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不确定性分析在概率安全评价中的应用 总被引:4,自引:0,他引:4
分析了概论安全评价(PSA)中存在的完整性,模型假设条件及输入数据的不确定性和它们的来源。针对输入参数的不确定性,阐述了Risk Spectrum软件关于不确定性分析的原理,方法和误差因子的选取。对输入参数的不确定性进行定量计算后,得到13个初因和各工况的堆芯损坏频率的均值。介绍了表征不确定性的概率密度函数和累计密度函数曲线。 相似文献
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一、非能动安全概念 核电站的安全设计有能动与非能动之分。其区别在于是否依赖外界的电能、信号或推动力。非能动设施(包括设备和系统)没有这种依赖性。它们不会因失去外界动力或无人操作而失效。非能动设施的功能依靠状态的变化、储能的消耗或自我动作来实现。它们可能经受压力、温度、辐射、液位和流量的变化。就非能动而言,又可根据其程度上的差别分为三种。第一种,除不需要外动力外,既无移动工质,又 相似文献
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概率安全分析的发展及应用展望 总被引:1,自引:0,他引:1
对于核动力厂,概率安全分析(PSA)是评价风险、认识风险和管理风险的有效工具.本文介绍了PSA技术在国内及国际上发展和应用情况,并结合我国实际对PSA的发展应用进行了一些展望. 相似文献
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随着核电技术和核电工程的快速发展,组织力量进行适用于Living PSA分析和应用开发要求的PSA计算分析软件的自主开发变得十分必要和迫切。核电站快速风险分析软件NFRisk的研究和开发着眼于研究Living PSA的管理和技术要求,基于这些要求开发PSA模型开发和维护的计算机程序,实现故障树建立和分析、不可用度分析、重要度分析、敏感性分析和时间相关性分析,以及事件树建立和分析等功能,并具备能够对大型PSA故障树进行快速分析和定量化的能力;同时NFRisk软件还将包括数据库分析和管理程序包,与目前商用PSA软件的数据接口程序等,最终构建成一个可进行多种应用开发的NFRisk软件。本文主要介绍NFRisk软件的开发设想、方案设计以及主要功能。 相似文献
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液体燃料反应堆(简称溶液堆)与传统固体燃料反应堆在安全设计和运行特性等方面存在重大差异,无法仅按照现有以确定论为核心的设计方法进行安全设计,必须在设计之初引入概率安全分析(PSA)技术。由于燃料形态、安全屏障及缓解系统等与固体燃料反应堆的差异,传统以堆芯损坏为核心的反应堆PSA技术无法直接适用于溶液堆。在调研国内外传统研究堆、溶液堆及乏燃料后处理厂相关要求及分析技术后,以我国正在研发的医用同位素试验堆为对象,提出了溶液堆PSA安全目标,并建立了PSA技术框架,为该类型反应堆PSA的开展和安全审查奠定基础。 相似文献
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AC600是我国改进型压水堆核电站,本文对其在概念设计阶段的非能动专设安全设施中的安全壳冷却系统进行了概率安全分析(PSA)。文中采用故障树技术,定旧计算出了系统的不可用度及置信区间,主要部件故障对不同度的贡献和各组成单元的重要度等,并将计算结果与国内外现有压水堆核电站进行了比较,经比较得出AC600采用非能动安全冷却系统,将能明显提高核电站的安全性,可靠性和经济性,由于它是一种新的设计,因此围绕 相似文献
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PANAMA程序是德国在高温气冷堆安全研究中开发的一个实用程序,可以用来计算TRISO-包覆燃料颗粒在事故条件下的破损率,本文简介PANAMA模型,着重开发了PANAMA程序中SiC压力容器失效模式,并利用10MW高温气冷实验堆(HTR-1)包覆燃料颗粒的设计参数,计算了燃耗,温度,核芯直径以及各包覆层厚度对颗粒破损率的影响,结果分析表明破损率阻燃耗,温度和核志直径的增大面而增长较快,对缓冲层和S 相似文献
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文章阐述了概率安全评价(PSA)与严重事故分析之间的关系,介绍了PSA在严重事故预防与缓解措施分析中的应用过程与方法,通过PSA分析,发现了核电厂严重事故预防与缓解的薄弱环节,提出相应的改进措施,并从核安全风险角度对这些措施的有效性进行评价。文章结合CPR1000机组严重事故预防与缓解措施的研究,说明了PSA在严重事故研究中的应用。 相似文献
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确定论分析方法与概率安全评价方法的比较 总被引:1,自引:0,他引:1
白晋华 《核工程研究与设计》2004,(51):23-26
事故分析是核电厂安全分析中的一个重要组成部分。目前有两种事故分析方法:一种是依据设计基准事故的确定论分析法;另一种是概率安全评价法(PSA)。本文从分析对象、基本假设、模型与参量选择、最终导致的后果等几个方面对确定论分析方法和概率论分析方法进行了比较分析.以便于更好地理解PSA分析方法在事故分析中的应用。 相似文献
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