核电厂临时设备投运人员可靠性评估模型

来源 :核动力工程 | 被引量 : 0次 | 上传用户:rain12345
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
核电厂临时设备作为严重事故缓解的重要设施,其接入工序大多较为复杂.为了分析核电厂人员在临时设备投运时的可靠性,通过研究福岛核事故后改进项所增设临时设备接入行为的特征,基于人因失误模式和影响分析,定义人因失误发生概率、人因失误影响程度、人因失误可恢复概率为风险因子,结合专家评价与模糊语言理论提出一种临时设备投运人员可靠性评估模型.以全厂断电事故下移动电源的接入任务为例,应用所建模型获得了该任务中的人误模式重要度排序及合理的风险见解,验证了模型的可行性.
其他文献
在压水堆核电厂蒸汽发生器的在役检查和维修中,需要使用蒸汽发生器模拟体,预先对检修工器具进行调试、验证以及人员的培训.基于蒸汽发生器模拟体的功能需求和设计要求,研制了
反应堆压力容器(RPV)的辐照脆化问题是核安全的重中之重,影响到核电厂的安全性、经济性与公众信心.介绍了传统RPV辐照监督方案,讨论了现行技术的局限性,梳理了RPV辐照监督无
基于Mathematica7.0为熔盐堆(MSR)主回路系统建立了一套含流动项及在线去除功能的氙(135Xe)的动态分布数值分析程序,针对2 MW MSR的一种设计方案,分析了不同流量、不同启停堆
基于类三角形堆芯子通道超临界水传热不均匀性试验,建立棒径为8 mm、栅距比为1.2~1.4的超临界水冷堆(SCWR)类三角形堆芯子通道物理模型,研究通道内超临界水传热不均匀性,分析
通过分析CPR 1000上充泵水力性能试验,发现导流体进口面积较大是轴功率偏高的主要原因,采取在各级导流体进口隔舌处焊接筋板的措施来改善上充泵水力性能.同时,借助有限元软件
在元件生产过程中,不合格的含铀物料种类多、存量大,为了提高铀的可利用率,满足日益增多燃料元件生产任务所需物料的稳定供给,需要进行铀回收.本实验研究了将U3Si2粉末先煅烧
研究堆燃料元件在安全转移至乏燃料贮存水池前,需对其进行破损检测。目前的检测方法耗时长,难以对具体的破损对象快速判定。本文提出一种破损乏燃料元件快速排查法,该方法能
液态熔盐堆堆芯系统具有非线性、时变性等特点,模糊比例积分微分(PID)控制技术因初始论域不能跟随误差变化而伸缩,使得系统的控制精度降低,故设计了一种基于变论域模糊PID控
为了承接英国核电项目建设,核电项目的核安全审查和执照申请须首先通过英国核监管办公室(ONR)的通用设计审查(GDA).GDA主要基于ONR发布的审查导则—安全评估原则/技术评估指
对燃料组件事故动力分析的流程、燃料组件轴向模型以及横向排模型建立方法、轴向和横向事故动力响应计算方法、格架作用力和导向管应力计算方法进行了研究。基于有限元软件AN