人的认知失误事件定量分析法的进展及应用

认知可靠性与人误分析法(即认知失误分析法,CREAM)是具有代表性的第2代可靠性分析(HRA)方法,它可从回顾式和预测式进行班组人误事件概率的定量分析.本工作除描述了通用的CREAM方法外,还建立了用环境影响指数β与共同绩效条件(CPC)因子关系的人误事件概率简化的定量化公式,可用于计算核电厂人误事故中班组的人误事件概率.并假想以秦山一期蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故为例,说明人的认知失误事件概率的计算过程及结果,为核电厂概率安全评价(PSA)的班组人因分析提供了另一种有效的途径,使核电厂的风险的概率估计值更为客观、更有参考价值.     

人误模式、人误影响以及严重度定量分析方法

为达到概率安全评价的最终目的,建立了一种人误模式、人误影响以及严重度量化方法.通过确定人误模式概率、人误影响慨率和严重度指标,建立了人误模式和任务严重度辨识矩阵,用于识别关键的人误模式和任务以及重要的组织根原因,通过实例介绍了该方法的具体应用.     

PSA在大亚湾核电站定期安全评审中的应用

概率安全评价(PSA)是大亚湾核电站定期安全评审(PSR)中安全分析要素审查的专题之一,该专题主要包括PSA评价工具的审查、使用PSA评价工具及方法对影响核安全的偏差及纠正措施进行评价.本文首先给出了PSA在大亚湾核电站PSR中的应用要求,介绍了PSA评价方法、工具和专题评审步骤,然后描述了使用PSA评价工具及方法对影响核安全的相关偏差及纠正措施进行的评价.     

PSA技术在反应堆保护系统设计中的应用

文章通过采用PSA技术对不同的低温超压保护的仪控实现方案进行分析对比,在综合考虑系统可靠性和经济性之后,选出合适的仪控实现方案,并结合反应堆保护系统的设计经验,探索PSA技术对提高反应堆保护系统设计质量的可行措施和建议。     

IDHEAS方法应用研究

人员可靠性分析（HRA）作为核电厂概率安全评价（PSA）中的重要组成要素,一直是影响PSA分析质量和风险见解的关键内容。目前业界中已有的HRA方法众多,不同的HRA方法各有优缺点且存在基础数据过老的问题,为此,美国核管理委员会联合HRA领域权威专家开发了一种综合性的HRA方法--人员失误事件综合分析系统,简称IDHEAS方法。本文对IDHEAS方法进行了系统性的研究,对相关实施流程和要点进行归纳,并运用IDHEAS方法进行了实例分析。理论研究和实例分析表明,IDHEAS方法在工程应用上具备可操作性,能较好弥补其他HRA方法的局限性。同时,IDHEAS方法亦存在对时间参数不敏感、部分分析内容依赖于分析人员经验等特点。     

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。      

反应堆压力容器承压热冲击中的PSA方法研究

在瞬态过程中,当处于承压状态下的反应堆压力容器(RPV)的内表面被快速冷却时,即为承压热冲击(PTS)。由此,反应堆压力容器可能出现贯穿裂纹而失效。为分析PTS事件导致RPV出现裂纹的频率,需要进行概率安全评价(PSA)。通过PSA模型确定可能引起PTS的事件序列,并结合这些序列的热工水力分析结果,为PTS概率断裂力学分析提供支持。     

核电厂地震PSA中HRA方法研究

在调研外部事件人员可靠性分析（HRA）的发展历史及方法缺陷的基础上,研究了当前国内外外部事件HRA技术标准,并以某核电厂地震概率安全评价（PSA）中的人因事件为研究对象开展方法研究,说明了地震场景HRA与内部事件HRA的不同点,明确地震人员响应的流程,阐述地震场景下HRA方法,使其得到的分析结果更加接近外部事件的实际情况,并可为外部事件PSA的开发提供技术依据。      

动态可靠性评价方法在AP1000核电厂严重事故中的应用研究

动态可靠性评价方法能模拟系统状态发生连续或多重变化的情况,是核电厂概率安全研究的一个新发展点。本文利用动态可靠性评价方法,使用严重事故程序MAAP对AP1000核电厂全厂断电事故进行分析,并将动态可靠性评价结果应用于二级概率安全评价(PSA)分析,最终评价对放射性裂变产物的影响。研究结果表明,系统动态特性对核电厂PSA的分析结果有一定影响,且动态可靠性评价过程可挖掘更多信息,有利于更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性。     

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。     

不确定性分析在概率安全评价中的应用

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。     

MGL 法在共因失效分析中的应用

本文用 MGL(Multiple Greek Letter)法对核电站应急柴油发电机组进行了定性和定量分析,说明了采用 MGL 模型进行共因失效分析的优越之处。     

正向FTF方法在核级先导式安全阀故障分析中的应用

在研究故障模式、影响及危害性分析法(FMECA)、故障树分析法(FTA)特点的基础上,通过FMECA与FTA之间的相互关系,提出了一种用于核级先导式安全阀故障分析的正向FTF分析方法。该方法既考虑了产品中每个功能故障模式及影响,又考虑了硬件、软件、人为和环境等因素以及多重故障的综合影响。利用该方法对安全阀的故障进行了定性分析,确定了安全阀系统的重要故障模式和可能引发安全阀重要故障的关键零部件。     

人员可靠性分析中人误概率数据的修正

人误数据是人员可靠性分析(HRA)的一个非常重要的方面.应用贝叶斯(Bayesian)参数估计方法,可以利用电站实际数据、专家判断等多种数据对通用人误数据进行修正,获得能够更真实反映电站实际情况的人误数据.本文利用自编的数值计算程序,通过一些实例说明HRA中Bayesian参数估计的过程,讨论了不同修正数据对Bayesian参数估计的影响.     

燃料元件瞬态性能分析程序FTPAC验证及应用

为对事故条件下单棒燃料元件热工-力学响应进行研究,本工作开发了燃料元件瞬态性能分析程序FTPAC,主要包括温度模型、力学模型、内压模型和包壳氧化模型。采用FRAP-T6程序例题对FTPAC进行验证,并对NSRR和CABRI反应性引入事故试验的4根燃料元件进行计算。结果表明,FTPAC对未发生破损的燃料元件瞬态响应预测合理。     

STAMP模型及其在核电厂DCS安全分析中的应用展望

数字化控制是核电发展的必然趋势,核电厂数字化控制系统（Digital Control System,DCS）的应用在提高核电厂系统控制能力的同时也增加了系统的复杂性,以事件链模型为基础的传统安全分析技术面临挑战。为提高核电厂DCS的安全性能,需要关注安全工程领域的新研究成果,将其引入到核电安全领域并加以研究。本文介绍一种新的基于系统理论的事故模型和过程（Systems-Theoretic Accident Modeling and Processes,STAMP）安全模型,对比分析了其与传统安全模型的优缺点,说明了基于STAMP的风险分析（STAMP-Based Hazard Analysis, STPA）技术的基本步骤,并根据STAMP在国内外的应用情况,对STAMP在我国核电领域的发展前景进行了展望。     

Application of fracture mechanics in the design and operation of PWRs in France

Fracture mechanics techniques are used to evaluate the risks associated with material aging, the occurrence of fabrication defects or stress corrosion cracks, and to determine the margins with respect to fast fracture resulting from the design and manufacturing practices. Important programs are underway to improve the accuracy and domain of validity of the fracture mechanics methods.     

核电站PSA分析中可靠性数据处理的贝叶斯方法

可靠性数据早进行核电站概率安全分析（ＰＳＡ）分析的一个非常重要的方面,对于一些运行时间较短的核电站而言,综合考虑同型电型的先验数据和本站的运行是必不可少的。贝叶斯方法是进行这种数据处理方式的一种重要方法,在贝叶斯处理中,必须胡定先验分布的类型和分布参数。本文用数值计算的方法,得到了先验数据的分布参数。并将这种方法作为计算核心,形成贝叶斯处理程序ＩＮＥＴＢＡＹＥＳ。利用大亚湾核电站一些特有数据,以同     

量化项目管理方法及其在核电站建造中的应用

提出了我国核电站建造量化项目管理的概念,并着重介绍了量化项目管理的量化方法及实现过程。在此基础上,又给出了核电站建造量化项目管理的的简单实例。最后,展望了我国核电建设中量化管理方法的应用前景。