CBDTM在AP1000人员可靠性分析中的应用研究

来源 :中国核学会2011年年会 | 被引量 : 0次 | 上传用户:vbkiller2008
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
为了深入开展AP1000的事故后人员可靠性分析(HRA),更准确地模化核电厂中影响人员操作的各类绩效形成 因子(PSF)从而得到更合理的人员失误概率,选择基于原因的决策树方法(CBDTM)作为模化AP1000 HRA中诊断失 误概率的方法之一。采用CBDTM对AP1000的控制室信息显示、工作负荷、信号指示、操作规程、盘台设计等PSF进 行考虑,能较好地体现电厂信息、操纵员、规程之间的相互作用,得到较合理的AP1000 HRA结果。
其他文献
In this study, polyurethane (PU) composites were produced with the addition of 2, 4-ditert-butylphenyl phosphite (FR) as a fire-retardant, with loading percentage of 0, 2, 4, and 6% by weight to palm-
会议
文章首先对核主泵及其机械密封的基本结构和工作原理进行了介绍,并参考世界各地核电站类似问题的处理经 验反馈,对广东核电出现的数次100型核主泵一号机械密封泄漏流量异常问题进行了原因分析及研究。经过多年的 现场调查实践,研究结果认为主泵密封泄漏流量异常的根本原因在于主泵轴封注入水中含有微粒杂质,从而在主泵一 号动、静环密封面附近出现电泳现象,造成了杂质在密封面表面的沉积,使得密封动、静环流道特性的变化
将以可靠性为中心的维修(RCM)中多重故障概率计算的数学模型应用于秦山核电厂典型泵组(包括电气控制回 路及仪控信号回路)。通过分析设备组的启动失效以及运行失效模型,进行数学计算得到秦山核电厂主给水泵组以及 离心上充泵组发生多重故障的概率,计算所需的数据来源于秦山核电厂相关的概率安全评价(PSA)分析报告。从计 算结果可以看出在不同的试验或验证周期、不同的验证的范围以及不同的设计冗余度的情况下,模型
核电厂概率安全评价(PSA)一般可分为内部事件PSA和外部事件PSA。由于飞机撞击破坏性较强、发生频率 较低的特点,一般将此类外部事件作为独立的特殊事件,对其进行单独处理。目前国际上并未有成型的用于飞机撞击 外部事件的PSA方法。本文以美国能源部颁布的飞机撞击危险设施的事故分析为蓝本,参考NUREG-0800对飞机 撞击外部事件的要求,寻求建立一种可用于同内核电厂飞机撞击外部事件PSA分析的方法,
基于重要冷冻水系统的运行特性的基础上,分析了核级冷冻机的故障及老化的可能性。统计了电站运行中出现 的故障情况,验证了以上分析结果。最后,提出了减少机组故障率和延缓机组老化的改善措施供参考。