反应堆冗余泵组的共因失效分析

应用共因失效的相关方法,根据设备的事件分类和影响向量评估,并结合Bayes估计,定量求出共因模型的相关参数;同时考虑止回阀的特殊作用,并应用GO法求出系统启动和运行期间的故障概率.结果表明,共因失效在冗余系统的可靠性分析中起着重要作用.     

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...     

核主泵高性能制造的可靠性分析方法

本文报告了大功率核主泵高性能制造的随机变量相关和失效模式相关的系统可靠性分析方法,针对核主泵关键部件推力轴承定位机构可靠度给出了计算示例。基于核主泵高性能制造的系统动力学和制造热力学原理,建立主要失效模式下随机变量相关的性能函数,采用一次二阶矩法计算关键零部件各个失效模式的可靠度。根据核主泵系统多物理场耦合作用的串并联关系,考虑不同失效模式之间的相关性,将系统可靠度计算转化为多维正态积分求解,通过微分等效递归算法降维计算系统可靠度。核主泵高性能制造可靠性分析结果表明,在随机变量相关情况下,失效模式独立近似的可靠度较失效模式相关的可靠度偏低,系统可靠性评估趋于保守。     

冗余系统共因失效的载荷-性能分析与概率估算

从可靠性数学的角度,以环境载荷与零件性能的特征及其相互关系为背景,探讨了k/n(F)冗余系统共因失效的原因与机理,并致力于冗余系统共因失效概率预测的精确方法。分析表明,对于各零件处于同一载荷环境的系统,环境载荷的随机性是导致系统共因失效的最基本的原因。     

典型泵类失效数据对核燃料循环前端设施的适用性研究

为推动我国在核燃料循环前端设施领域的概率安全评价工作,有必要开展前端设施共有的通用泵类设备的失效频率研究。本文以美国核电领域、美国化工领域和我国核电领域的泵类设备失效频率为参考,通过对不同类型泵的失效模式和失效频率进行比较和分析,提出了我国核燃料循环前端设施泵类设备失效频率的取值建议。研究结果表明,从保守计算角度出发,泵类设备失效频率优先采用美国《工艺设备可靠性数据参考》相应数据;如果我国核燃料循环前端设施安全重要级别的泵类设备的设计规范、加工制造厂商及运行环境与我国核电泵类设备类似,泵类设备失效频率可考虑采用我国《中国核电厂设备可靠性数据报告(2015版)》相应数据;有必要在我国核燃料循环前端设施尽早启动泵类设备失效原始数据的采样和统计工作,以获得适合我国工程实践的泵类设备失效频率及其置信区间。     

基于GO-FLOW的可修复复杂冗余系统共因失效分析

通过改进GO-FLOW操作符功能,结合可修系统共因失效发生概率的计算模型,研究了在风险评价中应用GO-FLOW方法进行含共因失效的可修复复杂冗余系统可靠性定量分析,给出了实际算例.分析结果表明,GO-FLOW方法能够有效地定量分析包含多种共因故障和多重共因失效部件组(CCCG)的复杂系统可靠性,并能够直观地反映出系统运作过程中故障概率的变化趋势;与GO法相比,GO-FLOW方法能够更简捷地对多状态复杂系统进行共因失效定量分析.     

基于相依竞争失效模型的主泵多状态可靠性分析

基于核动力主泵运行环境和性能退化机理,考虑自身振动和外部冲击对其性能退化的影响,建立了主泵冲击与退化相依竞争失效过程的可靠度模型。采用该模型计算了考虑性能退化的主泵在振动和外部冲击条件下的退化状态概率和可靠度,为基于使用环境的核动力主泵的多状态可靠性分析提供了一种有效的分析途径。分析结果可为设计变更和维修优化提供决策依据。     

核动力主泵振动探测与积分处理方法研究

由于核动力主泵结构与运行环境的特殊性,采用特殊的加速度计进行振动探测,为了对其进行振动烈度评价,必须对振动加速度信号进行积分处理。在分析振动信号软件积分误差的基础上,提出基于FFT变换的波形修正积分算法,并通过设置合理的积分频率下限,消除了振动信号的积分趋势,提高了振动信号积分的精度,并在核动力主泵振动监测系统中的得到成功的应用。     

核动力设备可靠性数据的处理方法研究

核动力个别设备(如电动泵)在其运行历史上无失效记录或仅有很少的失效记录,仅用小样本数据反映设备可靠性参数的总体分布有所欠缺。本文提出"两步走"方法,即对核动力设备数据进行处理时参考同堆型核电站的通用数据库,将属于无信息先验的核动力设备数据处理转化为有信息先验的处理。应用Jeffreys先验模型对核动力电动泵进行贝叶斯推断,通过图检验评价模型复现观察数据的能力,结果表明模型可以完全复现观察数据具有良好的预计能力,经分析建议将第4组数据剔除后再对电动泵失效数据进行贝叶斯推断。     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂泵

介绍秦山核电二期工程主泵结构及主泵的监测和保护系统,重点介绍了秦山核电二期工程特有的双通道振动监测器及相关设备.     

核电厂安全系统冗余度研究

本文对核电厂安全系统冗余度的概念进行了澄清,认为不能简单地将安全系列的数量机械地等效于冗余度。N+1的冗余度满足单一故障准则的强制性要求,N+2的冗余度是实现在线维修的可选项。进而介绍了国际上主要核电机型的安全系统配置和冗余度,说明了冗余度与运行灵活性的具体关系。在冗余度研究的基础上,对三环路压水堆的两种安全系统配置方案(两个系列带母管和三个独立系列)进行了分析比较。两种方案均为N+1冗余度,但是对非能动部件(母管)单一故障的考虑有所差异。通过对我国和国际核安全法规、用户要求文件及相关标准的研究发现,非能动部件的单一故障问题不应成为这两个方案选择的决定因素。综合考虑安全性利益及经济性代价,两个系列带母管的方案是更加优化更平衡的设计。     

核动力泵阀截尾无失效数据的多层Bayes处理

针对船用核动力设备无失效数据截尾、小子样的特点,应用多层Bayes估计方法,结合工程实例估算了设备的运行失效率和需求失效概率两类可靠性参数,给出了截尾分布参数的推荐值。结果表明,该方法适用而有效。     

低温核供热站数字化保护系统的研究及其可靠性分析

讨论了一种新型的低温核供热站数字化保护系统的设计方案。这一方案对保护系统信号采用了并行处理技术,以设备的多样性为手段,从根本上克服一般数字化保护系统由软件引起的共模失效问题,明显提高了系统的可靠性。     

双泵切换对给水量影响的实验研究

采用试验方法对给水泵切换过程中给水流量变化特性进行研究。对试验数据进行分析,研究止回阀在给水泵切换时的响应特性及切换过程中的给水流量变化特点。试验结果表明,给水泵切换过程中,在额定流量和30%额定流量条件下,给水量恢复稳定分别需要26 s和21 s,最小给水量分别为正常给水量值的59.4%和87.2%,平均欠流量分别为20.8%和7.5%。与30%额定流量双泵切换相比,额定流量条件下双泵切换需要更长的过渡时间,流量波动也更加剧烈,欠流量显著增加,对给水系统稳定性影响更大。     

氧化还原法去污对核电站上充泵安全影响的试验研究

研究化学法去污过程中对核电站上充泵腐蚀量的影响。以马氏体不锈钢和奥氏体不锈钢为研究对象,分别进行氧化过程和还原过程中溶液浓度、反应温度、时间对腐蚀量的影响试验;之后进行了氧化还原全过程对两种不锈钢材料的腐蚀量影响试验;最后,对某核电站上充泵进行了实操去污工作。试验结果表明:在超声作用下,使用0.25%高锰酸钾+0.25%氢氧化钠混合溶液作为氧化剂、70 ℃反应4 h,然后再使用0.25%草酸+0.25%柠檬酸混合溶液作为还原剂、70 ℃反应2 h,马氏体不锈钢和奥氏体不锈钢样品表面主要为均匀腐蚀,平均腐蚀量小于1.5 g/m²,腐蚀量满足相关标准要求,同时可有效去除上充泵表面的放射性物质。该配方和工艺流程可推广应用于核电站上充泵的去污工作。     

核电站设备可靠性数据库的建立与应用

以大亚湾核电站为例,论述了核电站设备可靠性数据的采集与处理、可靠性参数的分析计算方法及可靠性数据库的建立与应用等。数据源涉及到设备的设计信息、运行信息、维修信息、定期试验记录等。在大亚湾核电站运行经验的基础上,形成了大亚湾核电站设备可靠性数据库,为深入地、客观地记录核电站各类设备的运行历史和现状、监控电站设备,特别是与安全相关设备的状态,提供了有效的工具;为加强设备的可靠性与可用性管理、确保电站的安全经济运行,提供了非常有实用价值的信息;同时还为核电站的安全管理、可靠性分析、概率安全评价、以可靠性为中心的维修及经济性管理等领域里的新技术在核电站的应用研究与开发,提供了必不可少的数据。     

压水堆核电厂乏池冷却系统扩容改进研究

在分析国内二代改进型百万千瓦核电机组成熟技术的基础上,通过Flowmaster软件计算及设计优化等手段,针对目前已运行和在建核电站的乏燃料水池冷却系统的冷却能力进行评估,提出改进方案增加电站的乏燃料水池冷却系统的冷却能力,并提出满足第三代核电技术对性能及安全性的要求的乏燃料水池冷却系统设计方案。     

压水堆核电厂乏燃料冷却系统设计比较研究

比较了4种典型核电厂乏燃料冷却系统的主要设计特点,通过对系统功能的分析,从方法论角度讨论了系统的设计方法,并提出了乏燃料冷却系统设计改进与优化的基本原则。     

严重事故下水蒸气凝结对气溶胶扩散泳影响研究

基于模拟AP系列非能动安全壳冷却的气溶胶迁移机理试验平台,开展了在干燥及潮湿气氛下的气溶胶沉积试验。结果表明:在潮湿气氛下,气空间内气溶胶浓度会由于扩散泳沉积作用而衰减得更快,且水蒸气的凝结质量流量越大,气溶胶浓度衰减越快。证实了非能动安全壳冷却设计能够通过提高扩散泳沉积作用而强化气空间的气溶胶衰减。利用该特点,可针对性地采取措施增强水蒸气凝结,强化气溶胶扩散泳作用,提高安全壳内的放射性去除效果。     

我国滨海核电站温排水排放口的极端高温限值研究

为保护水生生物免受温排水的有害影响,研究制定相应的水温限值或混合区域范围是温排水环境影响的监管控制中的关键问题。本文基于我国四大海域海水表层温度情况,运用耿贝尔模型进行海水温度变化的极值分析,按核电站温排水排水口的设计温升不超过9 ℃,且温排水混合区边缘的温升限值为4 ℃,初步估算提出我国滨海核电站温排水排放口极端高温限值：渤海、黄海为37 ℃;东海、南海为40 ℃。