基于GO-FLOW方法反应堆冷却剂泵组系统失效概率的不确定性分析
全厂断电事故中反应堆冷却剂泵轴封失效分析及应对措施

全厂断电事故中反应堆冷却剂泵轴封失效分析及应对措施□焦森林王连名罗斌【内容摘要】反应堆冷却水泵的轴密封作为一回路压力屏障,防止高温放射性冷却剂向环境泄漏。
本文描述和分析了在全厂断电事故中反应堆冷却水泵因轴封注入水中断造成的轴封失效,并对比分析了各种预防轴封注入水中断措施,为后续反应堆冷却剂泵轴封注入系统设计提供指导。
【关键词】反应堆冷却剂泵;机械密封;轴密封;SBO【作者单位】焦森林,华龙国际核电技术有限公司;王连名、罗斌,中国核电工程有限公司一、引言反应堆冷却剂泵(简称主泵)是核电厂的重要设备,其主要功能是驱动高温高压的反应堆冷却剂,保证冷却剂在反应堆冷却剂系统中的循环。
目前在役核电厂主泵主要为立式、单级单吸的轴封式叶片泵。
主泵的轴密封部件提供从反应堆冷却剂系统压力到环境条件的压力隔离,防止反应堆冷却剂向环境泄漏。
轴密封部件主要为三级流体静压或动压机械密封,在正常运行时,每一级密封按照比例承受系统压力。
二、轴封注入失效分析正常运行时,主泵轴密封由化学和容积控制系统(RCV)提供冷高压注入水,密封注入水进入泵腔后分两路:一路沿泵轴向下润滑和冷却泵水润滑导轴承后,流入到反应堆一回路内;另一部分沿泵轴向上依次进入第一、二、三级机械密封,以润滑和保护轴密封,经过每级密封后的泄漏均在可控泄漏流量范围内,从而实现主泵在一回路系统中的屏障。
在全厂断电SBO事故中,厂外电源不可用,厂用电也不可用,同时应急柴油发电机组也不可用。
RCV系统中上充泵因失电,无法向主泵轴密封系统提供密封注入水,使一回路高温反应堆冷却剂沿泵轴向上流动,穿过水润滑导轴承,进入主泵轴密封,由于高温和其引发的热应力会损害轴密封,使反应堆冷却剂泄漏超出正常泄漏范围,从而破坏一回路边界完整性,导致出现破口事故(LOCK)。
随着冷却剂持续从主泵轴封破口流出,一回路压力持续下降,堆芯水位下降,堆芯裸露,升温到失效温度后融毁[1]。
三、SBO事故中失去主泵轴封注水危险的应对措施为应对SBO事故中失去主泵轴封注入水的风险,需对主泵密封注入相关的系统重新进行设计,以满足在SBO事故工况下提供轴封注入水,保证一回路边界的完整性。
反应堆冷却剂流量控制研究

反应堆冷却剂流量控制研究晏玉坤;李凤宇;王元;廖龙涛【摘要】为优化反应堆冷却剂流量控制,提出了根据蒸发器蒸汽压力适时地连续改变反应堆冷却剂流量,以维持蒸发器蒸汽压力基本不变的控制策略。
建立了被控对象的常微分数学模型,并根据当前实际控制工程领域仍然广泛采用传统P ID控制的现状,设计了反应堆功率控制器和冷却剂泵转速控制器,并对其进行了详细阐释。
根据蒸汽阀门开度阶跃变化整个闭环系统数值计算结果,确定了控制器参数。
%In order to optimize the control of reactor coolant flow ,a control strategy is presented .The reactor coolant flow can be changed on the basis of the steam pressure of evaporator in order to keep the steam pressure of evaporator steady .The ordinary differential mathematical model of controlled system is built .The traditional PID control is widely used in the actual control engineering area , the reactor power controller and the coolant pump speed controller are designed according to the current situation .The controller parameters are ascertained according to the numerical calculation results of the whole closed-loop system when the aperture of steam valve has a step change .【期刊名称】《机械工程与自动化》【年(卷),期】2016(000)003【总页数】4页(P147-150)【关键词】冷却剂流量;反应堆功率;冷却剂泵转速;控制器参数【作者】晏玉坤;李凤宇;王元;廖龙涛【作者单位】海军工程大学,湖北武汉 430033;海军工程大学,湖北武汉430033;92537部队,北京 100161;中国核动力研究院反应堆设计技术重点实验室,四川成都 610041【正文语种】中文【中图分类】TL343目前反应堆冷却剂流量控制通常是将冷却剂泵设置高、低两种不同转速[1],这种方式较简单易行,当反应堆处于中、高负荷时,冷却剂泵高速运行,冷却剂系统保持全流量;当反应堆处于低负荷时,冷却剂泵低速运行,冷却剂系统维持低流量。
核反应堆冷却剂主循环泵常见故障分析

静子
电机
空气 冷却 器
滤 滑油 冷却 器
数字化仪控系统等少部分设备尚需依靠进 口。 核主泵 国产化是核 电设备 自主化的瓶颈问题 , 是核电国产化的最后一道屏障。
二 、 主泵 概 况 核
电机 支撑 连接 轴
核主泵是反应堆冷却剂系统的主要设备 ,主要功能是在系 统充水时赶气 , 在开堆前循环升温。在正常运行时 , 确保一回路 冷却剂循环以冷却堆芯 。核 主泵与普通泵 的最大 区别在于强调 压力边界的完整性 和在特殊工况下的可运行性 ,对泵的可靠性 和安全性提出了更 高的要求 。 A 10 P 0 0主 泵( 1是单级 立式离心泵 , 图 ) 采用屏 蔽式 电机 。
松动性故障泛指轴承座松动 、 支座松 动 、 螺栓松动 、 叶轮 、 转 子轴和轴承装配过盈不足所引起 的故 障。松动可以使 任何 已有 的不平衡 、 不对 中所引起 的振动 问题更加严重 。在松动情况下 , 任何一个很小的不平衡量都会引起很大振动 。
般发生旋转频率的高次成分
松动故障的振动特点为故障可能引起转子的分数次谐 波共
和 电气部分 , 这对 电机的设计 、 制造 、 护配置提 出了很高 的要 保
求。主泵机组主要参数见表 1 驱 动电机为 鼠笼式感应 电机 , , 3
相 、0 V、0 z 1k 6 H 。
故障有 主轴损坏 、 转子裂 纹 、 破裂 、 轴 主轴密封 损坏甚 至破裂 、 汽蚀作用导致主泵损坏等 。 这些故 障大 多是 以各种形式 的异常 振动表现 出来 , 如果将泵转子 系统产生 的异 常振 动按 频率进行 分类 , 则大致 可分为 3个 典型频带 区域 , 即低频 、 中频 和高频 ,
振, 即亚谐波共振 , 并存 在同频或倍频振动 ; 由于松动情况下非
第三章 反应堆冷却剂系统和设备

3-1 反应堆冷却剂系统
2.压力调节系统 为了保证反应堆冷却剂系统具有好的冷却能力,应 当将堆芯置于具有足够欠热度的冷却剂淹没之中。核 电厂在负荷瞬变过程中,由于量测系统的热惯性和控 制系统的滞后等原因,会造成一、二回路之间的功率 失配,从而引起负荷瞬变过程中一回路冷却剂温度的 升高或降低,造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。 水经波动管涌人或流出稳压器,引起一回路压力升高 或降低。当压力升高至超过没定值时,压力控制系统 调节喷淋阀.由冷管段引来的过冷水向稳压器汽空间 喷淋降压;若压力低于设定值,压力控制系统启动加 热器,使部分水蒸发,升高蒸汽压力。
3-5 稳压器
二、稳压器分类 按原理和结构形式的不同,稳压器分为两类, (1)气罐式稳压器:容积大,易腐蚀,淘汰 (2)电加热式稳压器:大都采用 三、稳压器本体结构(电) 结构图 现代压水堆核电厂普通采用电加热式稳压器。 这种稳压器是一个立式圆柱形高压容器。其典型 的几何参数为高13m,直径2.5m,上下端为半 球形封头,总容积约40m2,净重约80t。立式 安装在下部裙座上。
第3章 反应堆冷却剂系 统和设备
动力工程系 余廷芳
主要内容
3-1 反应堆冷却剂系统 3-2 反应堆本体结构 ----------系统设备 3-3 反应堆冷却剂泵 3-4 蒸汽发生器 3-5 稳压器
3-1 反应堆冷却剂系统
一、系统的功能
反应堆冷却剂系统又称为一回路系统,其主要功能 是: (1)在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出, 并通过蒸汽发生器传给路工质,产生蒸汽,驱动汽轮 发电机组发电。 (2)在停堆后的第一阶段,经蒸汽发生器带走堆内的衰 变热。 (3)系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的 一道屏障。 (4)反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的裁体,并起慢 化剂和反射层作用。 (5)系统的稳压器用来控制一回路的压力,防止堆内发 生偏离泡核沸腾,同时对一路系统实行超压保护。
反应堆冗余系统共因失效参数的映射及不确定性分析

mo e s o a h o de o mo a e f iu e r t r t i d b omb ni g m a i g m nt f e c r r c m n c us a l r a e we e ob ane y c i n pp n
m e h . T h e u t ho t a sn a pi e ho nd p ob b lt e e a i un — t od e r s ls s w h t u i g m p ng m t d a r a iiy g n r tng f c ton t n l z c r a n y o o m on c u e f iur a a e e s i n e f c i e m e ho O i o a a y e un e t i t fc m a s al e p r m t r s a fe tv t d t c b nee pe in eda aofs r es s e st s i a e c m m o a s a l ep r m e e s om i x re c t ou c y t m O e tm t o n c u e f iur a a tr . K e r s o m o a e f iur y wo d :c m n c us al e;口 f c or a t ;m a p ng; u e t i t n l ss;r du a c pi nc ra n y a a y i e nd n y
第4 卷第2 5 期
2 1年2 0 1 月
原
子
能
科
学
技
术
Vo . 5 1 4 ,NO 2 .
Fe . 20 1 b 1
A t i e g c e e a e hn l gy om c En r y S inc nd T c o o
基于抽样的敏感性分析方法在 LBLOCA 质能释放 PIRT评级中的应用

基于抽样的敏感性分析方法在 LBLOCA 质能释放 PIRT评级中的应用扈本学;王喆;王伟伟;王国栋;王章立;唐国锋;张今朝;杨萍;刘鑫【摘要】基于随机抽样的非参量敏感性统计分析方法是一种有效的敏感性分析方法,通过计算热工水力分析程序多个抽样输入参数与输出参数之间的相关系数来评价各输入参数对输出参数影响的重要程度。
通过耦合DAKOTA和WCOBRA/TRAC程序,开发了基于抽样的适用于非能动核电厂大破口失水事故质能释放的敏感性分析方法,该方法可全面定量评估各敏感性参数对计算结果的影响。
计算结果表明:堆芯初始功率、燃耗、衰变热、安注箱初始水温、初始水体积、安注箱管道阻力系数、堆芯补水箱初始水温、喷放系数及破口阻力系数对破口质能释放具有显著影响。
该分析结果可为大破口失水事故质能释放分析现象识别和重要度排序表评级提供定量依据。
%T he sampling based statistical sensitivity analysis is an effective sensitivity analysis method ,and the importance of input parameters of a thermal hydraulic analysis code could be evaluated by calculating the correlation coefficients of input parameters and output parameters .A sampling based sensitivity analysis method for LBLOCA mass and energy release of the large passive plant was developed ,by coupling DAKOTA and WCOBRA/TRAC codes .The calculated results show that the initial core power ,fuel burnup ,decay heat ,initial accumulator water temperature ,initial accumulator water volume ,accumulator pipe friction coefficient ,initial core makeup tank water tempera‐ture ,discharge coefficient and break resistance coefficient affect mass and energy release greatly .The results can provide quantitative support for evaluation ofLBLOCA mass and energy release analysis phenomena identification and ranking table .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2016(050)002【总页数】5页(P290-294)【关键词】大破口失水事故;质能释放;敏感性分析;现象识别和重要度排序表;统计法;偏相关系数【作者】扈本学;王喆;王伟伟;王国栋;王章立;唐国锋;张今朝;杨萍;刘鑫【作者单位】上海核工程研究设计院,上海 200233;上海核工程研究设计院,上海 200233;上海核工程研究设计院,上海 200233;上海核工程研究设计院,上海200233;上海核工程研究设计院,上海 200233;上海核工程研究设计院,上海200233;上海核工程研究设计院,上海 200233;上海核工程研究设计院,上海200233;上海核工程研究设计院,上海 200233【正文语种】中文【中图分类】TL364对核电厂安全分析程序的开发而言,虽然核电厂中所有的热工水力现象均精确模拟是不现实的,但要求准确模拟在事故下所有的重要热工水力现象。
基于GO法的反应堆补水系统共因失效分析
基 于 GO 法 的反应 堆 补 水 系统 共 因失效 分 析
任 鑫 ,赵新文 ,蔡 琦 ,郭 强
( 军 工程大 学船 舶与动 力工程 学院 ,武汉 ,4 03 海 30 3)
摘 要: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 阶段来完成。第 1阶段 ,分 个
析共 因部件组 2 补水上充部分的影响;第 2阶段 ,综合分析共因部件组 l 2对整个补水 系统 的影响 。本 对 和 文采用 G O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 G O 图,并根据 G O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
算, 并研究了 C F C 对补水系统可靠性的影响。
首先假设在可修复系统中,部件寿命是服从 指 数分 布 的。 系统可根 据状 态转 移 图 ,运用 马尔 可夫方法求 出 个部件共因失效概率随时间 t 的 近似计算公式 。其可修部件组的共因失效概率的 计算近似公式 为:
(= f —} )
f ≤ ) ( f 个部件的修复率 ; 为系统发生初始 0 共因失效的概率。
个共因组 ,评估得到第 n组的 C F失效概率为 C 每个 C F单 元组 内可 以有 2 或 2 以上 的 C 个 个
,
式() 由 和 复 为 计 的 2为 c 修 率 ∑ 算 简
tl =
CF C 单元,把各单元组中每个失效单元的故障概 率分为由C F C 引起的和不包含 C F C 的故障概率 , 得到复杂系统的系统成功概率表达式【: 】 】
正常运行中 ,补水系统 向主系统注水 ,综合 考虑补水系统组成及其 各工作状态的不 同,分析 C F对补水系统的影响时 ,根据时序关 系可分为 C 2个 阶段 来完 成 。 第 1 阶段 :假设补水系统处于备用状态时, 补水贮存箱 中是充满水状态 。 此时, 子系统 I( I 补 水上充部分 ) 从补水贮存箱 中抽水 ,用于向主系 统 补水 。在 此 阶段 可 以根 据运 行状 态先 计算 2台 补 水泵 构成 的 2对 共 因部件 组 ( C 1 C F C F 和 C 2) 的子系统 I的影响 ,并进行可靠性分析与计算。 I 第 2阶段 :当补水贮存箱中缺水或储存量达 不到要求时 ,由补水驳运泵 向补水贮存箱注水 , 同时子系统 I I 从补水贮存箱 中抽水 ,向主系统补 水 。此 时 ,综 合 考 虑 以上 C F C 1和 C F C 2对 整个 补水系统的影 响,并进行可靠性分析与计算 。 32 补水 系统 的 GO 法 可靠 性 分析 . 321 建立 G - _ O图 假设补水系统的所有元件只 有故障和正常 2个工作状态 。水源和各种控制信 号是系统 的输入信号,用类型 5 操作符代替 ;有 信号而导通的元件用类型 6 操作符表示 ;有信号 而关断的元件用类 型 7操作符表示 ;各类阀门、 换 热 器 、离子 交 换器 、过 滤 器 、补水 贮存 箱等 均
LOCA事故下安全注射系统可靠性的GO-FLOW法分析
LOCA事故下安全注射系统可靠性的GO-FLOW法分析陈玲;尚彦龙;蔡琦;申祖金;杨洪立
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2012(046)0z1
【摘要】反应堆安全注射系统是包含复杂操作时序的动态系统,本文研究了应用GO-FLOW方法对其进行可靠性分析,导出了能将GO-FLOW用于含两种失效模式的可修部件状态概率计算的可靠性参数等效模型,并验证了模型的正确性.给出了实际算例,结果表明,GO-FLOW方法是对含时序问题的动态系统进行可靠性分析的有效工具,本文导出的可靠性参数等效模型提高了GO-FLOW对多状态问题的分析能力.
【总页数】6页(P324-329)
【作者】陈玲;尚彦龙;蔡琦;申祖金;杨洪立
【作者单位】海军工程大学船舶与动力学院,湖北武汉430033;海军工程大学船舶与动力学院,湖北武汉430033;海军工程大学船舶与动力学院,湖北武汉430033;海军工程大学船舶与动力学院,湖北武汉430033;海军工程大学船舶与动力学院,湖北武汉430033
【正文语种】中文
【中图分类】TL387
【相关文献】
1.LOCA事故下安全注射系统可靠性的GO-FLOW法分析 [J], 陈玲;尚彦龙;蔡琦;申祖金;杨洪立
2.基于GO-FLOW法的失水事故中紧急堆芯冷却系统可靠性分析 [J], 黄涛;蔡琦;赵新文
3.基于GO-FLOW法的失水事故中紧急堆芯冷却系统可靠性分析 [J], 黄涛;蔡琦;赵新文
4.GO-FLOW法在大亚湾核电站辅助给水系统可靠性分析中的应用 [J], 初永越;依岩;李虎伟
5.基于GO-FLOW法的高速铁路接触网系统可靠性分析 [J], 赵峰;梁丽;王思华因版权原因,仅展示原文概要,查看原文内容请购买。
失水事故中反应堆堆芯再淹没数学模型
失水事故中反应堆堆芯再淹没数学模型
郭玉君;Mishi.,K
【期刊名称】《核科学与工程》
【年(卷),期】1999(019)001
【摘要】在分析和比较前人现有工作的基础上,提出了一个新的失水事故后堆芯底部再淹没过程的再润湿模型。
本模型分别采用了考虑夹带的两流体方程和二维导热方程来描述两相流热工水力特性和壁面导热特性。
这个模型的特点是定义了一个聚冷前沿附近的过渡区传热,从而回避了采用至今仍很容易混淆的骤冷温度,淬火温度和Leidenfrost温度,便于工程应用。
【总页数】6页(P14-19)
【作者】郭玉君;Mishi.,K
【作者单位】西安交通大学核能与热能工程系;西安交通大学核能与热能工程系【正文语种】中文
【中图分类】TL421.106
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1.大破口失水事故时冷热段同时安注反应堆堆芯会更安全 [J], 骆邦其
2.基于GO-FLOW法的失水事故中紧急堆芯冷却系统可靠性分析 [J], 黄涛;蔡琦;赵新文
3.基于GO-FLOW法的失水事故中紧急堆芯冷却系统可靠性分析 [J], 黄涛;蔡琦;赵新文
4.超设计基准事故下堆芯再淹没调研报告 [J], 杨寒
5.XAPR中破口失水事故下堆芯自然循环\r冷却能力的功能可靠性研究 [J], 王宝生;唐秀欢;朱磊;包利红
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GO法在CEFR核级循环冷却水系统的动态可靠性分析
c a t r r s nt d.The r s t ho t t t v r g e ibiiy oft oo i g wa e h rsa ep e e e e uls s w ha he a e a e r l a lt he c ln t r s t m fCEFR st . 9 9 . I sm a e o ha t s g nd s lc i n o qu p e ys e o i o 0 99 2 ti d utt tisde i n a ee to fe i m nt
s s e o y t m fCEFR s c s r c e . The c l u a i d l f d na c a a yss a e d v l i on t u t d a c l ton mo e s o y mi n l i r e e — o d,a h e ibiiy c r c e itc q a ii so h e a l em o e sa e d d c d wih pe nd t e r la lt ha a t rs i u ntte ft r e f iur d l r e u e t
tm e A tt a e tm e t e s s e t t s t a s e q to fw o k ors a e o e a o n i . he s m i h y t m s a u r n f re ua i n o r p r p r t ri t o p r si e e r he y t he r fM a k v pr c s e . W ih t s od l w a t sr s a c d b he t o y o ro o ess t he e m es,t y— he d n m i n l i S sm u a e ih he s t m if r n or o ii s, a d t a it a c a a yss i i l t d w t t ys e d fe e t w k c nd ton n he v re y
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基 于 GO. L F OW 方 法反 应 堆 冷 却 剂 泵 组 系统 失效 概 率 的不确 定 性分 析
尚彦龙 ,蔡 琦 ,陈力生 ,赵新文 ,闫灿斌
( 海军 工程大 学船 舶与 动力 学院 ,武 汉 ,4 03 ) 30 3
摘要 :反应堆冷却剂泵组系统是含多种共因和包含多重共因失效部件组 ( C G)的复杂冗余 系统 ,对 C C 其 进 行 系 统 失 效 概 率 的 不 确定 性 分析 是 较 为 复 杂 和 困难 的 问题 。本 文 采 用 将 G F OW 与 M ot. al 结 O-L neC r o相 合 的方法对这一问题进行研究 ,定量计算 含共 因失效 ( C C F)的系统失效概率 的不确定性 。结果表 明,C F C 使系统失效概率均值显著增加 , 多重 C F的发生使系统失 效概率 的标准差 以及包含 9  ̄ 值 区间的 5 X C 0 ̄ / 和 9
Ⅳ
统 失效 概率 的不 确定 性 ,特 别是 能够量 化系统 运 行 在某 特定 时刻 的不 确定 性 ,与故 障树相 比 ,显
收稿 日期 :2 0 .50 ;修 回 日期 :2 0 .6 2 0 90 —1 0 9 0 .3
∑∑∑尸 ) (…】 [o ・ 1 8 1 )p ( ) ) P , 一 r 】 1 , 0・}(
C j m=2
尚彦龙 等 :基于 G F OW 方 法反应堆冷却 剂泵 组系统失效概率的不确定性分 析 O-L
19 1
式 中 ,A, … ) ( B, 是受 共 因影 响 的基本 事件 ; , ( ,
B ,… )是 独 立 事件 ;T( )代 表 布 尔代 数 式 ; ・
代表第 , 共 因故 障 ;m 为 C 中故 障部 件 的数 种 『
2 含 共 因 失效 系统 不 可 靠 度 的 GO—L F OW 算 法模 型
21 含共 因失效 的 GO.L W 算 法 . FO
.
够精确等缺点 , 尤其是在分析含共 因失效 ( C ) C F 的系统 不确 定性 问题 上 ,故 障树模 型 的缺点更 加
突 出。
复 杂冗 余 系统通 常存 在多 种共 因故 障 ,对某 共因, 又存在 部件 故障 的多种 组合 。 O.L W G FO
示 了较大 的优 越性 【。 4 】
反应堆冷却剂泵组系统是存在较高冗余 的复 杂系 统 ,共 因失效 的影 响不容 忽视 。本 文针 对输 入 参 数 的 不 确 定 性 , 应 用 GO F O -L W 与 Mot C l n .a o相结合 的方法对该系统进行了不确 e r 定 性分 析 , 量化 了含 C F的系统失 效概 率 的不确 C
一
GOF OW 是 以成 功为 导 向的系统 可靠性 分 .L
方法通过单独评估各个共因故障 ,然后再综合所
有 共 因故障 对系统 不 可靠度 造 成 的影 响 来分析 系
析方法 ,采用 图形化的建模技术 ,通过计算代表 部 件的操 作符状 态 概率 来获 得 系统精 确 的状 态概
率结 果 。 过基 于 GOF O 的 C F定量分 析模 通 .L W C 型 I,可 以计 算 得 到含 多种 共 因和 包含 多重 共 因 j 】 失 效 部 件 组 ( C G )的 系统 不 可 靠 度 。 应 用 C C
分位值均 有所增大 ,而使误差 因子 有所减小;计算得到的系统失效 概率 的概率密度函数 ( D P F)曲线给出
了系统失效概率 的完整分布 ,弥补 了仅采用点估计值所得分析结果的不完整性。 关键 词 :GO F O ;Mo t— al .L W neC r o方法 ;概率安全评价 ;不确定性分析
定性 。
目前普遍 采用 的是 基于 故障树 的 Mot C r 模 ne al . o 拟 方法 ,即根据底 事 件故 障数 据 的概 率分 布抽 样 产 生模 型的 随机输 入样 本 ,然后 计算 得到模 型输 出的随机 样本 ,并 由其 导 出相关 的不 确定性 定量 度量 I 】 一。然 而 ,基 于故 障树 的不 确定 性分析 方法 存在模 型 的规模 较 大 ,计 算 复杂 以及输 出结果 不
第 3 卷 第 5 期 1
2 l O O
核 动 力 工 程
N u la ce r Powe gi e i g rEn ne rn
Vl . 1 0 3 .NO 5 1 .
0 c .2 1 t O O
年 1 O月
文章 编 号 :0 5 .9 62 )5O 1—6 2 80 2 (0 0 一 0 1 0 l8
中 图分 类 ห้องสมุดไป่ตู้ :T 3 4. L 6 1 文 献 标 识 码 :A
1 引 言 不 确定 性 分析 是 概率 安全 评 价 ( S )中必 PA 不可 少 的研 究 课题 【;其 中 ,输 人参 数 的不确 定 l
性 是 目前研究 的重 点 。关 于该 方 面的研究 手段 ,
.
目,2 ≤ ≤Ⅳ ( 是 由共 因 G 引起 的同 时故 障部 Ⅳ
件 的最 大数 目 )c ; 为 m个 故 障部件 的具 体 组合 ;
P 0 ・和p (0 ) I . [o, ] T 1 ) r ,… 表示m ] 个共因 件发生 部
故 障的概 率分 别 被 1 0 替 时 系统 的故 障概 率 ; 和 代
G F O 方法 可 以较 为 简捷地 分析 含 C F的系 O。L W C
统不可靠度。文献【 基于系统故障概率的布尔代 4 】 数 式 推 导 了 有 共 因 失 效 的 系 统 不 可 靠 度 的 GOF O 算法 ,其一 般形 式为 : .L W
P 1 B…]P (,,) 【 ,) [AB …】 7 , = T , i +
’
式中 , 、
劝 MG L参 数 模 型定 义 的共 因失 效
因子 ,分别 表示 2重 以上 、3重 以上 和 4重失 效 的共 因系数 。Q 表示 单个 部 件 失效 的概率 ( 独 含 立 和共 因 ) 示 单个 部 件 独立 失 效 的概 率 , ,Q 表 Q 、 、 分 别表示 4部件 中 2 、4个 部件 同 2 、3