基于概率模型检测器的核电厂蒸汽发生器水位控制系统可靠性分析

蒸汽发生器水位控制系统是核电厂数字化仪控系统最重要的子系统之一,其平稳运行对于核电厂运行安全至关重要。该控制系统包含的部件较多,部件一般可短时间修复,且处理器、电源具有热备,电动主给水泵具有冷备。因此,其可靠性模型要考虑多个设备的修复,热/冷备,备用互投等复杂的相关性或时序。对其进行可靠性分析需要使用详细的动态模型,以及支持大型模型构建的可靠性建模工具。针对上述需求,采用概率模型检测器PRISM对蒸汽发生器水位控制系统进行可靠性定量分析。建立了核电厂蒸汽发生器水位控制系统的马尔可夫模型,并计算了系统的不可用率,分析了对系统不可用率贡献高的故障部件。提出并对比了两种系统可靠性设计方案。     

核电厂概率安全分析中动态可靠性方法综述

用动态可靠性方法弥补传统事件树/故障树方法的不足,补充和完善现有核电厂的可靠性与安全性评估,已成为核电厂概率安全研究的一新发展点。近30年来,动态可靠性已具有相对成熟的理论基础——概率动力学,并形成了蒙特卡罗（MC）模拟和离散动态事件树（DDET）两类主要方法。本文简要介绍动态可靠性理论和方法的研究现状与技术特点,并对未来趋势进行分析。     

多机组核电厂动态人因可靠性分析:现状与展望

发展核电对于优化我国能源结构、缓解环境污染和保证能源安全具有重要意义.核电发展是大势所趋,但安全是其重要前提.人因可靠性分析(HRA)作为核电厂风险评估的重要组成部分,是保障核电厂安全运行的重要技术手段.福岛事故后,多机组核电厂HRA成为近年来的研究热点.然而,现行的HRA方法并未考虑多机组运行特征对人因可靠性的影响、...     

基于多层流模型的核电厂可靠性分析方法研究

多层流模型(MFM)是一种目标导向的系统建模方法,它可以清晰地描述系统在规定的时间内和规定条件下,为实现其设计目标而具有的功能及其之间的相互关系.本文提出一种基于MFM的系统可靠性定量分析方法(MRA),可在不同抽象层次表示系统知识.模型清晰易懂、容易建立、易于修改和扩充,一次分析即可获得系统主目标和子目标的成功概率,...     

反应堆高阶冗余系统的相关-动态可靠性分析

冗余泵组是反应堆系统中常见的子系统.高阶冗余泵组由于温备用、共因失效等相关性的相互重叠以及止回阀组同时工作的特殊作用,导致其状态繁多且运行过程复杂.本文应用动态可靠性框图(DRBD),建立DRBD模型,清晰地表示出部件之问的相关性或相关行为以及相关性参数,采用蒙特卡洛(Monte Carlo)方法模拟仿真冗余系统的运行...     

基于BDMP的核电厂蒸汽发生器水位控制系统可靠性评价

数字化仪表与控制系统(DICS)已广泛应用于核电厂安全/非安全相关的系统中。作为中枢神经系统,DICS的可靠性对核电厂运行过程的操作和维护至关重要。基于蒸汽发生器水位控制系统（SGWLCS）的结构和控制逻辑,采用布尔逻辑驱动的马尔科夫过程（BDMP)方法对系统进行了评价,分别得到可修复系统与不可修复系统随仿真步长增加的累积分布概率（CDP）。通过KB3搭建了BDMP模型,通过蒙特卡罗仿真软件YAMS对搭建的系统进行生产力分析,定量化分析出系统随仿真步长增加的CDP的变化趋势,以此计算系统的失效概率。通过对系统各组件的敏感性分析可直观得到各组件对系统的重要度影响。     

基于FPGA的核电DCS功能安全与可靠性评估

探讨了一种基于FPGA技术的核电DCS 2oo4架构系统开展功能安全与可靠性评估方法。运用FMEA技术识别系统级、模块级关键故障模式,针对危险失效模式采取诊断或控制措施,改善和提高核电DCS产品的安全性和可靠性。采用FMEDA技术定量分析模块级产品的平均故障间隔时间及安全失效分数。实验测试结果表明,该方法已在某安全级DCS平台功能安全SIL3认证中得到了充分的应用与验证,同时也为同行业核电DCS系统功能安全认证及可靠性评估提供了参考。     

基于故障树的核电厂保护系统电路可靠性预计

可靠性预计作为电路可靠性分析的一种手段,在核电厂保护系统改造中,针对元器件停产、再选型具有很好的辅助作用。在电路可靠性分析中,可靠性预计主要是对每一种部件进行失效模式和影响分析(FMEA)评估,建立失效模型,计算失效率。故障树作为可靠性预计的一种分析方法,能直观体现卡件的单点故障。通过故障树法特有的树状结构图列出卡件的失效率计算式,从而得出电路改造前后卡件的平均无故障工作时间(MTBF)并将结果进行对比,该对比结果能作为核电厂保护系统电路改造可靠性分析的一项重要指标。     

CRDM承压壳体多故障模式下的动态可靠性分析

为研究控制棒驱动机构（CRDM）的结构可靠性规律,考虑CRDM承压壳体的多失效模式,根据应力强度干涉理论建立与CRDM步跃动作次数相关的结构动态可靠性模型。用顺序统计量描述强度失效模式下应力幅值的动态分布模型,基于Miner累积损伤理论和疲劳等效应力分布模型建立结构疲劳寿命和累积损伤分布与步跃冲击载荷作用次数的关系。研究结果表明,在步跃冲击载荷作用下,承压壳体前期的结构可靠度主要由强度失效模式的可靠度决定,当步跃动作达到一定次数时,疲劳失效模式的失效率开始显著增大;相对于疲劳失效模式,强度失效模式的可靠度对应力均值的变化更加敏感。该结果可对CRDM承压壳体的可靠性设计和维修管理提供参考。     

基于HPD的核电厂分布式控制系统验证与确认

验证和确认(VV)过程是核电厂安全级数字化分布式控制系统(DCS)应用和取证关注的重要问题之一。硬件描述语言可编程逻辑器件(HPD)技术应用于核电厂安全级DCS会给取证带来新的审查问题。对国外的VV法规和美国电气与电子工程师协会(IEEE)标准进行初步分析,依据IEEE 1012-2012标准,结合HPD特性,给出HPD系统各生命周期过程的VV任务和方法,以及基于HPD技术的安全级DCS审查建议。     

基于隐马尔可夫的核电厂半数字化人-机界面事故诊断过程人因可靠性模型

以核电厂为参考背景,提出考虑人因的隐马尔可夫事故诊断过程可靠性模型。该模型由3个评价部分组成,对每一部分提出特定的函数来估计诊断过程的人因失误率,通过实验对提出的方法进行测试。测试结果表明,本文模型的人因失误率精确、可靠,提出的方法比单一的威布尔函数更准确,并得到适合该过程的神经网络激励函数。     

基于相关故障的核动力装置可靠性分析

核动力装置固有的复杂性导致了系统的相关性,而相关故障使系统的故障率增加.传统的基于独立故障的可靠性分析方法对系统可靠性的估计偏高.本文基于核动力装置相关故障的诱发机理分析与模型建立,以典型的冗余泵单元为例,分别采用β因子模型与马尔可夫模型对密封故障与切换失效两类相关故障进行了分析,为相关故障条件下复杂系统的可靠性分析提供了一种新的技术方法.通过与传统可靠性分析方法结果的比较,验证了该方法的正确性.     

浅议核电厂“人因可靠性分析”的审评

论述了人因可靠性分析在核电厂设计中的重要性,简要介绍了人因可靠性分析在人因工程项目中的角色,详细描述了人因可靠性分析的审评目的和审评标准。     

基于CDF的核电厂可靠性指标分配方法研究

目前核工业界期望通过堆芯损坏频率(CDF)指标获得核电厂各前沿系统的可靠性指标,但尚没有明确的方法和实践。传统的可靠性分配方法是将系统的可靠性指标分配至子系统或部件,本文参考工业界传统系统的可靠性指标分配方法,根据核电厂风险评价方法和电厂设计特性,提出由CDF安全指标确定核电厂前沿系统可靠性指标的方法——比例—修正—公式法,该方法是基于传统的可靠性指标分配方法—比例组合法进行创新性提出,通过比例—修正—公式法计算了典型核电厂前沿系统的可靠性指标,计算结果显示该方法是合理可行的。     

基于AP913流程的核电厂设备可靠性分级方法研究

为了合理分配核电厂的设备管理、维修资源,提高在运系统设备的可靠性,确保核电厂安全稳定经济运行,必须对核电厂的设备进行分级管理。本文基于AP913设备可靠性管理体系,对设备可靠性分级方法进行研究,形成了1种不同于RCM及SRCM规程的全新分级方法。依据该分级方法,国内某核电厂成功完成了全厂205个系统的设备可靠性分级工作。     

基于失效物理的核电厂旋转滤网驱动齿轮可靠性研究

基于失效物理可靠性理论,利用瞬态动力学方法仿真旋转滤网驱动齿轮三种运行工况下受力情况,识别齿轮应力薄弱位置为齿根位置,三种工况下齿根等效应力基本相同,基于应力-强度干涉理论的可靠度疲劳寿命计算方法,计算驱动齿轮的可靠寿命,运用Miner线性损伤累积理论建立可靠运行工况与周期计算的约束方程,为设备预防性更换周期制定提供输入。结果表明可靠度为0.95时,齿轮2个换料周期更换合理安全,可延长至4个换料周期,齿轮的疲劳损伤与转速正相关,应严格监控齿轮中高速运行时间。     

基于PSA技术的核电厂数字化仪控系统可靠性设计及应用

传统意义上核电厂数字化仪控系统主要依靠提升设备的可靠性来满足电厂安全目标。随着监管要求的逐步提高,在提升设备可靠性基础上,基于概率论技术的设计手段逐步成为核电厂安全设计新的研究方向。本文应用概率安全评价（PSA）技术,对典型电厂始发事件进行分析及研究,之后对仪控设计方案整体进行PSA建模,再将其置于电厂PSA模型中,通过定量评估分析,识别薄弱环节,给出优化改进措施。在此基础上提出了一套确保核电厂仪控系统满足整体安全目标的可靠性设计流程。      

核电厂OBE报警方式的时效性和可靠性对比分析

利用我国2003年至2015年间发生的31次地震的1642组记录,对比分析了二代与三代核电厂运行基准地震(OBE)报警方法的时效性与可靠性。结果表明,对同一地震动,二代与三代核电厂OBE都超限的条件下,三代核电厂OBE报警的时间普遍较二代核电厂OBE报警晚,平均相差20 s。三代核电厂OBE报警之前,台站所遭受的地震动加速度幅值最大可达0.7g。利用4次地震Ⅵ度区的108个台站数据进行OBE超限判别,结果发现,三代核电厂OBE超限的台站仅占总台站数的41%,二代核电厂OBE超限的台站数占总台站数的63%(广核)、76%(中核)。因此三代核电厂OBE报警参数的阈值选取过程中,为了避免小震近场大脉冲和小幅值长持时地震动造成的不必要停堆,降低了报警的时效性和可靠性,这对于非常重要的核设施而言是偏于不安全的。     

以可靠性为中心的核电厂厂用水系统维修分析

通过对AP1000核电厂厂用水系统进行故障模式及影响分析(FMEA)以及逻辑决断分析(LTA),深入了解该系统工艺及相关设备的功能故障、故障模式和影响,进而建立优化的维修决策.与现行的维修策略相比,经由可靠性为中心的维修( RCM)优化所得的维修策略对显性故障更多的是选择状态监测/定期维护,而对隐蔽性故障则采用定期试验...     

中国实验快堆通风控制系统的可靠性分析

介绍中国实验快堆通风控制系统的功能和组成结构,并本文以故障模式影响分析(FMEA)和FTA为基础进行了可靠性分析,采用故障树进行定量分析和计算,得到该故障树的失效概率和最小割集,从而为中国实验快堆通风系统风险管理提供数据支持。