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Framework analysis of fluoride salt-cooled high temperature reactor probabilistic safety assessment 被引量:1
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作者 左嘉旭 靖剑平 +2 位作者 毕金生 宋维 陈堃 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2015年第5期112-117,共6页
Probabilistic safety assessment(PSA) is important in nuclear safety review and analysis. Because the design and physics of the fluoride salt-cooled high temperature reactor(FHR) differ greatly from the pressurized wat... Probabilistic safety assessment(PSA) is important in nuclear safety review and analysis. Because the design and physics of the fluoride salt-cooled high temperature reactor(FHR) differ greatly from the pressurized water reactor(PWR), the methods and steps of PSA in FHR should be studied. The high-temperature gascooled reactor(HTR-PM) and sodium-cooled fast reactors have built the PSA framework, and the framework to finish the PSA analysis. The FHR is compared with the PWR, HTR-PM and sodium-cooled fast reactors from the physics, design and safety. The PSA framework of FHR is discussed. In the FHR, the fuel and coolant combination provides large thermal margins to fuel damage(hundreds of degrees centigrade). The tristructuralisotropic(TRISO) as the fuel is independent in FHR core and its failure is limited for the core. The core damage in Level 1 PSA is of lower frequency. Levels 1 and 2 PSA are combined in the FHR PSA analysis. The initiating events analysis is the beginning, and the source term analysis and the release types are the target. Finally, Level3 PSA is done. 展开更多
关键词 高温气冷堆 概率安全评价 压水反应堆 框架分析 安全评估 氟盐 快中子反应堆 物理设计
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Probabilistic Safety Analysis of High Speed and Conventional Lines Using Bayesian Networks
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作者 Zacarias Grande Enrique Castillo +1 位作者 Maria Nogal Alan O’Connor 《Journal of Traffic and Transportation Engineering》 2022年第3期118-125,共8页
A Bayesian network approach is presented for probabilistic safety analysis(PSA)of railway lines.The idea consists of identifying and reproducing all the elements that the train encounters when circulating along a rail... A Bayesian network approach is presented for probabilistic safety analysis(PSA)of railway lines.The idea consists of identifying and reproducing all the elements that the train encounters when circulating along a railway line,such as light and speed limit signals,tunnel or viaduct entries or exits,cuttings and embankments,acoustic sounds received in the cabin,curves,etc.In addition,since the human error is very relevant for safety evaluation,the automatic train protection(ATP)systems and the driver behaviour and its time evolution are modelled and taken into account to determine the probabilities of human errors.The nodes of the Bayesian network,their links and the associated probability tables are automatically constructed based on the line data that need to be carefully given.The conditional probability tables are reproduced by closed formulas,which facilitate the modelling and the sensitivity analysis.A sorted list of the most dangerous elements in the line is obtained,which permits making decisions about the line safety and programming maintenance operations in order to optimize them and reduce the maintenance costs substantially.The proposed methodology is illustrated by its application to several cases that include real lines such as the Palencia-Santander and the Dublin-Belfast lines. 展开更多
关键词 RAILWAY probabilistic safety analysis Bayesian network
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Upgrade to Nuclear Power Plant Krsko Internal Flooding Probabilistic Safety Analysis
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作者 I. Vrbanic I. Basic R. Prosen 《Journal of Energy and Power Engineering》 2010年第1期35-42,共8页
关键词 概率安全分析 核电厂 风险估计 压水反应堆 放射性释放 psa 核反应堆 危险分析
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应用于核电厂老化PSA的SSC筛选方法研究
4
作者 王晗丁 李琼哲 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第2期377-382,共6页
核电厂运行许可证延续必须考虑其延寿期内的核安全问题,确保核电机组在延期运行期间的核安全水平不低于原设计寿期内的核安全水平。可应用PSA技术对许可证延续期间的核电厂建立老化PSA模型,从而评估SSC老化对核电厂整体安全的影响,验证... 核电厂运行许可证延续必须考虑其延寿期内的核安全问题,确保核电机组在延期运行期间的核安全水平不低于原设计寿期内的核安全水平。可应用PSA技术对许可证延续期间的核电厂建立老化PSA模型,从而评估SSC老化对核电厂整体安全的影响,验证其仍可满足原设计标准。基于此提出了应用于核电厂老化PSA的SSC筛选分析方法,通过考虑趋势分析,老化失效模式与影响分析,风险重要度分析,在三种分析方法基础上建立核电厂SSC筛选的决策矩阵,为选择易老化且安全重要的部件建立了可行的方法。该项工作也为核电厂在许可证延续阶段的风险指引型管理奠定技术基础。 展开更多
关键词 老化 psa 设备 筛选
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Success criteria analysis in support of probabilistic risk assessment for nuclear power plants: application on SGTR accident 被引量:4
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作者 Seyed Mohsen Hoseyni Kaveh Karimi +1 位作者 Seyed Mojtaba Hoseyni Meisam Mohammadnia 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2017年第3期42-58,共17页
Success criteria analysis(SCA) bridges the gap between deterministic and probabilistic approaches for risk assessment of complex systems. To develop a risk model,SCA evaluates systems behaviour in response to postulat... Success criteria analysis(SCA) bridges the gap between deterministic and probabilistic approaches for risk assessment of complex systems. To develop a risk model,SCA evaluates systems behaviour in response to postulated accidents using deterministic approach to provide required information for the probabilistic model. A systematic framework is proposed in this article for extracting the front line systems success criteria. In this regard, available approaches are critically reviewed and technical challenges are discussed. Application of the proposed methodology is demonstrated on a typical Westinghouse-type nuclear power plant. Steam generator tube rupture is selected as the postulated accident. The methodology is comprehensive and general; therefore, it can be implemented on the other types of plants and complex systems. 展开更多
关键词 SUCCESS CRITERIA analysis probabilistic safety ASSESSMENT (psa) Deterministic safety ASSESSMENT (DSA) Thermo-hydraulics SGTR
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Field test and probabilistic analysis of irregular steel debris casualty risks from a person-borne improvised explosive device
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作者 Piotr W.Sielicki Mark G.Stewart +5 位作者 Tomasz Gajewski MichałMalendowski Piotr Peksa Hasan Al-Rifaie Robert Studzinski Wojciech Sumelka 《Defence Technology(防务技术)》 SCIE EI CAS CSCD 2021年第6期1852-1863,共12页
Person-borne improvised explosive devices(PBIEDs)are often used in terrorist attacks in Western countries.This study aims to predict the trajectories of PBIED fragments and the subsequent safety risks for people expos... Person-borne improvised explosive devices(PBIEDs)are often used in terrorist attacks in Western countries.This study aims to predict the trajectories of PBIED fragments and the subsequent safety risks for people exposed to this hazard.An explosive field test with a typical PBIED composed of a plastic explosive charge and steel nut enhancements was performed to record initial fragment behaviour,including positions,velocity,and trajectory angles.These data were used to predict the full trajectory of PBIED fragments using a probabilistic analysis.In the probabilistic analyses a probability of fatality or serious injury was computed.Based on the results presented,many practical conclusions can be drawn,for instance,regarding safe evacuation distances if a person were exposed to a suspected PBIED. 展开更多
关键词 Flying fragments Human safety Person-borne improvised explosive device experiment probabilistic analysis
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燃料路径PSA应用实践
7
作者 王明 郭丁情 +3 位作者 杨春菊 侯闻宇 张冰 王金凯 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第1期174-184,共11页
为评估核电厂受辐照燃料在操作和贮存过程中存在的安全风险,本研究采用概率安全分析(PSA)的方法,以始发事件分析为起始点,对事件序列分析等相关技术要素进行研究,并给出燃料路径中燃料损坏和放射性释放风险的定量分析结果及见解。研究... 为评估核电厂受辐照燃料在操作和贮存过程中存在的安全风险,本研究采用概率安全分析(PSA)的方法,以始发事件分析为起始点,对事件序列分析等相关技术要素进行研究,并给出燃料路径中燃料损坏和放射性释放风险的定量分析结果及见解。研究结果表明,燃料机械损坏频率高于燃料热力损坏频率约4个量级,但燃料机械损坏导致的潜在放射性释放后果要远小于燃料热力损坏。燃料热力损坏频率相对于堆芯损坏频率来说是较小的,但燃料热力损坏可能导致的潜在放射性物质释放量将会非常大,并伴有火灾、氢气爆炸等次生灾害发生。对于可能导致燃料热力损坏的始发事件,事故前期的缓解非常重要。通过对燃料厂房通风系统就地冷却机组的风机进行多样化设计,可以有效降低燃料热力损坏风险。 展开更多
关键词 燃料路径 概率安全分析 燃料损坏频率 放射性物质释放
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PSA技术在“华龙一号”核电机组运行优化中的应用研究
8
作者 张佶翱 陈国才 +5 位作者 况慧文 孔凡鹏 沙平川 潘延卿 魏兴 杨赟 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第5期1073-1078,共6页
本文将PSA模型分析应用于电站运行管理工作梳理中,提出了基于PSA风险见解的风险薄弱项查找方法与管理优化流程,并且在“华龙一号”运行机组上进行应用实践,提出并实施“应急硼注入系统管理优化”,“附加柴油机接入方式优化”两项重要的... 本文将PSA模型分析应用于电站运行管理工作梳理中,提出了基于PSA风险见解的风险薄弱项查找方法与管理优化流程,并且在“华龙一号”运行机组上进行应用实践,提出并实施“应急硼注入系统管理优化”,“附加柴油机接入方式优化”两项重要的管理与设计优化,研究表明,实施变更后机组功率运行内部事件一级PSA堆芯损伤频率降低约10%。本方法对于核电机组的PSA见解应用与运行安全提升,具有重要现实意义与推广价值。 展开更多
关键词 概率安全分析(psa) 风险见解 堆芯损伤频率(CDF) 核电机组(NPP) “华龙一号”(HPR1000)
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核电厂丧失全部给水事故下PSA成功准则研究
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作者 张盼 潘昕怿 +1 位作者 王业辉 吴鹏 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第5期1090-1095,共6页
为了分析核电厂发生丧失全部给水事故后的瞬态响应,用于支持概率安全分析成功准则的确定,本文以国产先进压水堆核电厂为研究对象,利用系统分析程序建立了电厂模型,研究了事故后电厂的瞬态特性,并开展了二次侧非能动余热排出系统(ASP)、... 为了分析核电厂发生丧失全部给水事故后的瞬态响应,用于支持概率安全分析成功准则的确定,本文以国产先进压水堆核电厂为研究对象,利用系统分析程序建立了电厂模型,研究了事故后电厂的瞬态特性,并开展了二次侧非能动余热排出系统(ASP)、操纵员动作时间、开启阀门数量的敏感性分析,得出如下结论:如果3列ASP系统有效,堆芯余热由ASP系统带出,能够维持堆芯冷却;如果仅1列ASP系统有效,操纵员至少有7 100 s来执行充排操作来实现堆芯冷却;如果所有ASP系统均失效,操纵员需要及时执行充排操作,且至少要手动开启2个稳压器安全阀或1个严重事故专用卸压阀来实现堆芯冷却。 展开更多
关键词 概率安全分析 丧失全部给水事故 成功准则
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核电站PSA分析中可靠性数据处理的贝叶斯方法 被引量:21
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作者 茆定远 薛大知 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第5期451-455,共5页
可靠性数据是进行核电站概率安全分析 (PSA)分析的一个非常重要的方面。对于一些运行时间较短的核电站而言,综合考虑同型电站的先验数据和本电站的运行数据是必不可少的。贝叶斯方法是进行这种数据处理方式的一种重要方法。在贝叶斯处... 可靠性数据是进行核电站概率安全分析 (PSA)分析的一个非常重要的方面。对于一些运行时间较短的核电站而言,综合考虑同型电站的先验数据和本电站的运行数据是必不可少的。贝叶斯方法是进行这种数据处理方式的一种重要方法。在贝叶斯处理中,必须确定先验分布的类型和分布参数。本文用数值计算的方法,得到了先验数据的分布参数。并将这种方法作为计算核心,形成贝叶斯处理程序 INETBAYES。利用大亚湾核电站一些特有数据,以同型电站的可靠性数据作为先验数据,用 INETBAYES数据对其进行了处理,并给出了处理后的结果。 展开更多
关键词 贝叶斯方法 可靠性数据 核电站 数据处理 psa
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适用于Living PSA的故障树求解方法 被引量:11
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作者 刘萍 吴宜灿 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第6期568-572,共5页
Living PSA是当前核电厂的安全分析与评价中最热点的问题之一。Living PSA实现中最为根本而又关键的问题是“速度”问题。在现有PSA方法的基础上,根据Living PSA的特性,设计了一种适用于Living PSA的故障树求解方法,即独立模块排序求解... Living PSA是当前核电厂的安全分析与评价中最热点的问题之一。Living PSA实现中最为根本而又关键的问题是“速度”问题。在现有PSA方法的基础上,根据Living PSA的特性,设计了一种适用于Living PSA的故障树求解方法,即独立模块排序求解法,并通过例子详细地说明了该方法实现过程。这个方法除了能快速地求解故障树以外,当故障树结构或故障树中部件可靠性模型或数据发生变化时能实时地求解故障树。 展开更多
关键词 概率风险评价 Livingpsa 故障树 独立模块 最小割集
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PSA中人因失误模型化研究 被引量:4
12
作者 戴立操 张力 鹏程 《中国安全科学学报》 CAS CSCD 北大核心 2010年第3期76-80,共5页
主要研究PSA模型如何考虑人因失误的影响,系统地提出如何在电厂系统模型中建立相对应的人因失误分析模型。利用事件树把系统故障和人因失误相结合的方法,探讨如何最大可能地真实描述事故后的操纵员行为,确定重要人因事件发展序列以及根... 主要研究PSA模型如何考虑人因失误的影响,系统地提出如何在电厂系统模型中建立相对应的人因失误分析模型。利用事件树把系统故障和人因失误相结合的方法,探讨如何最大可能地真实描述事故后的操纵员行为,确定重要人因事件发展序列以及根据系统响应确定合理可分析的人因题头,建立完整的人因失误模型化的体系,并以实例说明具体分析过程。此项研究能够较好地描述硬件可靠性和人因可靠性之间的关联关系,降低HRA出力并满足PSA对于事故后人员行为的概率分析需求。 展开更多
关键词 概率安全评价(psa) 人因失误 操纵员行为 模型化 案例研究
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安全大数据驱动的核电厂实时概率安全分析研究现状与发展前景
13
作者 周涛涛 刘彩霞 +1 位作者 王大林 张来斌 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期180-186,共7页
概率安全分析(PSA)是保障核电厂安全运行的关键方法之一,现有PSA方法多依靠有限的数据和专家经验开展静态的安全风险量化,难以精确反映核电厂运行阶段真实动态风险。核电厂运行过程中已实时收集并存储了大量可用来记录和描述系统安全状... 概率安全分析(PSA)是保障核电厂安全运行的关键方法之一,现有PSA方法多依靠有限的数据和专家经验开展静态的安全风险量化,难以精确反映核电厂运行阶段真实动态风险。核电厂运行过程中已实时收集并存储了大量可用来记录和描述系统安全状态的安全大数据,其信息提取和PSA融合需求迫切,本文对安全大数据在核电厂安全保障中的地位进行介绍,并分析总结安全大数据驱动的核电厂实时概率安全分析研究现状和发展前景。结果表明:安全大数据的应用有助于全面分析核电厂实时运行风险,将由安全大数据转换而来的安全信息与现有概率安全分析方法有机融合以实现准确可信的核电厂实时安全分析是未来重要方向。 展开更多
关键词 概率安全分析 实时安全评估 人工智能 安全大数据
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基于贝叶斯网络的HRA研究在舰船PSA中的应用 被引量:3
14
作者 闾晨光 浦金云 侯岳 《江苏科技大学学报(自然科学版)》 CAS 北大核心 2009年第5期377-382,共6页
通过分析概率安全评价对人因可靠性分析的本质需求,运用人为失误率预计技术与人的认知可靠性模型相结合的方法对概率安全评价中的人因事故进行分析计算,并针对传统事件树、故障树分析方法的局限性,采用了贝叶斯网络结构评估的方法将计... 通过分析概率安全评价对人因可靠性分析的本质需求,运用人为失误率预计技术与人的认知可靠性模型相结合的方法对概率安全评价中的人因事故进行分析计算,并针对传统事件树、故障树分析方法的局限性,采用了贝叶斯网络结构评估的方法将计算结果合理融入到整体中.通过舰船弹药库的起火实例分析说明了该方法的运用过程和有效性. 展开更多
关键词 概率安全评价 人因可靠性分析 贝叶斯网络 事件树 故障树
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基于自适应代理模型的非能动系统可靠性分析
15
作者 王晨阳 夏庚磊 +2 位作者 彭敏俊 徐青蓝 陈果 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期383-389,共7页
许多先进反应堆采用非能动设计来提高安全性,开展可靠性分析研究是推动其广泛应用的重要环节。由于非能动安全系统依赖于自然循环等物理法则实现系统功能,更容易受到不确定性因素的影响。热工水力过程失效是导致非能动系统失效的主要原... 许多先进反应堆采用非能动设计来提高安全性,开展可靠性分析研究是推动其广泛应用的重要环节。由于非能动安全系统依赖于自然循环等物理法则实现系统功能,更容易受到不确定性因素的影响。热工水力过程失效是导致非能动系统失效的主要原因,而传统的故障树等方法无法分析这类失效概率。本文通过热工水力结果训练代理模型,并基于自适应抽样策略有效减少热工水力程序调用次数,通过高度非线性测试函数验证了算法的计算效率,并应用于某一体化压水堆的非能动余热排出系统。计算结果表明:采用自适应克里金模型相比于传统蒙特卡罗与传统克里金模型方法具有更高的计算效率。 展开更多
关键词 非能动安全系统 可靠性 代理模型 概率安全分析 一体化压水堆 RELAP5 自适应抽样
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高放废液分离系统安全分析方法浅析
16
作者 刘建权 孟宪涛 +2 位作者 赵学延 韦萌 任丽丽 《化工管理》 2024年第19期57-60,共4页
高放废液集中了乏燃料中95%以上的放射性,其如何妥善处理处置是影响核燃料循环可持续发展的关键因素之一。中国提出的TRPO流程能够有效分离高放废液中的锕系元素和裂片元素,经过40余年的发展,目前已经具备了较好的工程化应用基础。然而... 高放废液集中了乏燃料中95%以上的放射性,其如何妥善处理处置是影响核燃料循环可持续发展的关键因素之一。中国提出的TRPO流程能够有效分离高放废液中的锕系元素和裂片元素,经过40余年的发展,目前已经具备了较好的工程化应用基础。然而,作为新型的核化工系统,对其安全分析方面的研究还较为欠缺。文章将基于对高放废液分离系统特点的分析,结合其他系统相关安全分析的实践和研究情况,对高放废液分离系统安全分析可以采取的方法路径进行了分析,并进一步对概率安全分析(PSA)的方法在高放废液分离系统应用的前景进行了展望。 展开更多
关键词 高放废液 TRPO流程 安全分析 概率安全分析(psa)
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核电厂地震PSA方法初探
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作者 高巍 徐磊磊 +1 位作者 李琳 张琴芳 《核电工程与技术》 2013年第1期7-12,共6页
本文首先参考Cornell提出的地震危险性概率分析(PSHA)方法计算了矩形震源对电厂的影响,其次对Ziong核电厂的地震PSA分析过程进行了技术复现和结果对比,利用蒙特卡罗方法计算了电厂易损度/脆弱性均值曲线,并与Zion电厂采用离散概... 本文首先参考Cornell提出的地震危险性概率分析(PSHA)方法计算了矩形震源对电厂的影响,其次对Ziong核电厂的地震PSA分析过程进行了技术复现和结果对比,利用蒙特卡罗方法计算了电厂易损度/脆弱性均值曲线,并与Zion电厂采用离散概率分布方法得到的曲线进行了对比.为地震PSA定量化方法的选取提供了参考见解。最后给出了地震PSA技术应用建议。 展开更多
关键词 地震psa 地震危险性概率分析 地震易损度 脆弱性分析
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核电站降低火灾导致热短路误动作的电路设计研究
18
作者 蒋戈凌 路进军 《电气应用》 2024年第8期23-29,共7页
针对核电站在火灾概率安全分析中热短路导致电路误动作的问题,通过研究火灾概率安全分析评估的电路失效分析方法、核电厂电气电路设计功能及电缆在火灾中的失效模式,结合工程设计实践,提出核电站电气电路设计降低热短路导致误动作的电... 针对核电站在火灾概率安全分析中热短路导致电路误动作的问题,通过研究火灾概率安全分析评估的电路失效分析方法、核电厂电气电路设计功能及电缆在火灾中的失效模式,结合工程设计实践,提出核电站电气电路设计降低热短路导致误动作的电路设计方法,并给出在核电站设计中应用的实施办法,以及通过该方法完成的电路设计优化实践案例。 展开更多
关键词 火灾概率安全分析 电路失效分析 热短路
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概率安全评价在主蒸汽隔离阀试验周期优化中的应用
19
作者 邹胜佳 《中国核电》 2024年第1期132-136,共5页
定期试验是为了确保核电厂构筑物、系统和设备的可靠性和可用性而设定的一项重要活动,而过于频繁的定期试验反而有可能会降低核电厂的安全性,同时又加重核电厂不必要的负担。概率安全评价技术已经在核工业界得到了广泛的应用,概率论与... 定期试验是为了确保核电厂构筑物、系统和设备的可靠性和可用性而设定的一项重要活动,而过于频繁的定期试验反而有可能会降低核电厂的安全性,同时又加重核电厂不必要的负担。概率安全评价技术已经在核工业界得到了广泛的应用,概率论与确定论相结合的风险指引型技术可以用来优化核电厂的定期试验周期,在保障核电厂具备足够安全性的前提下,够优化核电厂资源配置,提高监管和核电运行效率。本文基于美国核管会(NRC)的一系列导则,对方家山核电厂主蒸汽隔离阀部分关闭定期试验周期优化进行分析。分析表明,方家山主蒸汽隔离阀部分关闭定期试验周期从1个月延长至3个月是可行的,并最终到国家核安全局的批准。 展开更多
关键词 主蒸汽隔离阀 定期试验周期 概率安全评价
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AP1000与300MWe压水堆核电厂PSA中人员失误事件及其影响比较
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作者 仇永萍 胡军涛 《核电工程与技术》 2008年第1期40-43,共4页
本文基于AP1000概率风险评价(PICA)报告及300MWe压水堆核电厂PSA模型,首先分别给出两者功率运行工况下内部事件PSA模型中主要的人员失误事件并作简单对比,随后通过对两者的人员失误事件不同的取值考虑进行敏感性分析,得到几种人员... 本文基于AP1000概率风险评价(PICA)报告及300MWe压水堆核电厂PSA模型,首先分别给出两者功率运行工况下内部事件PSA模型中主要的人员失误事件并作简单对比,随后通过对两者的人员失误事件不同的取值考虑进行敏感性分析,得到几种人员失误概率(HEP)取值情况下的CDF值,从而对AP1000及300MWe核电厂PSA模型中人员失误事件影响的不同程度做出了总体的评估,并从一个侧面阐明了非能动核电厂设计的优越性。 展开更多
关键词 AP1000 300MWe核电厂 概率安全评价 人员失误事件 敏感性分析
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