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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。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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中国铅基研究堆非能动余热排出系统可靠性分析 总被引:1,自引:0,他引:1
铅冷快堆是第四代核能系统推荐堆型之一,世界上多个铅冷快堆采用非能动余热排出系统。非能动系统中作为驱动的自然力与阻力在数量级上接近,由周边环境、材料参数的变化引起的波动不可忽略,因此需要研究非能动系统可靠性。改进了常用的响应面分析法,并应用于中国铅基研究堆反应堆容器空气冷却系统(Reactor Vessel Air Cooling System,RVACS)中。分析中使用流体计算软件Fluent模拟中国铅基研究堆RVACS系统的余热排出过程,研究了输入参数的不确定性对系统可靠性及反应堆安全产生的影响。在大量模拟数据的基础上结合神经网络法建立了输入参数不确定性和结果不确定性之间的映射关系,并以此分析RVACS非能动失效概率。分析结果表明在全厂断电的情况下,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。 相似文献
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基于修正Metropolis-Hastings(MMH)算法的子集模拟(SS)方法在较低失效率水平下候选样本接受率降低、失效率估计误差增大、稳健性较差。为进一步提高SS用于反应堆非能动系统热工水力可靠性评估的精度、效率和稳健性,引入一种基于自适应条件采样(aCS)的马尔可夫链蒙特卡罗(MCMC)方法,提出了一种基于自适应MCMC和SS的非能动系统热工水力可靠性评估方法。以某型核动力装置二次侧非能动余热排出试验系统为例,给出了基于aCS的子集模拟(aCS-SS)与基于MMH的子集模拟(MMH-SS)在不同失效率水平下的性能比较。计算结果表明:较低失效率水平下aCS-SS能更好地使候选样本接受率在目标值附近保持稳定,失效率估计的精度和稳健性均高于MMH-SS。 相似文献
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针对CPR1000在严重事故条件下实施熔融物堆内滞留 压力容器外部冷却(IVR ERVC)方案的保温层几何参数优化设计需求,按设计参数及关键参量可能范围及分布,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。根据计算结果,进行参数对ERVC功能及行为的敏感性分析;基于提出的ERVC相关功能可靠性准则与统计分析,进行CPR1000一类非能动ERVC保温层设计参数名义值的初步选取。进一步在确定保温层结构参数基础上,进行ERVC功能可靠性分析,为CPR1000概率安全评价提供ERVC系统可靠性估计。 相似文献
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以中国改进型压水堆核电站CPR1000为研究对象,在其蒸汽发生器二次侧设计了一套非能动余热排出系统(PRHRS),该系统采用在蒸汽发生器二次侧建立自然循环的方式间接带走堆芯余热,确保事故条件下堆芯安全。用RELAP5/MOD3.2程序对系统进行了合理的简化并建模,在全场断电(SBO)事故条件下模拟了PRHRS的瞬态响应过程,并对高位水箱的容积、PRHRS换热器的换热面积、冷热中心高度差以及PRHRS的投入时间等影响PRHRS工作特性的相关参数进行了敏感性分析。计算结果表明:增加高位水箱的容积和增大换热面积均有助于二次侧余热排出系统带走一回路的堆芯余热;降低冷热中心高度差对PRHRS的自然循环能力影响不大;余热排出系统投入时间越早,蒸汽发生器二次侧水位越高,越有利于一次侧余热的排出。 相似文献
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Qiao Liu 《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(9):897-909
Passive safety features are now of interest to the design of future generation reactors because of their peculiar characteristics of simplicity, reduction of human interaction, and avoidance of failures of active components. However, the large uncertainty associated with the responses of passive systems might not be ignored. Therefore, it is necessary to identify the uncertain inputs that have the important impact on the uncertainty of the system performance. In this study, two global sensitivity measures, the first-order sensitivity index and the total-order sensitivity index, are applied to a natural circulation decay heat removal system of a gas-cooled fast reactor for identifying the important system inputs. It is found that the uncertainty in the system pressure contributes the most to the uncertainty in the system outputs. In addition, the cooler (the heat exchanger of the emergency cooling system) wall temperature, the Nusselt number in the mixed convection regime, and the friction factor in the mixed convection flow regime also have small impact on the uncertainty of the system outputs. 相似文献