基于事故序列的自动驾驶汽车事故场景提取与分析

测试场景构建对于评估自动驾驶汽车(autonomous vehicles,AVs)上路运行风险至关重要。通过收集2019—2021年加州自动驾驶汽车事故报告,首先,将事故序列描述为初始阶段、触发事件、应对动作和碰撞阶段的组合,并从事故报告中提取序列构成基础测试场景。其次,通过序列比对算法衡量序列之间的不相似度。最后,使用聚类分析方法得到9类场景组及其典型场景。频率分析表明最具有代表性的事故模式为AV停止后被后方直行的车辆接触。交叉表分析表明场景组与衡量事故结果和描述道路环境的变量显著相关。研究方法为AV事故场景提取和分类提供新思路,研究结果对了解AV事故模式具有参考价值。

核电厂严重事故序列选取准则探讨

严重事故的预防和缓解是新一代核电厂的重要安全问题。本文主要讨论核电厂严重事故研究和管理中确定严重事故主导事故序列时应考虑的准则问题,包括定性和定量准则以及准则相应的意义。以此为基础,本文整理形成一套推荐中国核电厂进行严重事故主导序列筛选时采用的准则,并以1000MW非能动先进压水堆(AP1000)标准设计为研究对象进行应用尝试。分析表明,严重事故选取准则应从定性和定量两方面阐述。从定性的角度,严重事故的选取应根据核电厂状态划分,在超设计基准事故范围内,选取可能导致堆芯损伤和安全壳旁路,并且在后果上具有包络性的事故序列。从定量的角度,应确定导致核电厂严重事故风险的绝对筛选值和相对筛选值,同时还要包络陡边效应,补充确定论分析和工程经验的成果结论。根据建议准则选取的AP1000严重事故主导序列与其概率安全分析报告中进行重点分析的严重事故序列基本吻合。

西安脉冲堆堆芯损伤事故序列识别

对西安脉冲反应堆进行概率安全分析,先要识别其事故序列。针对西安脉冲反应堆2 MW稳态运行工况,定义了燃料包壳破损(CD1)和燃料芯块熔化(CD2)两种堆芯损伤状态,利用现有的确定论分析结论及补充的热工水力学计算,建立了堆芯损伤事故的事件树,采用事件树法识别出了7个导致CD1的事故序列和10个导致CD2的事故序列。

基于贝叶斯网络的事故序列分析

针对传统的事件树分析方法的二态性和独立性假设的局限性,提出了基于贝叶斯网络的事故序列分析方法.该方法不仅可以对二态独立的事件树进行分析,还可以分析存在多态相依事件的事件树,而且大大缩减了图形的规模.另外利用贝叶斯网络还可以得到其他有用的信息,最后通过一个实例说明了该方法的有效性.

基于事故序列图的大型油轮原油泄漏事故风险研究

美国海岸警卫队在利用IRA评估其装备总体风险的过程中,充分运用事故序列图帮助分析人员从整体层面认识事故、灾难从产生到发展的过程,查找事故中的各个要素,分析各要素在事故演变过程中的作用和影响。针对我国大型油轮原油泄漏事故风险日益增加的现状,介绍了事故序列图分析事故的原理,并结合典型事故案例,给出了防止大型油轮发生原油泄漏事故的措施,以及减轻事故影响的方法。

事故序列评估程序:核电厂事故后人的可靠性分析技术

核电厂事故后人的可靠性分析(HRA)是核电厂概率安全评价和核电厂安全运行的重要组成部分。人因可靠性分析事故序列评估程序技术(ASEP)是对于传统的人的失误率预测技术(THERP)方法的改进和规范。文章介绍了事故序列评估程序技术的应用程序和应用,并给出某核电厂的一个全厂断电(LOOP)应用实例。

CPR1000核电站严重事故重要缓解措施与严重事故序列

CPR1000核电站采用非能动氢气复合器、稳压器卸压功能延伸以及安全壳卸压过滤排放系统作为严重事故的预防和缓解措施,保证在严重事故条件下核电站安全壳的完整性不受损坏,保护环境周围的居民不受核辐射的危害。通过相关严重事故谱分析,选取冷却剂管道热段双段断裂+失去应急堆芯冷却系统、全厂断电、主蒸汽管道断裂+失去喷淋、失水未能紧急停堆的预计瞬态(ATWS)这4种严重事故作为CPR1000核电站的重要严重事故序列,包络了所有安全壳内氢气产生速度快浓度高、安全壳超压、冷却剂系统发生高压熔堆、反应堆不能停堆等最严重的事故。

新建核电厂设计扩展工况中复杂事故序列的确定方法研究

根据国际原子能机构安全要求SSR-2/1和轻水堆核电厂欧洲用户要求(EUR),新设计核电厂需要考虑设计扩展工况,包括复杂事故序列和严重事故。国内、外核安全法规和技术标准没有给出确定设计扩展工况中复杂事故序列的具体方法。本文系统分析和研究了设计扩展工况中复杂事故序列的确定方法,提出基于核安全法规、导则和技术标准要求,基于概率安全评价(PSA)的风险见解,基于工程判断和基于类似核电厂设计经验四种具体方法,并应用于防城港核电厂3号、4号机组工程设计。本方法可用于指导新建核电厂设计,合理选择复杂事故序列和开展相关的安全特征设计,以进一步提高核电厂的安全水平。

SBO+MBLOCA事故演习序列应用的仿真研究

福岛核事故后,人们逐渐意识到当严重事故发生时,事故后的缓解措施以及电厂的应急响应都非常重要,也更显现出核应急演习的必要性。核应急演习的目的就是要验证和评价应急组织的综合应急响应能力,进而检验和提高应急计划的有效性和应急准备的完善性。将严重事故演习序列与全范围模拟机自身特点相结合,通过理论分析和计算,对全厂失电叠加一回路破口事故工况堆芯的行为以及事故演习序列执行的合理性进行分析,最终得出能够满足严重事故工况应急演习需求的限制条件,给出严重事故演习序列的改进建议。

核电厂二级PSA释放类划分及代表性事故序列选取研究

国内AP1000、EPR、华龙一号等核电工程项目已将二级概率安全分析(PSA)源项用于应急输入,但二级PSA释放类的划分以及各释放类代表性事故序列的选取尚无明确可操作的方法,需要进一步开展研究。对比研究国内先进核电厂二级PSA释放类划分和代表性事故序列选取情况,以国内某三代先进压水堆核电厂为例,在同一释放类中根据频率和后果选取4个不同的严重事故序列开展源项计算。结果表明,同一释放类4个不同事故序列的源项结果差别较大,建议释放类划分以应用为导向,根据分析目的进行迭代,对同一释放类应选取多个事故序列进行对比分析,以论证释放类划分的合理性和事故序列的代表性。

事故后海上核电平台主要舱室环境保障措施分析

事故后通风空调系统失效,海上核电平台布置安全级电仪设备的电气舱室温度迅速升高,对核安全构成严重威胁。本文介绍了电气舱通风空调系统的系统设计和配电信息,在分析不同事故序列下系统可用情况的基础上,提出了事故后保障执行安全功能设备所处舱室环境可能采取的措施,为同类工程的系统设计、运行提供参考。

核电厂事件序列的分阶段分析

概率安全评价(PSA)常用的技术手段是事件树(ET)结合故障树(FT)的分析方法,由于ET/FT都是以布尔逻辑为基础的静态分析技术,对于事件发生时间不同所引起的事故进程的变化缺乏足够的处理能力。然而,事件发生的准确时间对确定事故情景的发展有时是十分关键的。本研究针对压水堆核电厂丧失主给水后辅助给水系统失效时间对事故进程的影响,采用可靠性框图和事件树方法,分阶段对该事故序列进行评价,结果表明,此事故进程中,提高操纵员执行U1规程的可靠性有利于降低本事故情景下发生堆芯损坏的可能性。简要分析了该方法的适用性。

连锁故障引发的电网灾难性事故风险评估

根据结构状态与运行状态耦合关系,建立考虑故障直接风险和潜在风险的综合风险指标,评估电网灾难性事件。从故障传播数学特征出发,比较本层故障综合风险与下一层故障综合风险指标,将故障传播过程分为累积效应阶段和连锁效应阶段,对各阶段的故障事件进行综合风险排序,更好地评估可能发生的灾难性事故风险。对IEEE-9节点系统和某地区电网进行仿真,结果表明该方法具有更高的完备性和有效性。

CPR1000机组满功率运行发生严重事故后缓解举措有效性研究

为对严重事故管理导则(SAMG)的编写和实施做进一步改进,本文在调研国内其他核电厂严重事故后缓解有效举措后,选择冷却剂主管道冷段部分双端断裂(LBLOCA)叠加丧失应急堆芯冷却(无高、低安注投入,无安全壳主/辅喷淋)、主蒸汽管道断裂(MSLB)叠加丧失喷淋、失水(LOFW)未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)严重事故状态等作为CPR1000机组的最重要的严重事故的事故序列,利用核与辐射安全中心全范围验证仿真模拟机包含严重事故发生情况下的仿真验证系统(VVS),在严重事故发生后,实时跟踪采取缓解举措与未采取缓解举措事故的发展后果,从而验证CPR1000核电机组满功率运行时(RP模式),严重事故发生后SAMG缓解举措的有效性,为CPR1000机组SAMG的改进提供借鉴。仿真结果表明,采取SAMG缓解举措,能够有效抑制严重事故的进一步恶化。

基于BDD的多态系统概率安全评估方法研究

由于传统的概率安全评估方法难以处理多态系统,本文通过一个煤气泄漏多态系统实例提出了一种基于BDD的多态系统概率安全评估方法.首先将多态事件树中的事故序列用多态布尔表达式进行描述,进而将多态布尔表达式转化为BDD,给出了一种基于不交化思想的BDD定量算法.在此基础上,提出了实用的基于BDD的多态系统概率安全评估步骤,并通过实例说明了BDD定量算法的正确性.

基于二级PSA的EPR机组烟羽应急计划区划分

参考NUREG-0396中烟羽应急计划区划分方法与接受准则,基于EPR机组的二级PSA结果中的严重事故释放类,对各堆芯熔化事故释放类采用概率加权,用MACCS程序计算得到某EPR机组烟羽应急计划区的大小,并以截断频率10-8/(堆.年)选取最严重事故序列的释放类(RC205)对结果进行复核。计算得到某EPR机组烟羽应急计划区内区半径3km、外区半径7km能满足接受准则。

铀纯化转化设施始发事件分析

始发事件分析是概率安全分析的基础,对始发事件进行定量化评价是概率安全分析获得量化风险结果的必要条件。本文采用工程评估和演绎分析相结合的方法识别了典型铀纯化转化设施的始发事件,根据设施安全保护措施的异同将始发事件分为5组,并对铀纯化转化设施主要关注的UF_6泄漏事件采用事件树分析法进行事故序列分析,得到UF_6泄漏事件序列和相应的频率。

核电厂概率安全评价(PSA)技术研究

核电被称为技术设备、人的群体和组织三类元素的大型经济实体,属科技密集型产业.对于核电厂而言,安全是核电存在和发展的基础.在核电厂以往的系统安全分析中,难以确定出具体的安全风险目标,在风险和费用之间的权衡存在困难,更不易对事故发展的潜在原因及事故发展的可能进程进行分析研究.基于此目的,概率安全评价(PSA:Probability Safety Assessment)的提出,在系统设计、制造、使用和维护的过程中,有力地支持了安全风险的管理决策,保证了核电厂的安全运行.

核电站风险管理系统及其构模方法

本文介绍了核电站风险管理系统在核电站运行维修管理上的作用，就风险管理系统模型的建立方法进行了研究，提出了一种使系统既能满足时间要求又能满足精度要求的系统模型建立方法。

关于PSA中事件树分析方法的研究

本文从PSA的发展历史出发研究其中的主要分析方法之一事件树分析方法 ,简单的介绍了PSA的三个级别来了解事件树的分析对象,从始发事件的确定与分组出发,分析事故发生的原因、了解功能模化和系统模化、对损伤进行分类、分析后果;对比事件树模型化方法的两种模型大事件树-小故障树和小事件树-大故障树优缺点;得出结论:事件树分析方法是概率安全分析中的重要方法,是核电厂当前风险要求的系统模型化分析方法。