RiskA事件树模型转换模块的研发

我国的核电行业大多采用国外商用PSA软件作为其概率安全分析工具,其中Risk Spectrum是国内目前应用最广泛的PSA软件。RiskA是FDS团队自主研发的具有完全自主知识产权的大型集成概率安全分析可靠性软件系统。为了保证核电站PSA事件树模型的可靠性,在深入分析Risk Spectrum、RiskA的事件树存储结构基础上,设计并开发了事件树模型识别模块,该模块能够实现Risk Spectrum事件树模型向RiskA事件树模型的自动转换。     

中国实验快堆一级概率安全评价--事件树的建立

基于前期对初因事件的确定和归集研究，根据初因事件组的特征及对各初因事件序列的初步分析，确定了中国实验快堆(CEFR)一级概率安全评价(PSA)报告所要建立的事件树数目、各事件树的题头事件、事件序列后果的分类等。最后，根据CEFR具体安全设计特征创建了完整的事件树，为后续事件序列的深入分析奠定了重要基础。     

时间事件树在高温气冷模块反应堆示范电站设计阶段的应用

电站设计阶段具有多种不确定性、反复性和复杂性，概率安全分析（PSA）存在一些困难。为解决诸如设计的更改对PSA造成的影响、设计人员与PSA人员间的信息不一致等困难，设计了一种时间事件树。在一棵时间事件树中，除反映事故发展进程和逻辑关系外，与传统事件树相比，它还可明确反映安全系统、信号、人的动作等投入的时间点、持续工作的时间长度。这种事件树是设计人员与PSA人员间沟通的桥梁，使得两者的信息保持一致，从而更加有效地发挥PSA在电站设计阶段的作用。     

核电厂PSA中事故序列后果分析方法研究

在核电站PSA事故序列后果求解过程中,为减小事件树转换成故障树的规模,需对事故序列的布尔表达式进行简化。首先,引入“三步法”,即在事件树转换成后果故障树前,先形成以始发事件和功能事件为节点的故障树;然后,利用FAUNET规则对该故障树进行化简;最后,用始发事件和功能事件的实际输入替代这些节点。在FAUNET简化规则基础上,增加1条新的吸收规则用于简化事故序列后果故障树的某些特殊结构。在FDS团队开发的大型可靠性/概率安全分析软件RiskA平台上对上述方法进行了实现,并经大量实例测试证明了这种处理方法的有效性。     

事件系统在SSRF主定时系统中的应用

介绍一种全新概念的定时系统--事件系统在SSRF主定时系统中的应用.该事件系统以广播的形式将定时信息全局地分布到所有加速器部件,能完成所有SSRF主定时系统要求,具有网络结构清晰、简单、性价比高、技术先进、隔离性好、扩展和升级容易等优点.本文侧重介绍如何用事件系统的内部功能实现SSRF主定时的基本任务.测试结果表明主电压与500 MHz RF时钟之间的同步晃动为31.44 ps.     

基于离散动态事件树的风险指引的安全裕度分析方法研究

风险指引的安全裕度是近十年来核工业界提出的新的安全理念。本文阐述了基于离散动态事件树的风险指引的安全裕度分析方法,给出该方法下核燃料包壳失效概率均值和标准差的数学表达式。针对简化压水堆模型下的全厂断电事故,提出了基于离散动态事件树的风险指引的安全裕度计算流程,计算了两种离散动态事件树分支规则下燃料包壳失效的风险指引的安全裕度及其不确定性。计算结果表明,不同的分支规则、模型参数分布、系统程序最大时间步长对核燃料包壳失效概率均值和标准差均有显著影响。提出了一种改进的可变概率阈值的分支方法,以更好地平衡风险指引的安全裕度分析过程中计算精度与计算资源的匹配问题。     

核电厂概率安全分析中动态可靠性方法综述

用动态可靠性方法弥补传统事件树/故障树方法的不足,补充和完善现有核电厂的可靠性与安全性评估,已成为核电厂概率安全研究的一新发展点。近30年来,动态可靠性已具有相对成熟的理论基础——概率动力学,并形成了蒙特卡罗（MC）模拟和离散动态事件树（DDET）两类主要方法。本文简要介绍动态可靠性理论和方法的研究现状与技术特点,并对未来趋势进行分析。     

基于结构重用的事件树复杂边界条件处理方法

事件树分析是核电厂概率安全分析中最常用的方法之一,在运用该方法进行定性定量分析时首先需要将模型中的序列/后果链接形成相应的序列/后果故障树,该过程中一般通过边界条件和成功分支处理准则等设置来保证最终故障树达到指定要求。为解决由于复杂边界条件设置导致的最终故障树结构冗余问题,本文提出了一种基于结构重用的事件树复杂边界条件处理方法。经大量实例验证,该方法完全正确,可显著提高概率安全分析软件事件树分析速度,并为核电厂的实时风险分析提供了技术基础。     

主蒸汽管道破裂叠加蒸汽发生器传热管破裂事件树分析

用事件树分析方法对压水堆核电厂主蒸汽管道破裂诱发的蒸汽发生器传热管断裂进行了事故序列分析 ,找出了引起堆芯裸露的支配性事故序列。结果表明 ,由主蒸汽管道破裂诱发的蒸汽发生器传热管断裂导致堆芯裸露的频率为1 04×10-6/堆·年     

CNP1500标准设计大LOCA事故的概率安全评价研究

本文通过用事件树，故障树方法量化了CNP-1500标准设计的堆芯损伤（损坏）频率，对核电站进行风险评价和平衡设计；描述了冷却剂丧失（LOCA）事故的概率分析。采用PSA分析程序Risk Spectrum，以热段大LOCA为例，用事件树方法对初因事件及其引起的系统响应进行事故序列分析，找出可能导致其堆芯熔化事故序列。从热段大LOCA计算结果来看，CNP1500 PSA的结果是可以接受的。     

混合堆系统的事件树分析

本文介绍概率风险评价（ＰＲＡ）在聚变－裂变混合堆中的应用，用事件树对混合堆系统进行了分析，根据合肥聚变－裂变实验混合概念设计的特点，对几个典型的初因事件导致的事件序列进行了概率分析计算。结论表明，该设计是安全合理的。本文工作对于深入认识混合堆系统的安全设计提出了益的建议。     

铀纯化转化设施始发事件分析

始发事件分析是概率安全分析的基础,对始发事件进行定量化评价是概率安全分析获得量化风险结果的必要条件。本文采用工程评估和演绎分析相结合的方法识别了典型铀纯化转化设施的始发事件,根据设施安全保护措施的异同将始发事件分为5组,并对铀纯化转化设施主要关注的UF₆泄漏事件采用事件树分析法进行事故序列分析,得到UF₆泄漏事件序列和相应的频率。     

大型集成概率安全分析软件系统的研究与发展

FDS团队在广泛调研和深入分析国际现有概率安全分析软件及其关键技术的基础上,研发了具有自主知识产权的大型概率安全分析软件系统RiskA.该软件提供了系统建模、故障树分析、事件树分析、不确定性分析、可靠性数据管理与分析、敏感性分析和重要度分析等概率安伞分析所需的基本功能.介绍RiskA的设计思想、总体结构、主要功能、技术特点和相关测试与应用等.     

一、二级概率安全评价技术研究及其在300MW核电厂二期工程设计中的应用

通过引进及自行研制,建立了一、二、三级概率安全评价(PSA)分析程序;结合300MW核电厂二期工程(C-2)设计,对一、二级PSA技术进行研究及应用——包括始发事件分析、事件树分析、故障树分析、相关性分析、人员可靠性分析、数据分析、事件序列定量化、电厂损伤状态分析、事故进程和安全壳响应分析、源项分析、大量放射性早期释放频率(LERF)的计算和分析、不确定性分析、重要度和敏感性分析以及设计过程中的应用等。建造了C-2一、二级PSA模型,通过在C-2设计过程中基于PSA的发现进行了一些重要设计改进,如安注泵和喷淋泵的小流量回流管上隔离阀的设计改进;化容系统的往复式上充泵的设计改进;重要厂用水系统的设计改进等,得到C-2功率运行内部事件的堆芯损伤频率(CDF)为7.25×10-6/堆年,LERF定量化结果为3.24×10-7/堆年。     

核电厂松脱事件报警及应急响应研究

通过对松脱部件事件报警逻辑及国内外松脱部件监测法规和标准中关于松脱事件报警及应急响应的研究,结合国内某核电厂热试期间发生的松脱事件报警及报警事后应急响应,详细分析了该核电厂松脱事件过程。松脱事件报警分为绝对阈值和相对阈值报警,本文提出在系统报警逻辑中增加了计数因子和通道复核来提高报警准确率;GB/T 11807、IEC 60988和ASME均要求事件报警后采取措施确定报警是否是松脱部件所致,以及松脱部件对反应堆一回路系统产生的潜在危害进行评估;RG 1.133则要求确认松脱事件报警后应上报核管理委员会,GB/T 11807和IEC 60988则根据具体运行电厂确定,对于是否上报未做明确规定。基于国内某核电厂出现松脱事件报警及其应急响应,建议建立适合于国内核电厂松脱事件报警及应急响应机制,对于运行中出现的松脱事件及时确认,并对设备部件可能造成的损失情况进行及时评估,并对是否上报及采取何种措施做出进一步的规定。      

游泳池反应堆可靠性安全性分析

采用事件树／故障树方法对游泳池反应堆进行了可靠性安全性分析。扼要介绍了分析模型、和主要分析结果。同时还介绍了非规定工况运行对安全性影响。维修策略对防御共因失效的有效性估计；恢复操作对系统可靠性的作用；通用数据和专用数据分析结果的对比等。     

基于能量分布特征的地震事件自动识别

研究了地震信号在小波包变换下的特性,依据地震事件识别中“历史事例对比法”的思想,根据不同震源地震信号频率时变特性的不同．提出了基于“能量分布特征”的特征值,同时采用该特征值用神经网络方法对地震事件进行识别分类。该方法不依赖于系统的数学模型,而是直接利用各频率成分能量的变化提取特征值作为神经网络的输入特征向量来进行事件的识别,避免了对地震信号、传播途径准确建模的困难,简便、直观地完成了事件的识别。实验证明,该方法的事件识别率可达到99％以上．是一种有效的地震事件识别方法。     

改进离散动态事件树的分支生成机制——精确概率阈值法

概率阈值法存在定位分支生成时间点不精确,建立的离散动态事件树具有较大时间不确定性等问题。针对概率阈值法存在的不足提出相应的改进措施——精确概率阈值法。通过分析动态水箱发现:在概率阈值为0.99的条件下,精确概率阈值法的总节点数比概率阈值法少25%,事故节点数仅少2.7%,计算时间缩短了37.7%,证明精确概率阈值法对事故节点的分析效率更高;精确概率阈值法得到的总事故概率比概率阈值法小33.6%,对于水箱干涸事故其留给操作人员采取措施干预事故发展的时间窗口更长;并且精确概率阈值法建立的离散动态事件树显示出更多的演化路径,反映了更多的事故信息,利于全面掌握动态水箱的事故演化过程,更适合研究系统的运行动态特性。     

基于特征事件序列的船用核动力系统故障诊断方法研究

针对船用核动力系统工况多变、故障概率高、操纵员支持手段匮乏等问题,提出一种基于特征事件序列的故障诊断方法。在分析大量运行数据的基础上,通过定义特征事件序列来提取不同类型故障特征,并构建各种典型事故的标准特征事件序列谱。当系统运行发生故障时,按特定算法实时提取系统当前事件序列特征,将其与标准特征事件序列谱比对,通过计算相似度,辨识引起系统异常的初因事件。经试验验证,该方法可辨识初因事件的程度,并定位其相对位置,与传统数据驱动的方法相比,具有易追溯、可解释等优点,因而更具研究和推广价值。     

压水堆燃料元件制造设施安全相关事件的统计和分析

描述了我国压水堆燃料制造设施1987～2005年安全相关事件的统计和分析。结果表明,事件主要包括与安全相关的系统和重要设备故障、导致密封屏障失效或损坏事件、可能导致临界的事件和其他事件,它们占事件总数的68.9%。对事件原因和事件后果作了统计分析。最后,为减少事件的发生提出了一些建议。