检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2011年第4期45卷 430-435页

作者：刘萍萍张宁中科华核电技术研究院有限公司广东深圳518026

文章阐述了概率安全评价(PSA)与严重事故分析之间的关系,介绍了PSA在严重事故预防与缓解措施分析中的应用过程与方法,通过PSA分析,发现了核电厂严重事故预防与缓解的薄弱环节,提出相应的改进措施,并从核安全风险角度对这些措施的有效性... 详细信息

文章阐述了概率安全评价(PSA)与严重事故分析之间的关系,介绍了PSA在严重事故预防与缓解措施分析中的应用过程与方法,通过PSA分析,发现了核电厂严重事故预防与缓解的薄弱环节,提出相应的改进措施,并从核安全风险角度对这些措施的有效性进行评价。文章结合CPR1000机组严重事故预防与缓解措施的研究,说明了PSA在严重事故研究中的应用。

关键词：概率安全评价严重事故预防与缓解有效性评价改进措施

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概率安全评价软件RiskA中的非逻辑处理方法

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原子能科学技术 2010年第8期44卷 969-973页

作者：李亚洲胡丽琴袁润吴宜灿中国科学院等离子体物理研究所安徽合肥230031 中国科学技术大学安徽合肥230026

非单调关联系统广泛存在于实际工程应用中,传统针对单调系统的处理方法不适合于这类系统的处理。因此,如何处理针对非单调关联系统所建立的模型成为概率安全评价软件研发面临的问题之一。本工作在调研一些国际流行概率安全评价软件非逻... 详细信息

非单调关联系统广泛存在于实际工程应用中,传统针对单调系统的处理方法不适合于这类系统的处理。因此,如何处理针对非单调关联系统所建立的模型成为概率安全评价软件研发面临的问题之一。本工作在调研一些国际流行概率安全评价软件非逻辑处理方法的基础上,探讨了非逻辑求解难点,基于RiskA的数据结构,设计并实现了非逻辑处理模块,并通过例题验证了RiskA软件非逻辑处理模块的正确性和可靠性。

关键词：概率安全评价非逻辑非单调关联系统

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池式钠冷快堆放射性释放风险概率安全评价事件树分析

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原子能科学技术 2020年第7期54卷 1228-1234页

作者：杨鹏喻宏胡文军中国原子能科学研究院北京102413

池式钠冷快堆的安全特性和放射性释放机制与压水堆有着显著不同,在核安全新要求下,亟待开展放射性释放风险概率安全评价(PSA)研究。本文以池式钠冷快堆为研究对象,通过分析放射性来源、包容边界及破坏包容边界完整性的严重事故现象,确... 详细信息

池式钠冷快堆的安全特性和放射性释放机制与压水堆有着显著不同,在核安全新要求下,亟待开展放射性释放风险概率安全评价(PSA)研究。本文以池式钠冷快堆为研究对象,通过分析放射性来源、包容边界及破坏包容边界完整性的严重事故现象,确定了池式钠冷快堆大量放射性释放的主要位置和释放模式,构建分析了放射性释放事件树。本文分析结果可为进一步开展池式钠冷快堆放射性释放风险PSA提供参考。

关键词：钠冷快堆概率安全评价放射性释放二级PSA

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西安脉冲堆满功率运行工况内部始发事件一级概率安全评价

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原子能科学技术 2017年第9期51卷 1617-1624页

作者：王宝生沈志远唐秀欢朱磊单建强西北核技术研究所陕西西安710024 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

针对西安脉冲堆(XAPR)2 MW满功率运行工况,建立了内部始发事件一级概率安全评价(PSA)模型,对始发事件识别、事故序列分析及可靠性数据处理等进行了研究。应用小事件树-大故障树方法,在Risk Spectrum平台上完成XAPR堆芯损伤事故序列的定... 详细信息

针对西安脉冲堆(XAPR)2 MW满功率运行工况,建立了内部始发事件一级概率安全评价(PSA)模型,对始发事件识别、事故序列分析及可靠性数据处理等进行了研究。应用小事件树-大故障树方法,在Risk Spectrum平台上完成XAPR堆芯损伤事故序列的定量分析。结果表明,XAPR内部事件导致的堆芯损伤频率(CDF)为4.14×10^(-6)/(堆·年),对CDF贡献最大的为堆水池堆芯高度处大破口失水事故,支配性事故序列是大破口失水事故后紧急排水系统失效。研究结果证明XAPR具有较高的安全性。

关键词：概率安全评价西安脉冲堆堆芯损伤频率可靠性

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概率安全评价的方法及当前进展

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中华放射医学与防护杂志 2002年第3期22卷 225-226页

作者：安晶刚中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所北京100088

概率安全评价（PSA）的应用可以追溯到上个世纪50年代，应用于美国太空总署（NASA）的阿波罗登月计划，1961年，美国贝尔实验室的H. A. Watson发展PSA的故障树方法，将其应用于“民兵”导弹的发射控制系统的评估中，并获得成功。1972年... 详细信息

概率安全评价（PSA）的应用可以追溯到上个世纪50年代，应用于美国太空总署（NASA）的阿波罗登月计划，1961年，美国贝尔实验室的H. A. Watson发展PSA的故障树方法，将其应用于“民兵”导弹的发射控制系统的评估中，并获得成功。1972年，PSA分析第1次应用于核电站设施上，里程碑式的报告就是发表于1975年的WASH－1400，分别用于一个轻水堆和一个压水堆，开创了对于大型设备的安全进行定量化描述的阶段。PSA用于工业辐照设备的安全分析开始于90年代初，近年来取得较大发展。

关键词：辐射防护故障树综述概率安全评价

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概率安全评价在卫生保健领域的应用及前景

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中华放射医学与防护杂志 2010年第5期30卷 624-627页

作者：宋颖岳保荣中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所北京100088

概率安全评价（probabilistic safety assessment,PSA）技术的发展始于20世纪50年代,1961年概率安全评价中的故障树方法首次应用于美国导弹发射控制装置,并获得成功.

关键词：概率安全评价卫生保健应用控制装置导弹发射故障树

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百万千瓦级核电厂停堆工况下的概率安全评价

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核动力工程 2012年第3期33卷 74-78页

作者：赵博李晓明李琳中核集团中国核电工程有限公司北京100840

对百万千瓦级核电厂停堆运行事故进行内部事件1级概率安全评价(PSA),根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历余热排出系统(RRA)低运行区间(LOI-RRA)水位对电厂风险水平构成的影响;同时采用事故系列先兆标准电厂风险分析模型人... 详细信息

对百万千瓦级核电厂停堆运行事故进行内部事件1级概率安全评价(PSA),根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历余热排出系统(RRA)低运行区间(LOI-RRA)水位对电厂风险水平构成的影响;同时采用事故系列先兆标准电厂风险分析模型人员可靠性分析(SPAR-H)方法进行人员可靠性分析,评价其定量化结果的适用性。分析结果表明,停堆工况下的电厂风险不可忽视,在停堆工况下的事故规程有待完善之处,冷停堆工况下由LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加,人因失误是造成停堆高风险的关键因素。

关键词：概率安全评价核电厂停堆工况 LOI-RRA水位

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AP1000非能动余热排出系统可靠性与概率安全评价模型的融合

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核动力工程 2017年第6期38卷 9-13页

作者：郭海宽赵新文蔡琦张永发黄丽琴海军工程大学核能科学与工程系武汉430033 南昌航空大学材料科学与工程学院南昌330063

研究AP1000非能动余热排出系统可靠性,应用重要度和敏感性指标全面详细地分析系统设备可靠性,得到导致系统失效的设备各种失效模式的重要度和敏感性排序结果;整合了系统设备可靠性与物理过程可靠性,将整体可靠性融合进概率安全评价模型... 详细信息

研究AP1000非能动余热排出系统可靠性,应用重要度和敏感性指标全面详细地分析系统设备可靠性,得到导致系统失效的设备各种失效模式的重要度和敏感性排序结果;整合了系统设备可靠性与物理过程可靠性,将整体可靠性融合进概率安全评价模型。分析结果表明:研究非能动余热排出系统可靠性时不仅需要分析其设备可靠性,还应该重点考虑系统物理过程可靠性,应整合两种可靠性并将系统整体可靠性融合进概率安全评价模型,综合分析非能动余热排出系统可靠性。

关键词：设备可靠性物理过程可靠性概率安全评价非能动余热排出系统

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核电站严重事故后果概率安全评价方法研究

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原子能科学技术 2015年第3期49卷 480-484页

作者：王晗丁朱姚瑶杨英豪杨志超苏州热工研究院有限公司广东深圳518000

核电站严重事故后果概率安全评价(PSA)是采用概率论的方法对核电站放射性后果进行分析,并定量给出放射性物质对核电站周围公众的健康效应影响。以国内某压水堆核电站为参考厂址,建立合适的场外后果分析模型。采用分层抽样方法对参考厂... 详细信息

核电站严重事故后果概率安全评价(PSA)是采用概率论的方法对核电站放射性后果进行分析,并定量给出放射性物质对核电站周围公众的健康效应影响。以国内某压水堆核电站为参考厂址,建立合适的场外后果分析模型。采用分层抽样方法对参考厂址1a的气象数据进行抽样,源项和释放特征等数据取自二级PSA的研究结果。利用事故后果评价程序对核电站严重事故后果进行计算,并用概率论方法对结果进行评估。通过计算将各事故和事故谱的场外个人剂量表示为CCDF曲线和总频率-剂量曲线,再用概率论方法得到不同距离处个人剂量超过指定剂量的条件概率;也可用此方法对确定烟羽应急计划区的安全准则中所描述的"大多数严重事故序列"进行量化。

关键词：核电站严重事故后果概率安全评价

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大亚湾核电站全厂断电事故及第5台应急柴油机的概率安全评价

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核动力工程 2004年第4期25卷 324-327页

作者：王朝贵郭建兵中国核动力研究设计院大亚湾核电站广东深圳518124

对大亚湾核电站全厂断电事故(SBO)及第5台应急柴油机改进项目进行了概率安全评价(PSA),给出了电源不可恢复因子的计算方法,并对第5台应急柴油机的接入时间进行了敏感性分析。研究结果表明,全厂断电引起的堆芯损坏频率(CDF)较大,增加第5... 详细信息

对大亚湾核电站全厂断电事故(SBO)及第5台应急柴油机改进项目进行了概率安全评价(PSA),给出了电源不可恢复因子的计算方法,并对第5台应急柴油机的接入时间进行了敏感性分析。研究结果表明,全厂断电引起的堆芯损坏频率(CDF)较大,增加第5台柴油机对降低堆芯损伤风险有明显的好处,而该台柴油机接入时间的长短对降低堆芯损坏频率有较大影响。

关键词：概率安全评价全厂断电应急柴油机堆芯损坏频率电源不可恢复因子

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