折算速度j_g＝1～9 m/s,液相折算速度j_f＝0.1～1.5 m/s,流型包含搅混流和环状流。提出了基于高速摄像法获取搅混流和环状流下空泡份额和界面浓度的分析计算方法,利用该方法所得空泡份额与窄矩形通道内经验关系式计算值的相对偏差约在10%以内。此计算方法可为研究复杂流型下窄矩形通道内的相界面参数提供理论依据。     

Development and Verification of an Efficient Spatial Neutron Kinetics Method for Reactivity-Initiated Event Analyses

A space/time nodal diffusion code based on the nodal expansion method (NEM), EPISODE, was developed in order to evaluate transient neutron behavior in light water reactor cores. The present code employs the improved quasi-static (IQS) method for spatial neutron kinetics, and neutron flux distribution is numerically obtained by solving the neutron diffusion equation with the nonlinear iteration scheme to achieve fast computation. A predictor-corrector (PC) method developed in the present study enabled to apply a coarse time mesh to the transient spatial neutron calculation than that applicable in the conventional IQS model, which improved computational efficiency further. Its computational advantage was demonstrated by applying to the numerical benchmark problems that simulate reactivity-initiated events, showing reduction of computational times up to a factor of three than the conventional IQS. The thermohydraulics model was also incorporated in EPISODE, and the capability of realistic reactivity event analyses was verified using the SPERT-III/E-Core experimental data.     

透射法测量输油管道油垢厚度响应关系的蒙特卡罗计算

为设计1种基于射线透射原理的石油输送管道油垢厚度无损检测仪，利用蒙特卡罗方法分别计算中子、γ射线在不同油垢厚度输油管道中的穿透率，建立油垢厚度与射线计数之间的响应关系。结果表明，中子、γ射线用于管道内油垢厚度的无损检测是可行的，且中子检测具有更好的检测灵敏度。 