乏燃料后处理厂红油爆炸安全分析

介绍了乏燃料后处理厂不稳定化合物红油(采用的萃取剂磷酸三丁脂TBP和稀释剂及其它们的降解产物与来自硝酸或相关重金属铀或钚的硝酸盐之间的反应)的形成及其引发的爆炸机理,简要概述了在世界范围内后处理厂发生的重要的相关爆炸事件或事故,对具有代表性的高放废液蒸发器发生这类事故进行了后果评价,并阐明了后处理厂为避免红油爆...     

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.     

乏燃料运输的故障树分析

本文采用故障树分析方法,确定出乏燃料公路运输的事故释放序列,并以秦山核电厂乏燃料公路运输为例,估算了各个事故释放序列的概率及后果.并说明了对运输风险贡献较大的事故类型以及需要采取的减少风险的措施.     

机助故障树分析的综合算法

综合算法将廖炯生提出的FTA新途径与富塞尔(Fussell)的下行法相结合,将非相干树分析与相干树分析相协调;并配有数字仿真方法。它既可以分析相干树,又可以分析非相干树;既可以解决稳态问题,又可以解决动态问题;既可以求解最小割集族,又可以求解最小路集族,对于非相干树还可求解完全的质蕴涵族;既可以计算顶事件概率,又可以计算其分布,底事件的结构重要度和概率重要度也可以计算。     

美等对朝鲜建造后处理设施表示担忧

【香港《远东经济评论》1989年2月2日刊第15页报道】美国和南朝鲜官员对朝鲜正在平壤北部一座30MW核反应堆附近建造一后处理设施一事感到忧虑。这样一座工厂可以是走向生产核武器的第一步。四年前,美国人首次获悉朝鲜在永边(Yongbyon)的反应堆工程,但由人造卫星探测到的这个秘密设施则仅在数月之前。     

HWRR控制区排风系统故障树分析

采用故障树分析法对HWRR控制区排风系统进行了分析,计算了排风系统的失效率,分析了影响排风系统失效率的主要因素。分析结果表明,交流母线和检修人员是影响排风系统可靠性的两大主要因素,应该予以重视。     

故障树求解中前处理技术的算法

核电厂概率安全评价(PSA)技术已引起核电业主和核安全当局的广泛重视,随着PSA应用的广泛开展和深入,对分析软件的计算速度提出了更高的要求。核电厂系统复杂庞大,其完整的PSA模型十分巨大,随着工作的进一步细致,其规模仍在增加,这给计算机的运算带来一定压力。为解决这一问题,在自主开发的PSA软件NFRisk中,采用了两种故障树求解的前处理技术:故障树结构简化方法和故障树模块化方法。实践证明:该技术的应用能明显加快故障树计算速度,缩短故障树求解时间。     

后处理设施事故分类方法和验收准则探讨

为推动我国后处理设施事故分类方法和验收准则进一步发展完善,对比研究了美国历史工程经验和美国当前监管要求。研究结果表明,美国当前监管要求在历史工程经验采用的确定论方法基础上引入了风险评价。通过对设施的潜在危害进行梳理和风险分析,识别出需要关注的危害项;通过对事故的可能性和后果进行风险分析,以风险边界作为事故验收依据。所选取的事故分析边界既包括历史工程经验常用的设计基准事故,也包括后果轻微但发生可能性大的小事故。美国当前监管要求评价了工程措施的有效性,论证了设施安全设计的合理性,具有重要的借鉴或参考价值。     

基于故障树分析的核动力装置实时智能故障诊断专家系统设计

为实时有效诊断核动力装置故障,提高装置可靠性,本文在传统专家系统的基础上引入故障树分析技术,设计了基于综合诊断重要度的推理机制,引入机理模型诊断技术对专家系统诊断结果进行验证,进一步提高诊断系统的可靠性。     

Fault Tree Analysis of System Anomaly Leading to Red Oil Explosion in Plutonium Evaporator

Results of scenario identification, preparation of reliability data, fault tree construction and its analysis, are rendered for a system anomaly considered liable to lead to a red oil explosion in a Pu evaporator of a typical model of reprocessing facility.

Japan Atomic Energy Research Institute has introduced the model plant data, the basic failure frequency data together with the fault tree analysis code FTL from NUKEM GmbH, Germany, and used to execute the above analyses.

The frequency of occurrence of the system anomaly initiated by failures of the Pu purification process such as a pulse column failure or a mixer settler failure has been evaluated to be 2.6×10-³/yr for the solvent carry over into the evaporator for the German model reprocessing facility. In addition to this event, if an abnormal state such as continuously heating the solution to over 150°C inside the evaporator would happen with the analyzed occurrence probability of 1.0×10^?8, it would be the more possible to result in the red oil explosion. The occurrence frequency for the combined events has been calculated to be 2.6×10^?11/yr, so small compared with the public acceptance limit which might be set as 1×10-⁶/yr.     

一种新的编码故障树事故分析法

介绍了一种新的编码故障树的事故分析方法,并利用其对部分已发生过的灾难性事故进行分析与综合,指出人的可靠性研究与组织管理因素是提高系统可靠性的重要保证。     

乏燃料后处理厂核材料衡算仿真

为优化乏燃料后处理设施的核材料衡算,寻找核材料衡算不平衡差（MUF）的主要因素,采用基于数值模拟的系统仿真方法,以核材料衡算视角构建乏燃料后处理设施核材料衡算仿真模型。改变模型工艺参数仿真不同规模的后处理设施中各环节核材料的流通量,然后以正态分布随机变量模拟各铀钚衡算测量点的随机误差,将这些带有随机特征的测量值叠加相应测量的系统误差作为核材料的仿真测量值。仿真计算结果表明,1AF中Pu、U含量测量的系统误差的方差分别占整体MUF方差的50%、40%以上,是主要误差来源。1AF的体积测量误差较小,占比MUF方差小于15%。废液中U和Pu含量很低,U和Pu含量测量的误差分别为10%和30%,对MUF方差影响不大,占比MUF方差分别小于3%和1%,废液的体积测量误差较小,占比MUF方差小于1%。U和Pu产品测量误差的方差占比MUF方差界于1AF和废液的测量之间,不是MUF误差的主要来源。     

适用于动态概率安全评价的故障树逻辑简化方法

对故障树进行逻辑简化将有效提高分析计算的速度。根据故障树结构特点,提出了基于贪心算法的故障树逻辑简化方法。该方法已编程实现,并采用实际系统的故障树进行了测试。实践证明,该方法可大幅度提高分析求解速度,同时,该方法所采取的贪心策略又可运用在故障树分析的其他方面。     

Development of SUPKIT-II: Computer Aided Fault Tree Analysis System

A computer aided reliability analysis system, in which an interactive graphic terminal can be used, to construct, modify, analyze, and store fault trees is developed. The system, SUPKIT-n, a computer aided fault tree analysis system has functions for fault tree automated construction (PREP) and fault tree graphics (GRAPH). The former automatically generates a fault tree by a hierachical structure based on system configuration and specifications, and/or from failure information, while the latter indicates, modifies, and evaluates the fault tree through CAD/CAM terminals. Therefore, PREP decreases man-hours and mistake occurrences in constructing fault trees and GRAPH enables users to evaluate system reliability and to compare system design plans easily and quickly.     

基于多层流模型和故障树的可靠性分析方法研究

多层流模型(MFM)和故障树以不同的形式描述系统知识,在相同的系统边界条件和假设下,两者表达的系统可靠性逻辑是等效的。本文工作以此为基础,结合MFM的特点,提出了MFM转换为故障树的方法,为快速建立故障树提供了一种途径,实现了基于MFM的可靠性定性分析,并以压水堆核电厂的安全注入系统为例建立了系统的MFM,定性地分析了系统的可靠性。分析结果表明,MFM转换为故障树的逻辑是正确的,且MFM易于理解、建立和修改,相对于传统建故障树的方法,大幅减少了分析人员的工作量,节省了建模时间。     

适用于Living PSA的故障树求解方法

Living PSA是当前核电厂的安全分析与评价中最热点的问题之一，Living PSA实现中最为根本而又关键的问题是“速度”问题：在现有PSA方法的基础上，根据Living PSA的特性，设计了一种适用于Living PSA的故障树求解方法，即独立模块排序求解法，并通过例子详细地说明了该方法实现过程：这个方法除了能快速地求解故障树以外，当故障树结构或故障树中部件可靠性模型或数据发生变化时能实时地求解故障树。     

乏燃料后处理溶解过程核临界安全初步分析

通过建立合理的空间分布模型,对后处理厂乏燃料溶解不同阶段的核临界安全问题进行分析,同时对重要的核临界安全参数给予影响评价。结果显示,在仅考虑易裂变核素形态转变的理想情况下,溶解初期为最危险状态;温度升高和硝酸浓度增大对系统的影响为负效应,影响均小于4%;可溶中子毒物的加入与燃耗信任制技术的应用能大幅提高系统的经济性,影响均可达到30%。