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非能动安全系统可靠性的分析是广泛采用非能动设计的新一代核电厂概率安全评价(PSA)的重要内容,其量化分析需根据非能动安全系统可靠性评估对象,确定影响系统运行的关键参数,结合事件序列对非能动系统进行研究。本文以AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)设计阶段的可靠性研究为例,结合丧失主给水事故,根据燃料包壳完整性以及系统稳定性的功能准则,确定影响PRHRS的关键参数和设计参数。采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用RELAP5/MOD3程序进行不确定性传递计算,进行关键参数对系统功能敏感性评价与确认,进行系统功能可靠性分析,为AP1000概率安全评价提供PRHRS可靠性估计。 相似文献
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基于子集模拟法非能动系统功能故障概率评估 总被引:2,自引:2,他引:0
针对非能动系统多维不确定性参数和小功能故障概率问题,提出基于马尔可夫链蒙特卡罗子集模拟的可靠性分析方法。该方法通过引入适当的中间失效事件,将小功能故障概率表达为一系列较大的中间失效事件条件概率乘积的形式,进而利用马尔可夫链模拟的条件样本点来计算条件失效概率。以AP1000非能动余热排出系统为研究对象,考虑热工水力学模型和输入参数的不确定性,对其进行功能故障概率评估。结果表明:与其它概率评估方法相比,子集模拟法具有较高的计算效率,同时又能保证很高的计算精度;对非能动安全系统非线性功能函数有很强的适应性。 相似文献
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AC600是我国改进型压水堆核电站,本文对其在概念设计阶段的非能动专设安全设施中的安全壳冷却系统进行了概率安全分析(PSA)。文中采用故障树技术,定旧计算出了系统的不可用度及置信区间,主要部件故障对不同度的贡献和各组成单元的重要度等,并将计算结果与国内外现有压水堆核电站进行了比较,经比较得出AC600采用非能动安全冷却系统,将能明显提高核电站的安全性,可靠性和经济性,由于它是一种新的设计,因此围绕 相似文献
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《核动力工程》2017,(6):66-71
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。 相似文献
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非能动型反应堆概率安全评价(PSA)工作在分析非能动系统可靠性时,仅考虑系统设备可靠性,未涉及物理过程可靠性。综合考虑非能动系统设备可靠性与物理过程可靠性时,又存在仅考虑系统投入的设备可靠性而忽略运行设备可靠性的问题。针对此问题,以丧失正常给水事故下AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)为研究对象,采用自主提出的综合法将系统可靠性融合进PSA模型,兼顾能动设备的需求失效与非能动设备的运行失效,分析了系统设备可靠性的敏感性。结果表明,综合法对PRHRS进行可靠性分析时所得事故序列谱更真实、更全面,与传统方法相比较具有优越性。 相似文献
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AP1000非能动安全系统初步应用研究 总被引:3,自引:0,他引:3
对于堆芯失去冷却能力和安全壳升温升压事故,AP1000非能动安全系统在设计上仅凭重力和气体压力等非能动源来实现缓解各种事故功能。本报告介绍了AP1000非能动安全系统各分系统和子系统的设计以及相关特点。在此基础上,对将AP1000非能动安全系统应用于环路式先进堆进行了初步探讨和研究。 相似文献
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小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面。其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施。针对ACP100非能动安全设计技术特点,在中国核动力研究设计院非能动安全系统综合性能缩比试验装置上开展了大量失水事故系统特性试验研究,根据试验数据分析,获得了非能动安全系统在直接注入管线发生破口后系统的综合响应特性,掌握了系统间的相互影响规律,并初步评估其对堆芯的冷却效果。 相似文献
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宋代勇赵斌袁霞孙金龙王广飞王佳卓范黎吴宇翔张雪霜 《中国核电》2017,(4):468-471
"华龙一号"是我国具备完整自主知识产权的先进百万千瓦级压水堆核电型号,"华龙一号"设计保留了我国30年来的核电设计、建设和运营的成熟经验,并充分吸收了国际先进的核电设计特点,创新性地提出了"能动与非能动相结合"的安全设计理念。文章论述了能动与非能动相结合的设计理念的形成过程,介绍了典型的非能动系统的设计及试验验证情况,最后举例阐述了能动与非能动系统应对特定事故工况的能力。 相似文献
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非能动技术在核电工程领域越来越受重视,文章列举了非能动自然循环在核电系统中的应用,对其在运行过程中可能存在的问题进行了分析。介绍了非能动自然循环可靠性分析目前的数学研究方法,并简要总结了这些方法的优缺点。最后展望了非能动自然循环的发展方向。由于非能动自然循环存在失效的可能,在系统运行过程中应对非能动自然循环物理过程失效及其可靠性予以足够重视和积极研究;为了确保系统运行的安全性,系统运行过程中要能动与非能动相互结合,同时选择精确模型,完善非能动可靠性分析方法,准确实现理论计算与实验验证。 相似文献
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"华龙一号"是自主化三代核电的代表,承载着走出国门,在国际舞台上与众强同场竞争的责任。它博采众长,创新性地提出了安全系统(设施)能动加非能动的设计概念,可以有效地增强抵御核安全风险的能力。本文从基本核安全功能的角度,对华龙一号的安全系统配置进行剖析,重点论述三个非能动系统的设置合理性。 相似文献
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针对多维不确定性参数及小概率的功能失效问题,提出一种基于数据挖掘的功能可靠性分析方法。该方法将自举抽样响应面拟合模型及最优化线抽样技术相结合,进而高效获得非能动系统的功能可靠性。以西安脉冲堆为例,结合中破口失水事故,考虑输入参数及模型的不确定性,对其进行功能可靠性评价。结果表明,该自举抽样响应面模型具有较高的拟合度;最优化线性抽样技术具有很高的计算效率,同时又能保证很好的计算精度。因此,本研究的评价方法对非能动系统隐式非线性的功能失效分析具有很强的适应性。 相似文献
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一、非能动安全概念 核电站的安全设计有能动与非能动之分。其区别在于是否依赖外界的电能、信号或推动力。非能动设施(包括设备和系统)没有这种依赖性。它们不会因失去外界动力或无人操作而失效。非能动设施的功能依靠状态的变化、储能的消耗或自我动作来实现。它们可能经受压力、温度、辐射、液位和流量的变化。就非能动而言,又可根据其程度上的差别分为三种。第一种,除不需要外动力外,既无移动工质,又 相似文献