确定非能动系统可靠性的不确定性

非能动系统运行时的不确定性在可靠性评价中扮演了至关重要的角色。这些不确定性是由于预期的行为偏离了基础的物理法则而产生的,即相关的物理现象违背了系统的性能,或者初始条件和边界条件的改变致使预期行为偏离基本的物理原则而产生了不确定性。自然循环运行导出堆芯衰变热的系统是典型的非能动系统,在研究其物理失效模式的主观概率分布时,引入了非能动系统不确定性鉴定这一课题。由于实验和运行二者可得到的数据有限,目前的状况是依靠专家评价和工程评定来描述不确定性,以确定失效模式的临界参数。这样,就可以得到自然循环失效概率分布,从而定性地获得系统的可靠性信息。     

非能动安全系统可靠性评估方法初步研究

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。     

基于响应面拟合方法中国铅基研究实验堆非能动余热排出系统可靠性分析

非能动系统已广泛地应用于新一代堆的设计中,其可靠性分析成为新型反应堆概率安全评价(Probabilistic Safety Analysis,PSA)的重要内容。本文提出一种用于非能动系统可靠性分析的响应面拟合方法,并应用于中国铅基研究实验堆反应堆容器空气冷却系统(Reactor Vessel Air Cooling System,RVACS)的可靠性分析。采用流体计算软件Fluent模拟RVACS系统的输入输出作为求解响应面性能函数的输入样本,利用最小二乘法和bootstrap方法估计响应面性能函数的系数,以响应面模型代替Fluent模型分析RVACS系统的非能动失效概率。分析表明,在所有能动余热排除系统不可用的情况下,RVACS四组并联排热管中的两组也能够可靠地导出反应堆余热。RVACS系统可靠性高。     

核动力装置非能动系统可靠性及参数敏感性分析

在非能动安全功能可靠性方法(RMPS)框架下,对某型核动力装置非能动余热排出系统原理性试验系统的热工水力可靠性(TH-R)进行评估,并对影响系统可靠性的不确定性参数进行敏感性分析。相关结论有助于从可靠性角度增强对该非能动余热排出系统热工水力过程不确定性的认识,可用于指导系统的设计优化及运行管理。     

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。     

基于PSA的非能动余热排出系统可靠性研究

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。      

拉丁超立方抽样在非能动系统可靠性分析中的应用与发展

拉丁超立方抽样(Latin Hypercube Sampling,LHS)方法具有较好的空间填充特性和良好的概率性质,广泛应用于计算机仿真领域,以解决复杂系统计算机仿真的巨大运算代价问题和复杂系统的精确替代模型建立问题。本文介绍了LHS方法在非能动系统可靠性分析中的优势,综述了LHS的改进方法、优化方法及样本扩展方法,给出LHS方法在核能领域的应用及存在的问题。最后,指出LHS方法应用于非能动系统可靠性分析中的发展趋势与方向。     

非能动系统可靠性评价方法的研究

本文首先详细解释了非能动系统可靠性概念,分析各种非能动系统可靠性评价方法的特点,对比各种方法之间的区别,并指出这些可靠性评价方法共同存在的不足:没有一种方法可同时兼顾非能动系统设备可靠性与功能可靠性,不能科学地整合两者的可靠性,并且未将非能动系统整体可靠性融合进概率安全评价(PSA)模型;针对各种方法存在的不足,本文在国内外研究基础上提出研究问题与思路,而且展望了非能动系统可靠性评价方法未来的发展方向。     

灵敏度分析方法在非能动系统可靠性研究中的应用

在研究核电站安全时,热工水力非能动系统的可靠性研究基于所建立的热工水力学数值模型。模型通常极其复杂,具有多个输入参数,且输入参数具有不确定性,对模型输出的不确定性的影响又各不相同。灵敏度分析的目的是将各参数对模型输出的不确定性的影响进行排序,找出显著的影响参数。本文首先描述灵敏度分析的方法,然后应用秩转换回归分析方法计算HTR-10余热排出系统模型各参数的灵敏度,找出关键影响因素,将模型简化,并对简化模型应用响应面方法计算了失效概率。简化模型算得的失效概率与原模型的很接近。     

基于遗传算法的闭式非能动安全壳热量导出系统排热能力优化

以闭式非能动安全壳热量导出系统（PCCS）概念方案为研究对象,基于一维两相均相流模型建立了评价该系统排热能力的物理模型,并开发了相应的计算程序;开发了基于遗传算法的优化设计程序;利用所开发的优化设计程序,对闭式PCCS概念方案的排热能力进行优化,给出了系统几何参数和运行参数的优化方向。结果表明：在所研究参数范围内,适当增加内部和外部换热器传热管径可增加系统排热能力;最佳外/内部换热器传热管数比为1.58。     

基于改进多层交叉熵方法的核动力装置非能动系统可靠性评估

针对非能动系统可靠性评估问题中重要抽样分布构造困难以及实际工程应用中标准多层交叉熵方法存在的缺陷,进行了算法结构改进并引入均匀性更好的“Halton序列”抽样方法,提出一种改进多层交叉熵方法,并以某型核动力装置非能动余热排出试验系统为例,给出改进多层交叉熵方法的性能验证分析和实例分析。计算结果表明,改进方法失效率估计结果的相对误差分布更集中、变异系数分布相近,在节省运算量的情况下具有更好的估计精度和稳健性;改进方法不需要额外设置平滑参数、可根据系统特征和采样情况提前结束评估过程,在实际工程应用中具有更强的适用性。      

非能动系统可靠性分析方法在AP1000非能动ERVC系统中的应用

由于核电厂安全水平要求的逐渐提高,越来越多的非能动系统被用于先进反应堆堆型中,但对这些非能动系统可靠性评价的工作还处于初级阶段。本文根据非能动系统可靠性评价流程,通过RELAP5热工水力学程序模拟非能动系统物理过程,对AP1000反应堆压力容器外部冷却（ERVC）系统进行了可靠性评价。通过计算得到了压力容器下封头温度等参数的累积密度分布曲线,根据不同的成功准则即可获得AP1000 ERVC系统的可靠性。该非能动系统可靠性评价结果可用于核电厂PSA模型中,以更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性。     

基于热管技术的非能动余热排出系统换热能力研究

分离式热管技术在工业领域已有应用,多用于余热回收锅炉等节能领域,具备加热面和冷却面完全分离、冷热源完全隔离且换热效率高等优点。结合分离式热管的工作特性开展了基于热管技术的非能动余热排出系统的理论设计,并基于系统程序对设计方案进行了分析论证,研究了不同充液率、冷热芯位差以及蒸发段和冷凝段面积比等系统条件下的热管传热能力,得到了各参数对热管性能的影响规律,并给出了推荐的适用于非能动余热排出系统设计的参数范围和方向。在本文计算范围内,充液率大于0.7后传热功率明显下降,零位差下系统仍能建立稳定循环,面积比在1.0~2.5范围内变化时,热管功率随面积比线性增大。      

闭式安全壳非能动热量导出系统的多目标优化

基于一维两相均相流模型,开发了某概念性闭式安全壳非能动热量导出系统的稳态性能分析程序。基于遗传算法和非支配解概念,通过排序算法、拥挤距离以及最优解保留等策略,设计开发了基于遗传算法的非支配解多目标优化算法。利用所开发的多目标优化设计程序,对闭式非能动安全壳热量导出系统概念方案进行了多目标优化,结果表明,内外部换热器传热管径以及内部换热器传热管长是影响系统排热能力的关键参数,适当减小传热管管径、增加传热管管长有助于提高系统排热能力,本文所给出的优化方案可为工程设计提供参考。     

非能动余热排出系统试验的失真度分析

采用反应堆热工水力系统计算分析程序CATHARE分别对模块化小型堆ACP100原型反应堆和非能动余热排出系统(PRHRS)试验装置发生全厂断电事故(SBO)进行模拟,计算结果表明:PRHRS试验装置采用的模拟方法可以较好地反映ACP100反应堆原型的主要热工参数,失真度在可接受范围以内。     

AP1000核电站非能动安全系统的比较优势

面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。     

“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统布置优化研究

非能动安全壳热量导出系统(PCS)是我国自主设计的具有完整知识产权的第三代核电技术“华龙一号”中非常重要的一个非能动的安全系统,其通过布置在安全壳外部的换热水箱将安全壳内的热量导出到壳外的大气环境中,以这种自然循环的运行实现降低安全壳内温度和压力的目的。     

基于密度锁的非能动余热排出系统设计及验证分析

提出了一种新型非能动余热排出系统设计方案,该方案以密度锁技术作为基础,采用改变压力调节回路流量,并保持循环回路内有高温工质流动的方式,建立密度锁内水力平衡关系,维持主回路和余热排出回路的隔离。以AP1000主冷却剂系统为载体,用RELAP5/MOD32程序分析了正常工况下,非能动余热排出系统的运行特性。结果表明：以密度锁内流体温度作为控制变量对调压泵转速进行调节,可逐渐建立密度锁内水力平衡关系,实现非能动余热排出系统的启动;稳态运行期间,反应堆运行参数改变时,在控制系统反馈作用下,密度锁仍能维持“封闭”状态,保证主回路和余热排出回路隔离。     

基于数据挖掘的非能动系统功能可靠性评估方法研究

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。     

二次侧非能动余热排出系统瞬态分析

以AP1000主冷却剂系统为原型,提出了一种二次侧非能动余热排出(PRHR)系统设计方案,并采用RELAP5/MOD3.2程序分析计算了全厂断电事故下该系统的瞬态响应过程,对其余热排出能力进行了评估。此外,根据计算结果分析了影响系统自然循环能力和密度锁内冷热界面稳定性的因素。分析结果表明,合理设计二次侧PRHR系统,可以保证依靠自然循环有效地导出堆芯余热;PRHR系统冷热源中心高度差和密度锁内局部阻力是影响系统工作能力的主要因素。