基于GO法主给水泵组的可靠性分析

针对核电厂主给水泵组的运行现状,基于GO法分析核电站主给水泵系统可靠性。首先对整个系统进行故障分析,做出必要的假设与合理的简化并建立相应的GO模型。运用GO分析法对建立的模型进行可靠性分析,得出可靠性结果。最后对得到的可靠性指标与故障树法的计算结果进行评价比较。证明了GO法应用在主给水泵组的可靠性分析的有效性。     

可修系统可靠性分析的GO法的应用

ＧＯ法是一种以成功为导向的系统可靠性分析方法,已应用于不保修系统的可靠性问题。本文研究了ＧＯ法在可修系统中的应用,导出了可修系统中ＧＯ操作符的定量计算公式。给出了由ＧＯ图直接计算稳态可用度和故障发生次数等可靠 特性量以及核电厂高压注水系统算例。本文研究结果发展了ＧＯ法在核工业、化工、石油等部门的可修系统可靠性分析中的应用。     

大亚湾核电站外电源系统可靠性分析中GO法的应用

应用GO法进行了大亚湾核电站外电源系统的可靠性分析，导出了具有共有信号时系统稳态可靠性指标的直接定量公式和两状态单元进行状态概率动态计算的公式，提出了求解系统是小故障事件集合的方法，求出外电源系统的所有最小故障事件集合及其故障概率，并进行了电网失稳后外源系统供电恢复概率的动态计算。结果表明，在可修系统的稳态和动态可靠性分析中GO法是一种十分简便而有效的方法。     

垃圾焚烧发电厂电气主接线的设计

本文介绍了垃圾焚烧发电厂电气主接线设计以及在实际工程中的应用实例，对今后的相关设计可起到一定的借鉴作用。     

基于GO法的多状态可修系统故障率分析

GO法是一种以成功为导向的系统可靠性分析方法,本工作将GO法用于核电厂电气主接线系统的故障率分析中。推导了多状态可修系统故障率的GO法计算公式,根据所建立的主接线系统的完整GO图进行定量计算。通过将GO法分析结果与故障树法结果的对比,验证了GO法在多状态复杂系统故障率分析领域的正确性和优势。     

基于GO法的CEFR核级循环冷却水系统可靠性分析

可靠性是衡量反应堆性能的一个重要指标，GO（GO Methodology）法是一种以成功为导向的系统可靠性分析方法，它可以分析多状态、有时序的复杂系统的可靠性，尤其是有实际物流如气流、液流、电流的生产过程的可靠性和安全性分析更为合适，其分析过程更能反映系统的原貌。     

SIMULINK仿真技术在压水堆净化系统可靠性GO法分析中的应用

以压水堆净化系统为例,根据GO法的运算法则构建了仿真模型,并根据净化系统的GO图建立了系统的可靠性分析SIMULINK仿真界面。同时,用建立的仿真分析界面分析了是否考虑共有信号对系统可靠性的影响,并进一步证明了GO法分析时考虑共有信号的必要性。研究表明,模块化的SIMULINK仿真技术可以减少GO法计算的复杂程度和降低工作人员的工作量。     

GO法原理及其在核工业系统中的应用

GO法是以成功为导向的系统可靠性分析方法.本文介绍GO法的基本原理和GO法分析的状态组合算法和概率公式算法,给出了GO法用于核工业系统可靠性分析的方法.通过实例说明应用GO法计算稳态可靠性指标,求故障事件集合和计算有时序的概率变化的方法,并总结了GO法的特点和用途.     

基于GO法的反应堆补水系统共因失效分析

对反应堆补水系统进行可靠性分析时,按照其不同的工作状态分2个阶段来完成.第1阶段,分析共因部件组2对补水上充部分的影响;第2阶段,综合分析共因部件组1和2对整个补水系统的影响.本文采用GO法分别对补水系统的2个阶段进行系统可靠性分析.首先构造系统模型,通过系统分析建立GO图,并根据GO法关于共因失效的算法计算2个阶段的系统不可用度及共因失效对不可用度的贡献.分析结果表明,共因失效对系统可靠性产生很大影响,而GO法算法是进行系统共因失效分析的有效而实用的方法.     

反应堆安全注射系统的GO法可靠性分析

应用GO法分析了反应堆安全注射系统的典型过程,推导了系统操作过程中各阶段的动态故障概率公式,给出了实际算例.结果表明,GO法可以直观地反映出系统运作过程中故障概率的变化趋势;对于具有物流、多状态和时序性的复杂系统,GO法是一种比较有效的可靠性分析方法.     

基于相关故障的核动力装置可靠性分析

核动力装置固有的复杂性导致了系统的相关性,而相关故障使系统的故障率增加.传统的基于独立故障的可靠性分析方法对系统可靠性的估计偏高.本文基于核动力装置相关故障的诱发机理分析与模型建立,以典型的冗余泵单元为例,分别采用β因子模型与马尔可夫模型对密封故障与切换失效两类相关故障进行了分析,为相关故障条件下复杂系统的可靠性分析提供了一种新的技术方法.通过与传统可靠性分析方法结果的比较,验证了该方法的正确性.     

利用核电厂模拟器进行操纵员可靠性研究

为提高核电厂运动可靠性,需要对核电厂操纵员进行可靠性研究。本文结合我国核电厂操纵员可靠性研究的状况,并参考国际上流行的核电厂操纵员可靠性研究方法,利用两参数威布尔分布的理论在核电厂模拟器上对我国核电厂操纵员进行认知可靠性研究,将该方法得到的结果与其他理论模型的结果进行了比较和讨论,得到了一致的认知。本文的研究方法可为真实核电厂运行提供参考。     

核电厂操纵员多种方法可靠性研究

采用核电厂模拟器作为研究平台,利用国际上流行的多种可靠性研究方法,对过去十几年中国核电厂操纵员的可靠性研究进行回顾总结,阐明了从人的认知可靠性模型、模糊综合评价数学模型、心理素质研究模型等多种角度对中国核电厂操纵员研究的必要性和可行性.利用多种研究方法对核电厂操纵员进行可靠性研究可对核电厂的安全运行起到有益作用.     

核安全级DCS软件可靠性评估方法研究

在对核安全级数字化仪控系统(DCS)软件可靠性评估方法进行比较分析的基础上,以AP1000压水堆核电厂为例,采用NUREG-0800《核电站安全审查大纲技术》中的技术分支BTP7-14作为参考标准,利用贝叶斯网络方法构建反应堆保护系统可靠性评估模型,并设定评估模型指标之间的依存度。用所构建的软件可靠性评估模型进行软件可靠性定量评估,进一步通过敏感度分析对评估模型的关键性指标和指标的细化程度进行判别,可获得软件可靠性改进的方向。     

秦山第三核电厂人因可靠性分析

人因可靠性分析（HRA）是概率安全评价（PSA）的重要组成部分。秦山第三核电厂（简称秦山三核）初版HRA由加拿大原子能公司（AECL）完成,其采用的HRA方法为简化的ASEP HRA。为获得更符合秦山三核运行状态实际的HRA结论,本工作对秦山三核重新进行了HRA分析,并增加了事件间的相关性分析。在对国际HRA方法比较研究的基础上,秦山三核HRA采用了规范化的THERP+HCR分析方法。新分析所得数据与AECL数据比较分析结果表明,新分析与AECL的分析判断基本一致,但在合理性和准确性方面较原分析有明显提高,分析结论更符合秦山三核实际。     

基于概念设计厂址的地下核电厂总体布置研究

基于山区和丘陵地区遴选的示范性概念设计厂址的地形地貌和地质条件,选取适宜的地下核岛和总体布置基本形式。综合考虑基准洪水位、土石方开挖工程量和循环水补水扬程大小等条件,确定地面第1阶平台场坪高程,通过覆盖层的厚度和反应堆洞室高度等确定地面第2阶平台场坪高程。按照总体布置原则,参照规范规程要求,开展中国600 MW(电功率)级地下核电站(CUP600)总体布置研究,确定布置方案的厂区主要技术指标。     

秦山核电厂自备应急电源系统可靠性分析

本文应用故障树分析方法,计算了秦山核电厂自备应急电源系统的瞬时和稳态无效度,并对秦山核电厂自备应急电源系统的设计进行了评价。