RiskA计算引擎在核电站概率安全评价中的应用

研究分析了R＆R Workstation平台的计算引擎配置问题,实现了该平台下调用FDS团队自主研发的RiskA计算引擎.基于上述工作,采用真实核电站的概率安全评价模型,对RiskA计算引擎进行了正确性校核,并与CQUANT引擎进行了计算速度比较.测试表明正确实现了在PRAQUANT下对于RiskA计算引擎调用,Ris...     

RiskA和Risk Spectrum故障树计算的比较分析

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.     

RiskA事件树模型转换模块的研发

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。     

大型集成概率安全分析软件系统的研究与发展

FDS团队在广泛调研和深入分析国际现有概率安全分析软件及其关键技术的基础上,研发了具有自主知识产权的大型概率安全分析软件系统RiskA.该软件提供了系统建模、故障树分析、事件树分析、不确定性分析、可靠性数据管理与分析、敏感性分析和重要度分析等概率安伞分析所需的基本功能.介绍RiskA的设计思想、总体结构、主要功能、技术特点和相关测试与应用等.     

PSA中不确定性分析实现方法研究

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.     

EAST低温系统的故障树分析

EAST是世界上进行聚变研究的先进超导托卡马克实验装置.低温冷却系统是EAST的主要子系统之一,担负着纵向和极向场线圈、纵场线圈盒、冷屏和电流引线的冷却功能,需保证其能长期稳定运行.本文运用故障树分析法来评价低温系统的可靠性,使用自主开发的软件RiskA建立低温系统的故障树模型并进行定量计算,得到系统的失效概率和部件的重要度,并提出改进建议,为系统的优化设计和提高可靠性提供参考.     

核电厂内部水淹一级概率安全评价

核电厂内部水淹事件是一种可能引起多个设备同时失效的共因故障。应用概率安全评价方法对其进行分析,能够找出电厂薄弱环节,并完善电厂的设计。本文介绍进行核电厂内部水淹一级概率安全评价的方法,并以某300MWe核电厂为对象,利用RiskSpectrum程序,计算得到了内部水淹引起的堆芯损伤频率。计算结果表明,内部水淹引起的CDF占内部事件总CDF的2.45%,是很小的比例。     

概率安全评价软件RiskA中的非逻辑处理方法

非单调关联系统广泛存在于实际工程应用中，传统针对单调系统的处理方法不适合于这类系统的处理。因此，如何处理针对非单调关联系统所建立的模型成为概率安全评价软件研发面临的问题之一。本工作在调研一些国际流行概率安全评价软件非逻辑处理方法的基础上，探讨了非逻辑求解难点，基于RiskA的数据结构，设计并实现了非逻辑处理模块，并通过例题验证了RiskA软件非逻辑处理模块的正确性和可靠性。     

基于二叉决策图的故障树求解法

探讨了二叉决策图(BDD)求解故障树失效概率和最小割集(MCS)的方法,包括如何将故障树转化为BDD、用BDD求解最小割集、利用零压缩二叉决策图(ZBDD)表示最小割集以减少存储空间、基于BDD求解故障树顶事件失效概率.用程序实现了BDD算法,以某电厂PSA模型部分分枝为对象,通过手工计算和RiskSpectrum P...     

AP1000 PSA模型研究及模型格式转换程序开发

第三代核电技术(AP1000)引进中的概率安全评价(PSA)模型是用CAFTA程序建立的,而我院使用的是RiskSpectrum程序。在分析两个程序数据文件的基础上,开发CAFTA2RS转换程序,从CAFTA建立的PSA模型中提取相关信息,修正不符合RS程序的数据格式,将AANB和EQU等门类型转换为RS程序允许的门类型,并将长达数千页的大型故障树拆分成符合RS格式的4000多棵小故障树,实现CAFTA程序建立的PSA模型到RiskSpectrum程序的PSA模型间的自动转换。     

熔盐堆堆芯应急排盐系统可靠性分析及优化

堆芯应急排盐系统作为熔盐堆特有的安全系统，具有排盐和余热排出功能，为熔盐堆提供了一种紧急停堆方式。为定量化分析堆芯应急排盐系统的可靠性，以美国橡树岭实验室的熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)为研究对象，使用概率安全分析软件RiskSpectrum建立和计算MSRE堆芯应急排盐系统故障树，得到系统失效概率为5.62×10^-4，并进行最小割集分析和重要度分析，识别出影响系统失效的关键因素是外套管泄漏失效、控制冷冻阀冷却气的电磁阀共因失效和气动阀共因失效。通过套管换热元件中减少使用焊缝连接，以及采用不同类型部件控制冷冻阀冷却气，可明显降低系统失效概率。分析结果为液态熔盐堆应急排盐系统工程应用研究提供参考。     

结合几何的MCNP计算结果可视化分析系统的研究与实现

蒙特卡罗粒子输运程序MCNP在分析复杂例题的模拟计算结果数据时,具有分析过程不直观、效率低等问题。FDS团队结合科学计算可视化技术、GPU(图形处理器)可视化编程技术,以及本团队自动建模系统MCAM的反向转换引擎,自主研发了集数据分类提取、图形化管理以及结合几何的三维数据可视化分析功能于一体的MCNP计算结果可视化分析系统。以国际热核实验堆ITER为代表的大量测试结果表明,该系统显著提高了数据的利用率和分析效率。     

聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层的初步概率安全分析

双冷液态锂铅(DLL)包层是聚变发电反应堆(FDS-Ⅱ)实现氚增殖及产能的关键部件。运用概率安全评价方法(PSA),利用自主开发的概率安全分析系统软件RiskA对FDS-Ⅱ/DLL包层进行了概率安全分析,结合热工水利分析的结果得出包层的熔化频率,并将其与压水堆、快堆的堆芯熔化频率进行比较。通过敏感性分析得出对FDS-Ⅱ/DLL包层较为敏感的几个子系统,对系统的设计及建造有着一定的指导意义。     

基于CAD技术的特征线中子输运计算程序开发

特征线方法(Method of Characteristics,MOC)能否应用于复杂几何关键在于能否将特征线方法与有效的几何处理方法结合起来。本文在菱形差分特征线理论基础上,基于FDS团队自主研发的核与辐射输运计算自动建模软件MCAM的几何处理引擎,研发了基于CAD技术的特征线中子输运计算程序,并利用相关基准例题对程序进行了数值验证,其结果与参考值吻合良好,表明本文方法和程序的可行性、正确性与可靠性。     

蒙特卡罗仿真计算前处理平台的开发与初步验证

当前,核设施与核装备越来越大型化、精细化和复杂化,这种发展趋势将大大增加传统手工编写蒙卡仿真计算模型的难度。针对此问题,本文利用开源几何引擎Open CASCADE开发了蒙卡仿真计算前处理平台,前处理平台提供几何模型的建立与修改、材料模型的创建与输入,以及从CAD模型到蒙卡仿真计算模型的转换等功能,以优化传统手工建模过程。本文主要阐述了前处理平台的总体架构设计、功能模块的实现情况,以及从边界表示法模型到构造实体表示法模型的转换过程,并对不同复杂程度的CAD模型进行了蒙卡仿真计算模型生成验证,初步验证结果表明,前处理平台能自动输出蒙卡仿真计算模型,避免了手工编写计算模型文本,简化了蒙卡仿真前处理过程。     

秦山三期重水堆核电站风险监测器研发进展

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...     

丹柯夫修正计算分析

本文介绍了编制在 DJS-6 机上的两个计算丹柯夫修正值的程序,一个是用数值计算的方法,把包壳当作真空处理,计算一个方案只需几秒钟;另一个是蒙特卡罗方法,它考虑包壳的吸收和散射,计算一个方案约需40分钟.文中分析了用这两个程序对单棒、均匀栅和非均匀栅方案的计算结果,与国外结果比较符合得很好.为了做到既考虑包壳的吸收与散射又节省计算时间,用蒙特卡罗程序计算出的包壳的吸收和散射因子去修正数值计算程序的计算结果.文中给出了包壳的吸收与散射因子,同时给出了数值计算程序计算的方形和三角形栅中不同水铀比下的丹柯夫修正随慢化剂总截面变化的曲线.     

基于网络的核电站PSA数据库管理系统设计研究

核电站PSA数据库管理系统是进行核电站安全评估的手段之一.按照数据库规范设计法,设计了基于网络的核电站PSA数据库管理系统NDMS,NDMS能为PSA提供方便而充分的数据.根据核电站实际情况,NDMS采用了网络化设计,并设计了用户管理机制及智能编码规则管理机制.目前NDMS已作为PSA分析软件RiskA的数据库平台得到了较好的应用.     

安全壳空气净化系统计算分析

M310技术的吸收奠定了我国目前商用核电站设计的技术基础,随着我国核电技术的发展,引进技术不能完全满足新型核电厂的设计。安全壳空气净化系统用于保证安全壳内安全的工作条件,新堆型核电厂的设计与在运电站相比变化较大,必须重新计算系统的容量,但是对于安全壳内放射性物质的过滤计算,我国尚无相对成熟的计算方法,本文选用行业内不同领域的相关计算方法进行推算分析,以期找到有关系统容量计算的合适方法。结果表明:全面通风、活度平衡计算方法可定性分析本系统容量和运行时间,类比计算只能简单确定系统风量,洁净室计算方法不适用于本系统,气载放射性浓度与时间相关的微分方程还需进一步研究;在参考时间段内,有害物散发量不变的情况下,系统风量与自由容积成比例,在固定风量情况下,净化时间与自由容积成比例。     

SNRE堆芯物理计算分析

采用蒙特卡罗方法的MCNP程序对小型核火箭发动机(SNRE)的堆芯建立了5个不同精细程度的计算模型,并对其有效增殖因子、转鼓价值和功率分布进行了计算。模型分析结果表明:元件均匀化处理可以满足一般的反应性计算,而要得到元件内部功率分布则必须采用精细描述元件的模型。参数计算结果表明:SNRE堆芯基本物理特性合理,转鼓控制价值足够,功率分布均匀合理,满足设计要求。