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RiskA和Risk Spectrum故障树计算的比较分析 总被引:3,自引:6,他引:3
对FDS团队研发的国产PSA软件RiskA进行了大量系统性的测试,采用完整的核电站真实系统模型,分别用RiskA和国际同类流行软件如Risk Spectrum进行了故障树的定性及定量分析,测试结果表明RiskA与国际同类软件相比,结果正确、模型可靠、算法精确.而Risk Spectrum在测试过程中暴露出了一些问题,如分析中采用阶数截断时单个最小割集的定量计算不正确等,对该问题进行了理论证明及初步的原因分析. 相似文献
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RiskA事件树模型转换模块的研发 总被引:1,自引:1,他引:0
我国的核电行业大多采用国外商用PSA软件作为其概率安全分析工具,其中Risk Spectrum是国内目前应用最广泛的PSA软件。RiskA是FDS团队自主研发的具有完全自主知识产权的大型集成概率安全分析可靠性软件系统。为了保证核电站PSA事件树模型的可靠性,在深入分析Risk Spectrum、RiskA的事件树存储结构基础上,设计并开发了事件树模型识别模块,该模块能够实现Risk Spectrum事件树模型向RiskA事件树模型的自动转换。 相似文献
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介绍了EAST 装置聚变实验数据分析与可视化集成软件EastScope的设计与实现.该软件采用ActiveX技术实现了多种格式数据访问方式的统一,调用了MATLAB引擎进行信号表达式运算,使用OpenGL技术完成了阵列信号的三维显示等.只需操作鼠标就可以完成信号的处理、分析、对比以及二维、三维显示,并能用交互式方式实现二维图形的任意轴缩放,三维图形的旋转、平移与缩放. 相似文献
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航空伽马全谱分析方法是基于全能谱数据进行的一种数据处理方法,实现过程除常规处理之外,还需大量的矩阵计算,通常用某一种编程语言调用MATLAB、SCILAB等科学计算工具才能实现,编程过程复杂且数据处理效率较低。作者基于Python和其丰富的第三方类库编程,用简短的程序编码实现了航空伽马射线全能谱分析方法的全过程,解决了只能通过调用其他数值计算软件来计算大矩阵、编程复杂且数据处理效率不高的问题。通过在云南昆明-昆阳磷矿试验区的运用及研究表明,基于Python编程航空伽马全能谱分析方法可行、结果可靠,为航空伽马全能谱数据处理以及类似研究提供了一种借鉴,值得应用和推广。 相似文献
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PSA中不确定性分析实现方法研究 总被引:2,自引:5,他引:2
不确定性分析能够量化PSA模型中的不确定性因素从而为决策者提供决策支持.提出一种基于蒙特卡罗模拟的故障树不确定性分析方法用于求得置信区间的上下确界,该方法将模拟求解过程中的对超越方程的求解问题转化成优化问题,并充分利用了优化问题中目标函数的属性特征,选择黄金分割点法来进行一维搜索求解.在此基础上为加速收敛对黄金分割点算法做了改进.该方法已应用于自主开发的PSA分析软件RiskA中.并将RiskA不确定性分析结果和其他的PSA软件进行了校核,校核结果表明这种方法是正确的. 相似文献
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秦山三期重水堆核电站风险监测器研发进展 总被引:3,自引:1,他引:2
吴宜灿 胡丽琴 李亚洲 罗月童 袁润 王芳 王家群 顾晓慧 汪进 陈珊琦 王强龙 黄群英 汪建业 张振华 陈明军 曾春 宋明海 苏长松 彭晓春 张刚平 《核科学与工程》2011,31(1):68-74,85
核电站风险监测系统(Risk Monitor)可对核电站的运行风险进行实时监测和预测,是概率安全评价(PSA)技术的高级应用之一.FDS团队广泛调研了国际现有核电站风险监测系统的研发现状,深入研究了风险监测系统涉及的各种关键算法并探索了相关实现技术,基于前期自主研发的大型集成概率安全分析软件RiskA发展了通用核电站风... 相似文献
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在核电站PSA事故序列后果求解过程中,为减小事件树转换成故障树的规模,需对事故序列的布尔表达式进行简化。首先,引入“三步法”,即在事件树转换成后果故障树前,先形成以始发事件和功能事件为节点的故障树;然后,利用FAUNET规则对该故障树进行化简;最后,用始发事件和功能事件的实际输入替代这些节点。在FAUNET简化规则基础上,增加1条新的吸收规则用于简化事故序列后果故障树的某些特殊结构。在FDS团队开发的大型可靠性/概率安全分析软件RiskA平台上对上述方法进行了实现,并经大量实例测试证明了这种处理方法的有效性。 相似文献
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铅铋快堆属于第四代反应堆,其一回路采用液态铅铋合金冷却.铅铋快堆一回路充排系统可以调节反应堆主容器内液态金属液位,该系统充满含有放射性物质的液态金属,其可靠性水平对反应堆运行及安全有重要影响.本文以中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队自主设计的铅铋快堆一回路充排系统为研究对象,运用故障树分析方法对该系统进行可靠性分... 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(6):862-868
Three-dimensional (3D) neutronics and thermal-and-hydraulics (T/H) coupling code, ANCK/MIDAC, has been developed. ANCK/MIDAC consisted of the 3D nodal kinetic code ANCK and the 3D drift flux T/H code MIDAC. In order to verify the adequacy of ANCK that is a kinetics engine of this coupling code, several international benchmark problems have been performed. The calculation results of LMW (Langenbuch, Maurer and Werner) benchmark problems, PWR rod ejection benchmarks and PWR benchmarks on uncontrolled withdrawal of control rods at zero power are shown in this paper. The comparison of the results with the reference solutions shows very good agreements with the main core parameters. 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(10):708-718
A numerical simulation method of multi-dimensional and multi-phase reacting flow (SERAPHIM code) has been developed to evaluate the sodium-water reaction (SWR) phenomena in a steam generator of liquid metal fast reactor (LMFR). A compressible multi-fluid and one-pressure model is adopted and pressure and velocity fields are updated simultaneously by the HSMAC method. Two types of reaction models are considered; one is a surface reaction and the other is a gas-phase reaction. The surface reaction model assumes that water vapor reacts with the liquid sodium at the gas-liquid interface. If chemical reaction heating is large enough, liquid sodium is vaporized resulting in a gas-phase reaction. In the surface reaction, the reaction rate is assumed to be infinitely large. Several overall reaction equations are taken into account in the gas-phase reaction and the reaction rates are described in the form of the Arrhenius law. In the present study, adequacy of the analytical procedures for compressible multi-phase flow is validated by a benchmark calculation of the Edwards pipe blowdown problem. As a numerical example, two- and three-dimension analyses of the single-tube geometry and the two-dimension analyses of the 43-tubes geometry are carried out. It is concluded that the numerical quantification of the SWR accident by the SERAPHIM code is practicable and further use of the SERAPHIM code is useful to resolve safety issues immanent in the SWR. 相似文献