核电厂非能动余热排出系统的失效概率评价

先进核电厂设计中大量采用非能动安全系统提高反应堆安全性。但目前尚无系统性评价非能动系统的成熟方法,而且概率安全评价(PSA)也未考虑非能动系统自然循环现象不确定性导致的功能失效。在欧盟非能动系统可靠性评价研究项目(RMPS)研究成果的基础上,以压水堆二次侧非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,基于统计学和热工水力计算确定了影响性能的参数重要度,进而利用蒙特卡罗抽样和响应面分析对全厂断电事故下的PRS自然循环失效概率进行了量化分析评价。初步评价结果表明:非能动系统功能失效概率为2.14×10-3,在PSA中应当充分考虑各种非能动系统的功能失效。本文的评价方法还可以为非能动安全系统设计优化提供支持。     

核电厂主管道90°弯头热老化程度的评估

根据IAEA和国际上相关文献提出的铸造奥氏体-铁素体不锈钢热老化评价方法和评估流程,以秦山核电厂二期扩建工程为例,对静态铸造奥氏体-铁素体不锈钢主管道90°弯头在长时间热老化后,以及在325℃服役10 a后的冲击韧性和断裂韧性J-R曲线进行评估。评估结果表明:秦山核电厂二期扩建工程主管道静态铸造奥氏体-铁素体不锈钢主管道90°弯头在325℃服役10 a后的冲击韧性和断裂韧性有明显的下降,但冲击韧性仍在安全裕量以内,长时间热老化后的冲击韧性已低于设计要求。     

共因失效对平均失效概率计算结果的影响分析

为了评价共因失效(CCF)对平均失效概率(Pavg)计算结果的影响,建立了一个正常激励1oo2双通道系统的需求失效故障树模型。采用β模型,分别计算出不考虑CCF和考虑CCF 2种情况下的Pavg,发现CCF对Pavg的计算结果有较大的影响。相关分析表明,系统越安全(危险失效率越低,危险失效检测率越高),CCF对Pavg的计算结果影响越大。     

核电站一回路奥氏体不锈钢铸件热老化的微观力学性能变化

在核电站一回路中,奥氏体不锈钢铸件(CASS)在运行温度下长期工作除了受到辐照损伤外.还将面临热老化问题.本文对不同时间热老化后的CASS样品进行微观力学性能分析,并结合微观组织中铁素体的含量及分布对CASS的性能变化进行了分析,结果表明微观力学性能的变化和常规的宏观力学性能变化的规律不尽相同.丰富了CASS经老化后的力学性能数据,为CASS的安全运行提供参考.     

核电厂安全壳超压失效概率及过滤排放系统启动压力分析

根据中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂安全壳设计特点,采用理论分析及有限元分析方法,得到CPR1000核电厂安全壳超压失效概率曲线,给出CPR1000核电厂安全壳过滤排放系统启动压力的推荐值,分析不同的过滤排放系统启动压力下相应的放射性释放量.结果表明,在确保安全壳失效概率很低(5%)的前提下,CPR100...     

双极晶体管总剂量辐射失效概率

对三种双极晶体管3DG4C、3DG6D和3DK9D(每种100只)作了失效概率P_F和γ总剂量D关系的研究。辐射实验表明,用Weibull分布可以较好地描述P_F和D的关系。取h(D)/h(O)=80％、70％、50％为器件失效判据,实验结果表明,失效分布曲线取决于失效判据。3DG6D的P_F～D曲线由两种斜率的直线组成,这意味着样品组中存在着不同工艺的器件。失效分布曲线斜率揭示了器件抗总剂量特性的均匀度。它可用来作为器件加固工艺的质量监督。当将P_F～D直线外推到低P_F区时,有些器件失效概率为0.1％和0.01％的失效总剂量仅为几十Gy。     

双极晶体管总剂量辐射失效概率

对三种双极晶体管3DK9D,3DG6D和3DG4C(每种100只)作了失效概率PF与γ总剂量D关系的研究。辐射实验表明,用Weibull分布可以较好地描述PF和D的关系。取hFE(D)/hFE(O)=80%,70%,50％为器件失效判据,实验结果表明,失效分布曲线取决于失效判据。3DG6D的PF-D曲线由两种斜率的直线组成,这意味着样品组中存在着不同工艺的器件。失效分布曲线斜率揭示了器件抗总剂量特性的均匀度,它可以用来作为器件加固工艺的质量监督。当将PF-D直线外推到低PF区时,有些器件失效概率为0.1％和0.01％的失效总剂量仅为几十戈瑞(Gy(Si))。     

核电厂构筑物和设备高置信度低失效概率抗震能力值的计算方法

计算核电厂构筑物、系统和部件(SSC)的高置信度低失效概率抗震能力值(HCLPF)是地震概率安全评价(SPSA)、地震裕度评价(SMA)的一个重要步骤.介绍在工程上常用的3种计算SSC HCLPF值的方法:概率易损性方法、保守的确定性失效裕度(CDFM)方法以及通过试验数据获取HCLPF值的方法,并对比研究近年来在计算HCLPF值方法上的新进展,最后给出了计算HCLPF值的一些建议.     

球形燃料元件温度分布对包覆燃料颗粒失效概率的影响

固态熔盐堆采用TRISO(Tristructural isotropic)包覆颗粒球形燃料元件。在运行工况下,燃料元件内部存在一定的温度分布,填充在燃料元件内部不同位置的TRISO颗粒的失效概率会因此受到影响。利用体积微元的方法分析了温度分布对包覆颗粒失效概率的影响,并进一步研究了球形燃料元件尺寸对TRISO颗粒平均失效概率的影响。结果表明,在一定的功率密度下,如果利用球心温度或者平均温度计算燃料元件内部TRISO颗粒的平均失效概率,结果相比实际值会有至少一个数量级的差别;在相同功率密度和相同燃耗条件下,燃料元件直径每减小1 cm,其包覆颗粒平均失效概率降低两个数量级左右。     

轻水堆核电站奥氏体不锈钢铸件的热老化及其老化管理

在轻水堆核电站中,奥氏体不锈钢铸件(CASS)在运行温度下长期工作将面临热老化问题。本文对热老化的机理进行了描述,并针对核电站的热老化问题,给出了老化管理工作的主要步骤,即部件敏感性甄别、老化状态评估和ISI大纲更新;结合CASS热老化的老化管理实践,对我国核电站的热老化管理工作提出了建议。     

显微硬度法分析核电站主管道热老化趋势

使用显微维氏硬度计和冲击试验机研究了核电站主管道材料Z3CN20.09M在400 ℃加速热老化10 000 h前后的力学性能变化。结果表明,热老化导致试验材料的冲击吸收能下降;构成试验材料的铁素体相的显微维氏硬度上升,奥氏体相的显微维氏硬度基本保持不变。通过研究材料组织特征,剖析显微硬度与冲击韧性的关系,探索将显微硬度测试方法作为核电站主管道材料热老化趋势预测方法的可能性。     

核级阀门故障概率的时变性研究

核级阀门具有高可靠性、长寿命的特点,阀门历史失效数据的小子样问题突出,并且由冲击、振动、磨损、腐蚀等耗损性因素引起的故障,其故障概率具有时变性,随时间的增加而增大。故障概率p为常数的Jeffreys先验模型不能以合理概率复现观察数据,故满足不了分析p的时变性要求。对服从Binomial分布的阀门故障数据建立广义线性模型,研究概率p的时间趋势;在评价模型复现观察数据能力时不仅进行定性图检验,而且还利用贝叶斯?2统计量进行定量化检验;经过定性和定量的双重检验,表明该模型具有良好的预计能力,可以分析阀门故障概率p的时变性。     

在役核压力管道模糊失效概率的计算方法

含缺陷核压力管道的失效概率实质上是一个模糊随机概率.本文应用模糊随机概率理论,同时考虑压力管道评定参数的随机性和失效模式判定的模糊性影响,提出了计算含缺陷核压力管道模糊失效概率的方法.与传统的压力管道可靠性分析方法相比,本方法考虑了模糊失效区域,评定的结果更为精确.     

核电厂管道热疲劳机理与防治

管道热疲劳是管道受交变热应力长期影响而产生管道裂纹或破裂的现象,虽然热疲劳原因引起的管道破裂事件在核电厂发生的概率很小,但管道破裂有可能引起一回路破口等事故,因此需要引起重视.本文对管道热疲劳产生的机理进行分类并进行分析,根据管道热疲劳产生机理的特征,提出核电厂设计、在役运行阶段应采取管道热疲劳预防与检测的措施.     

核电用铸造奥氏体不锈钢的热老化性能研究

压水堆核电厂主管道用国产铸造奥氏体不锈钢(CASS)长期服役会面临着热老化问题。在400℃高温下开展CASS材料的加速热老化实验,采用夏比冲击试验获得了材料室温吸收能量随热老化时间延长的下降规律,采用扫描电镜观察到不同热老化时间冲击断口形貌的变化趋势。实验结果表明:经过15 000h的加速热老化实验,CASS材料的热老化程度逐渐达到饱和状态,吸收能量虽大幅下降,但仍能满足设计规范对CASS材料在未老化状态时的考核要求。     

Effect of Element Segregation on Thermal Aging Behavior of 17-4PH Martensitic Stainless Steel for Nuclear Power Plant

正For thermal aging behavior of 17-4PH martensitic stainless steel,the former results show that the mechanical properties will be significant degeneration under long-time service at high temperature(~300℃).It exhibits a decline of DBTT and USE,with hardness increased and plasticity     

国内先进压水堆核电厂安全壳条件失效概率探讨

安全壳是核电厂实现放射性物质包容的最后一道屏障,安全壳条件失效概率是评价核电厂从堆芯熔化到安全壳失效整个阶段缓解系统的重要指标。本文探讨了安全壳条件失效概率的起源,对安全壳条件失效概率指标进行了解读,介绍了国内各先进压水堆核电堆型的安全壳条件失效概率的现状和主要贡献项并给出了相应的结论和建议。     

基于GO-FLOW方法反应堆冷却剂泵组系统失效概率的不确定性分析

反应堆冷却剂泵组系统是含多种共因和包含多重共因失效部件组(CCCG)的复杂冗余系统,对其进行系统失效概率的不确定性分析是较为复杂和困难的问题。本文采用将GO-FLOW与Monte-Carlo相结合的方法对这一问题进行研究,定量计算含共因失效(CCF)的系统失效概率的不确定性。结果表明,CCF使系统失效概率均值显著增加,多重CCF的发生使系统失效概率的标准差以及包含90%取值区间的x05和x95分位值均有所增大,而使误差因子EF有所减小;计算得到的系统失效概率的概率密度函数(PDF)曲线给出了系统失效概率的完整分布,弥补了仅采用点估计值所得分析结果的不完整性。