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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。 相似文献
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识别始发事件是事故分析的基础。目前后处理厂对始发事件的识别尚未形成通用方法。本文以后处理厂共去污分离循环的溶剂再生系统为研究示范对象,采用失效模式和影响分析(FMEA)的工程评价方法识别和筛选始发事件。分析结果表明,该系统始发事件的类型主要包括:包容放射性物料的边界(设备、管道、阀门)破损泄漏;酸、碱洗槽界面测量仪表失效;各贮槽和洗涤槽液位测量仪表失效;污溶剂接受槽有机相出口计量泵轴封泄漏。经与美国后处理厂安全分析报告和国外后处理事故实例比较,FMEA方法分析结果对于设备失效所致的事故具有良好的包络性和适用性。因此,该方法可作为选取始发事件的参考方法,并可推广应用到后处理厂的其他工艺流程系统。 相似文献
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堆芯损坏概率/频率这一指标经常用在关于核电安全性的讨论中,其数值意义及概念的认识或理解尚需进一步明确。本文利用概率论相关方法,在深入了解堆芯损坏频率(CDF)获得过程的基础上,讨论了利用泊松过程来计算堆芯损坏概率(CDP)的方法。并说明了直接叠加单个堆年CDF来估计CDP,是一种常见的近似方法,其误差会随着堆年数的增多而变大,应明确其适用范围。计算表明:在10%误差的条件下,对CDF为1×10-4/(堆•年)的堆,用近似方法可讨论到约2000堆•年,而对CDF为1×10-5/(堆•年)的堆,则可讨论到约20000堆•年。同时在使用该指标时,不能忽略反应堆发生堆芯损坏这一事件本身的随机属性。 相似文献
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采用确定论和概率论相结合的风险指引型综合决策方法对华龙一号(HPR1000)机组重要厂用水系统(WES)运行技术规格书条款允许后撤时间(AOT)进行优化分析论证,包括预期变更的确定、纵深防御分析、安全裕量分析、概率安全分析(PSA)。分析结果表明,HPR1000机组WES系统一列不可用AOT由72 h延长至96 h是可接受的,符合HPR1000机组纵深防御原则和安全裕度要求,其风险增量满足美国核管会(NRC)管理导则RG1.174和RG1.177的风险可接受准则。在风险可控的前提下,可以进一步提高电厂运行的灵活性。 相似文献
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目前在核电厂事故诊断方面所使用的人工智能技术如神经网络等,难以同时具备较好的鲁棒性和可解释性,本研究提出基于贝叶斯分类器的核电厂事故诊断方法,并进一步将贝叶斯分类器细化为离散型朴素贝叶斯分类器、高斯型朴素贝叶斯分类器和贝叶斯网络3种,将这3种贝叶斯分类器用于核电厂事故诊断,并进行性能对比。研究结果表明:基于贝叶斯分类器的诊断方法将知识驱动和数据驱动相结合,具有较强的鲁棒性和可解释性。3种分类器中,高斯型朴素贝叶斯方法诊断在诊断准确率、诊断效率、事故破口尺寸诊断精度和事故可诊断的种类方面具有显著优势。 相似文献
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