应用分层模型进行核电站设备可靠性参数估计

目前国内对于从多个核电站统计的设备失效数据进行各特定核电站设备可靠性参数估计的方法研究尚少。本文研究了用于可靠性参数估计的分层模型以及实现分层模型的两种方法:带Kass-Steffey修正的参数经验贝叶斯方法和马氏链蒙特卡洛方法。以设备需求失效的稀少失效数据样本为例,推导了带Kass-Steffey修正的Beta-Binomial模型原理并编程求解,研究了马氏链蒙特卡罗方法及软件计算,对比了核电站后验失效概率的计算结果。计算表明:两种方法得到的部分失效概率后验估计的均值相差0~25%;95分位值相差5%~15%,两种方法都可用于稀少数据的样本估计。     

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。     

地震下非能动堆芯冷却系统可靠性分析

地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统（PXS）能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度（PGA）为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率安全分析报告》中的抗震裕量分析（SMA）方法的结果进行比较,分析部件的抗震能力。结果表明：本文方法计算的条件失效概率和各部件对系统失效的贡献与SMA方法的结果基本相符。本文方法可为AP1000等非能动核电站的安全分析提供参考。     

核电站PSA分析中可靠性数据处理的贝叶斯方法

可靠性数据早进行核电站概率安全分析（ＰＳＡ）分析的一个非常重要的方面,对于一些运行时间较短的核电站而言,综合考虑同型电型的先验数据和本站的运行是必不可少的。贝叶斯方法是进行这种数据处理方式的一种重要方法,在贝叶斯处理中,必须胡定先验分布的类型和分布参数。本文用数值计算的方法,得到了先验数据的分布参数。并将这种方法作为计算核心,形成贝叶斯处理程序ＩＮＥＴＢＡＹＥＳ。利用大亚湾核电站一些特有数据,以同     

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。     

PSA分析中可靠性参数的Kass-Steffey修正原理及应用研究

可靠性参数是核电厂概率安全分析评价(PSA)的基础,参数经验贝叶斯方法(PEB)在处理少量失效数据样本时会低估待估可靠性参数的不确定性;Kass-Steffey修正方法采用泰勒展开对参数的后验方差进行修正可以解决参数低估问题。研究Kass-Steffey修正原理并推导出一阶修正公式,计算带Kass-Steffey修正的多个核电厂始发事件频率的参数后验估计方差及90%的置信区间值。计算结果表明,对于失效数据次数多的样本,Kass-Steffey修正对后验方差及估计区间影响较小;对于失效数据稀少的样本,Kass-Steffey修正值得关注,修正后的后验方差变化16%~99%,置信区间值变化4%~53%。     

基于卡尔曼滤波的热老化性能可靠性预测

以核电站主管道为研究对象,运用性能退化可靠性理论,对主管道的热老化性能可靠性进行了研究。首先通过加速热老化实验获得的数据,分析主管道奥氏体不锈钢材料冲击性能及断裂韧性的退化过程,利用状态空间方法建立了时变性能退化量模型,并通过卡尔曼滤波对性能趋势进行预测;然后考虑冲击性能与断裂韧性之间的相关性,运用随机过程理论建立了基于多性能参数的主管道热老化实时性能可靠性预测模型,从而得到多参数下的主管道热老化性能可靠度及可靠性寿命,为核电站进行主管道老化维修决策优化管理提供了科学依据。     

以机组停运预防为目标的主给水系统可靠性分析及优化

依托CAP1400核电站,针对主给水系统可靠性问题,构建主给水系统包含共因失效的故障树模型。对系统进行可靠性分析并逐步找出了造成系统失效并引起机组出力损失的主因。在分析基础上,探讨了设计优化的可行方案并对可靠性结果进行了分析对比。为后续对主给水系统的优化设计,故障诊断,维护系统的安全运行,提高整个核电站的经济效益提供指导。     

基于现代集成制造系统的核安全集成管理系统研究

为提高核电站运行的安全性、可靠性和经济性，以计算机集成制造系统与现代集成制造系统（CIMS）的“集成”思想为指导，提出了核安全集成管理的新方法。对核安全集成管理系统的设计进行了研究。采用数据库和工程数据管理技术（PDM）实现核电站的信息集成。在系统设计时，针对核电站安全管理特点，将核电站与安全相关的工作按性质分为不同的类型，在总系统下设计若干个分系统，每个分系统完成一种类型的核安全管理工作。在基于CIMS的集成环境下，每个系统既相对独立又相互联系，通过全局信息共享系统实现信息共享，从而确保核安全工作高效、协调而有序地进行。     

基于失效物理模型的聚变堆包层管道可靠性数据修正方法研究

由于聚变堆部件特殊的运行环境,部件可靠性数据极度匮乏,通常采用环境因子方法对现有可靠性数据进行修正,但现有可靠性数据修正模型未考虑解决高温模型不能适用的问题。本文提出了高温环境下的失效物理模型修正优化方法,提升了高温失效物理模型在极端环境下的适用范围和部件服役寿命修正精度,并基于失效物理模型修正方法开展了ITER中国氦冷固态包层氚提取系统(TES)管道可靠性数据修正研究,为TES系统可靠性分析提供了数据支持。     

基于威布尔过程的核电厂设备寿期管理决策

核电厂目前多通过对历史更换数据统计拟合获得设备寿命分布,以确定设备的平均寿命和可靠寿命,而忽视了故障维修和累积运行时间对设备寿命的影响。为解决该问题,根据核电厂设备现场运行特点,对威布尔过程的拟合方法及在现场数据处理中的应用进行分析,提出了基于威布尔过程将专家经验寿命处理为失效率指标的寿期决策方法,克服了原方法对现场数据包含信息使用不完全的缺点,并进行了实例计算。     

基于INPO AP-913框架的核电厂系统监督研究

对核电厂的重要系统实施健康状态监督,确保系统设备的性能能够可靠地满足电厂安全和发电的目标,落实核电厂的维修规则,提高核电厂设备的可靠性,是核电厂设备可靠性管理体系AP-913中的重要一环。为进一步推进核电厂设备管理优化工作,基于设备可靠性管理流程AP-913的指导思想,并结合中国核电目前正在开展的核电厂设备可靠性管理提升,本文对核电厂系统监督做了研究,阐述核电厂系统监督的概念及目的,给出适用于我国核电厂系统监督实施流程,并从核电厂系统设备实际出发,着重归纳了系统监督计划开发方法。助推行业内电厂设备可靠性管理的提升,优化WANO组织规定的有关核电厂设备可靠性的业绩目标,进而提高核电厂的运行业绩。     

A reliability program approach to operational safety

A Reliability Program (RP) model based on proven reliability techniques is being formulated for potential application in the nuclear power industry. Methods employed under NASA and military direction, commercial airline and related FAA programs were surveyed and a review of current nuclear risk-dominant issues conducted. The need for a reliability approach to address dependent system failures, operating and emergency procedures and human performance, and develop a plant-specific performance data base for safety decision making is demonstrated.Current research has concentrated on developing a Reliability Program approach for the operating phase of a nuclear plant's lifecycle. The approach incorporates performance monitoring and evaluation activities with dedicated tasks that integrate these activities with operation, surveillance, and maintenance of the plant. The detection, root-cause evaluation and before-the-fact correction of incipient or actual systems failures as a mechanism for maintaining plant safety is a major objective of the Reliability Program.Embodied within the approach are (1) determination of acceptable safety system performance criteria and associated alert levels: (2) tracing and/or trending of in-plant and industry systems performance and management of the associated surveillance, maintenance, and reportable event data base; (3) determination of risk-importance prioritized systems, components, and root-causes and ad hoc response to inplant safety problems or potentially applicable industry problems identified by NRC or INPO; and (4) a closed-loop failure reporting and corrective action program for correcting performance criteria violations or identified problems either through changes in operation or maintenance or through changes in utility management practices.     

反应堆压力容器辐照脆化状态评估

基于大量相似辐照脆化试验测试数据和实际辐照监督测试数据,采用统计分析的方法,选出适合于某核电厂反应堆压力容器（RPV）的辐照脆化评估公式。以该核电厂已经完成的辐照监督管测试数据为输入,对RPV当前的辐照脆化状态进行了评估,并推算、分析了RPV在寿期末的结构完整性;基于辐照脆化计算结果,绘制了各运行阶段RPV的压力-温度限值曲线（P-T曲线）,并给出运行建议。      

Risk-Based,genetic algorithm approach to optimize outage maintenance schedule

A huge number of components are typically scheduled for maintenance when a nuclear power plant is shut down for its planned outage. Among these components, a number of them are risk significant so that their operability as well as reliability is of prime concern. Lack of proper maintenance for such components during the outage would impose substantial risk on the nuclear power plant (NPP) operation.     

核电厂操纵员认知可靠性研究模型的选择与实验

本文采用核电厂模拟器作为研究平台 ,利用国际上流行的人的认知可靠性模型作为参考 ,运用两参数威布尔分布对三参数威布尔分布进行改造 ,建立了具有特色的中国核电厂操纵员可靠性研究理论模型 ,并应用该模型对核电厂操纵员可靠性进行了深入研究 ,与国外同类研究成果进行了比较 ,得到了一致的结果 ,该研究的进行可对核电厂的安全运行起到有益作用。     

核电厂操纵员认知模型研究

本工作涉及中国核电厂操纵员可靠性研究的认知模型。采用核电厂模拟机作为研究平台，以核电厂操纵员事故不响应概率两参数威布尔分布拟合在核电厂模拟机上获取的有关核电厂6个事故序列的实验数据，得到了中国核电厂操纵员对事故的响应时间及其它分布参数。该研究结果可推广应用于我国核电厂操纵员的能力评价，对核电厂安全运行具有一定意义。     

简化贝叶斯方法在核电厂设备可靠性研究中的应用

利用蒙特卡罗方法简化贝叶斯估计的计算过程,并对核电厂设备可靠性数据进行自动快速分析,使小子样情况下分布参数估计计算过程中为简化。经过核电厂设备可靠性模拟数据检验,证明该方法计算过程高度自动化,快速并具有自适应性。