基于Cholesky分解法的LHS放射性废物处置场安全不确定性分析 被引量：1

1

作者 赵润才 玉宇 陈涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期731-741,共11页

放射性废物处置是一项与国土环境、公众安全、核工业健康以及可持续发展有关的重大问题。安全全过程系统分析是保障放射性废物处置设施从选址、建设、运行到关闭后安全性的重要手段,不确定性分析是其中重要一环。环境变化、人员行为等... 放射性废物处置是一项与国土环境、公众安全、核工业健康以及可持续发展有关的重大问题。安全全过程系统分析是保障放射性废物处置设施从选址、建设、运行到关闭后安全性的重要手段,不确定性分析是其中重要一环。环境变化、人员行为等事前无法控制的外部因素都将对放射性废物处置设施的安全产生重大影响,需要对其进行不确定性评估。在放射性废物处置库的不确定性分析中,参数不确定性分析的计算过程相较于常见的蒙特卡罗模拟的运用场景,其涉及输入的随机参数多、运用模型庞杂,势必需求更小的抽样样本以减少运算时间、提高抽样效率。拉丁超立方抽样(LHS)是不确定性分析中常用的方法,但该方法应用于多维抽样时由于排序质量较低,使得小样本条件下的相关性要求不能得到满足。本文采用Cholesky分解法对拉丁超立方抽样过程中的排列构造过程进行了改进,通过对排列矩阵各行向量进行解耦,以最小化其各维度间的相关性。此改进方案显著降低了拉丁超立方抽样对样本相关性的影响,加速了计算结果的收敛速度。在本文的使用场景下,改进后的抽样方法只需要使用改进前所需样本规模的1/10,提高了计算效率。 展开更多

关键词 不确定性分析 Cholesky分解法 拉丁超立方抽样 放射性废物处置

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设备修复率对系统可靠性的影响研究 被引量：1

2

作者 玉宇 刘涛 +2 位作者 童节娟 赵军 张阿玲 《高技术通讯》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第8期840-844,共5页

采用蒙特卡罗模拟方法对高温气冷堆设备冷却水系统可靠性进行了分析,验证了计算模型的合理性,并进一步研究了系统可靠性随修复率的变化,以及不同修复率下系统失效的主要贡献因素。结果表明,随修复率增加,系统失效概率下降速率变缓,且系... 采用蒙特卡罗模拟方法对高温气冷堆设备冷却水系统可靠性进行了分析,验证了计算模型的合理性,并进一步研究了系统可靠性随修复率的变化,以及不同修复率下系统失效的主要贡献因素。结果表明,随修复率增加,系统失效概率下降速率变缓,且系统失效的主要贡献因素随修复率不同而发生变化:当修复率极低或不维修时为设备独立失效;随修复率增加,主要贡献因素过渡为设备共因运行失效;修复率进一步增加,设备共因需求失效成为主要贡献因素。分析认为,其原因是随修复率增加,故障设备被修复的概率增大,其再次投入的可能性也随之增加。 展开更多

关键词 蒙特卡罗模拟 修复率 系统可靠性 故障树 共因失效

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AP1000安全壳流动循环与热分层一维模型分析 被引量：1

3

作者 玉宇 张鹤 +5 位作者 单祖华 胡迎秋 王升飞 牛风雷 刘鑫 刚直 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第10期1803-1806,共4页

非能动安全壳冷却系统是先进大型压水堆AP1000核电厂的重要安全系统之一,该系统利用安全壳内及安全壳外空气流道中的自然循环过程将安全壳内的热量带至环境中,大空间内的循环与热分层现象对安全壳内的传热及流动特性具有重要影响。本文... 非能动安全壳冷却系统是先进大型压水堆AP1000核电厂的重要安全系统之一,该系统利用安全壳内及安全壳外空气流道中的自然循环过程将安全壳内的热量带至环境中,大空间内的循环与热分层现象对安全壳内的传热及流动特性具有重要影响。本文基于热分层理论,针对钢制安全壳内、外的自然循环过程,建立一维计算模型,在提高计算效率的基础上,得到安全壳内的温度分布,并与三维模型的计算结果进行了对比,验证了模型的合理性;同时得到了安全壳内压力及组分的分布。 展开更多

关键词 非能动安全壳 热分层 一维模型

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重要厂用水系统地震情况下可靠性分析

4

作者 玉宇 钱晓明 +2 位作者 吕雪峰 王升飞 牛风雷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第7期1192-1195,共4页

重要厂用水系统是核电厂重要的安全系统之一,其失效概率通常由系统可靠性分析获得。而地震情况下设备的失效概率是地震动峰值加速度的函数,且地震的发生又具有随机性,目前概率安全评价中传统的故障树分析方法对此种情况缺乏足够的处理... 重要厂用水系统是核电厂重要的安全系统之一,其失效概率通常由系统可靠性分析获得。而地震情况下设备的失效概率是地震动峰值加速度的函数,且地震的发生又具有随机性,目前概率安全评价中传统的故障树分析方法对此种情况缺乏足够的处理能力。本文采用蒙特卡罗模拟方法解决条件概率的问题,针对地震情况系统可靠性分析,提出了评价模型,并对核电厂重要厂用水系统进行了分析计算,得到地震情况下重要厂用水系统的年失效概率为1.46×10-4。计算结果与设备抗震性能数据符合,验证了分析模型的合理性。 展开更多

关键词 地震概率安全评价 系统可靠性 蒙特卡罗模拟 条件概率

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核电厂传统人员可靠性分析方法中引入班组因素的研究 被引量：11

5

作者 赵军 童节娟 +1 位作者 刘涛 玉宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第8期966-971,共6页

在核电厂等大型复杂系统中,人员干预行为通常以班组的协作来完成,而目前核电厂概率安全评价(PSA)采用的以人的失误率预测技术(THERP)和人的认知可靠性(HCR)方法为代表的人员可靠性分析(HRA)方法主要关注对个人绩效的影响,它们在评估核... 在核电厂等大型复杂系统中,人员干预行为通常以班组的协作来完成,而目前核电厂概率安全评价(PSA)采用的以人的失误率预测技术(THERP)和人的认知可靠性(HCR)方法为代表的人员可靠性分析(HRA)方法主要关注对个人绩效的影响,它们在评估核电厂主控室班组绩效时存在一定局限。本文定义一种新的绩效形成因子"班组绩效形成因子(TPSF)",并将其合理地引入THERP和HCR方法的定量化体系中,使它们可在一定程度上体现班组环境对人员绩效的影响。文章提出了TPSF等级的评价方法及将其引入THERP和HCR方法的定性实施框架。结果证明,合理地将班组因素引入传统HRA方法能改进它们对班组环境下人员绩效模化的合理性。 展开更多

关键词 班组 绩效形成因子 人的失误率预测技术 人的认知可靠性

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基于故障树分析的AP1000非能动余热排出系统的设计与优化 被引量：6

6

作者 钱晓明 陆道纲 玉宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第8期927-930,共4页

非能动余热排出(PRHR)系统是AP1000核电站重要安全系统之一。采用故障树方法对该系统可靠性进行评价,得到系统可能失效机理,并运用Risk Spectrum软件进行定量分析,得出系统失效概率约为9.215×10-5。结果表明,余热排出热交换器入口... 非能动余热排出(PRHR)系统是AP1000核电站重要安全系统之一。采用故障树方法对该系统可靠性进行评价,得到系统可能失效机理,并运用Risk Spectrum软件进行定量分析,得出系统失效概率约为9.215×10-5。结果表明,余热排出热交换器入口管线上电动阀失效关闭是导致系统失效的最主要因素。基于计算结果提出两种方法对系统进行优化:1)在另一回路增加同样1套PRHR系统;2)在原有系统基础上增加一PRHR热交换器。通过故障树分析计算,并分别从系统可靠性、复杂性、经济性等方面对两种方法进行比较发现,方法2更具可行性,建议工程上采用此方法对系统进行优化。 展开更多

关键词 系统可靠性 AP1000 非能动余热排出系统 故障树

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密度锁内分区模型研究 被引量：1

7

作者 王升飞 阎昌琪 +2 位作者 闫修平 玉宇 牛风雷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期264-267,共4页

通过实验研究流速对密度锁内温度场和分层的影响,并建立了分区模型。研究结果表明:密度锁可分为混合区、分层区和恒温区,其中分层区又可分为强分层与弱分层,分层界面则位于混合区与分层区之间。此外,本文还将密度锁内温度场分为5类,其中... 通过实验研究流速对密度锁内温度场和分层的影响,并建立了分区模型。研究结果表明:密度锁可分为混合区、分层区和恒温区,其中分层区又可分为强分层与弱分层,分层界面则位于混合区与分层区之间。此外,本文还将密度锁内温度场分为5类,其中第2类温度场最好,是密度锁正常工作时的最佳选择。 展开更多

关键词 非能动设备 密度锁 分区模型 强分层 弱分层

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碳化硅复合包壳稳态应力与失效概率分析 被引量：1

8

作者 郝祖龙 易柏全 +1 位作者 王升飞 玉宇 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第4期810-817,共8页

碳化硅(SiC)复合包壳是未来轻水堆耐事故燃料包壳候选方案之一。以三层和双层结构SiC包壳为研究对象,研究了稳态工况下SiC包壳的应力分布及失效概率估算问题。基于线弹性力学理论和材料辐照肿胀特性,考虑包壳内外压力差、径向温度梯度... 碳化硅(SiC)复合包壳是未来轻水堆耐事故燃料包壳候选方案之一。以三层和双层结构SiC包壳为研究对象,研究了稳态工况下SiC包壳的应力分布及失效概率估算问题。基于线弹性力学理论和材料辐照肿胀特性,考虑包壳内外压力差、径向温度梯度与辐照肿胀三种因素,并引入SiC复合材料假塑性行为,经合理简化后给出了适用于多层结构的包壳应力分布通用模型,通过比较模型解析解与数值模拟结果,验证了多层包壳应力计算模型的有效性。同时讨论了SiC复合包壳的层厚比对材料应力分布的影响。采用Weibull分布模型对寿期末高燃耗工况下的SiC包壳失效概率进行了估算,结果表明,双层SiC包壳的失效概率最低可达10^(-12),明显低于三层SiC包壳的失效概率,有助于SiC结构优化。同时,也验证了停堆工况时的环向和轴向应力激增。 展开更多

关键词 压水堆 碳化硅包壳 复合材料 应力分布 失效概率

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非能动安全壳局部分层及分区计算研究

9

作者 王升飞 王晔云 +3 位作者 郝祖龙 玉宇 吕雪峰 牛风雷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期891-895,共5页

搭建小型非能动钢制安全壳台架,以蒸汽为工质,通过实验研究破口事故下非能动安全壳内的环流与热分层现象。结果表明:不同的喷射流量下,安全壳内均存在分层现象;分层属于局部分层而非大空间整体分层。对当前国内外常用的安全壳计算程序... 搭建小型非能动钢制安全壳台架,以蒸汽为工质,通过实验研究破口事故下非能动安全壳内的环流与热分层现象。结果表明:不同的喷射流量下,安全壳内均存在分层现象;分层属于局部分层而非大空间整体分层。对当前国内外常用的安全壳计算程序进行对比分析,并结合实验研究结果,提出一种根据壳内传热和流动的特点进行分类分区,然后再各自建立模型进行计算的新方法。 展开更多

关键词 非能动安全壳 局部分层 分区计算

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地震下非能动堆芯冷却系统可靠性分析 被引量：1

10

作者 庞博 玉宇 汪彬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期896-903,共8页

地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统(PXS)能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度(PGA)为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率... 地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统(PXS)能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度(PGA)为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献,并与《AP1000概率安全分析报告》中的抗震裕量分析(SMA)方法的结果进行比较,分析部件的抗震能力。结果表明:本文方法计算的条件失效概率和各部件对系统失效的贡献与SMA方法的结果基本相符。本文方法可为AP1000等非能动核电站的安全分析提供参考。 展开更多

关键词 非能动堆芯冷却系统 可靠性分析 条件概率

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网络攻击下安全级仪控系统人因失误风险分析初探 被引量：2

11

作者 郝祖龙 袁睿 +1 位作者 郝琦 玉宇 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第4期959-967,共9页

为研究网络攻击下人因失误对核电站安全级仪控系统的风险影响,在传统概率安全评价模型基础上引入网络攻击要素,采用情境分析并结合核电厂应急运行规程研究了一种网络攻击下安全级仪控系统人因失误风险分析方法。简要分析了网络攻击可能... 为研究网络攻击下人因失误对核电站安全级仪控系统的风险影响,在传统概率安全评价模型基础上引入网络攻击要素,采用情境分析并结合核电厂应急运行规程研究了一种网络攻击下安全级仪控系统人因失误风险分析方法。简要分析了网络攻击可能引发的操纵员失误行为,并给出相应人误风险分析方法及流程。以丧失二回路冷源为例,从人因失误角度定性分析了网络攻击导致的操纵员作业失误风险,建立了相应的人因失误风险故障树模型,并比较了不同人因失误概率下的事故发生概率。初步结果表明,人因在被明显误导的状况下,对应事故概率不可忽略,通过提高操纵员对网络攻击的认知能力可有效降低事故概率水平。 展开更多

关键词 核电厂 数字化仪控系统 网络攻击 人因失误 故障树

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地下核电站可行性分析及基于MCDA技术的优选

12

作者 齐厚博 牛风雷 +1 位作者 玉宇 王升飞 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期147-152,共6页

将核电站建于地下,不仅可充分利用土地资源,节约成本,还能更好地利用其非能动安全性,同时避免了在发生严重核事故时放射性物质向大气中的扩散,提高核电站的安全性。本文介绍了4种不同地下核电站设计方案,从不同角度分析了各方案的可行性... 将核电站建于地下,不仅可充分利用土地资源,节约成本,还能更好地利用其非能动安全性,同时避免了在发生严重核事故时放射性物质向大气中的扩散,提高核电站的安全性。本文介绍了4种不同地下核电站设计方案,从不同角度分析了各方案的可行性,并对可行方案使用多判据决策分析技术,从核电站的安全性、经济效益、对环境的影响、施工的难易程度等方面进行综合评定后选出最优方案,从而综合、全面地考评了地下核电站这一新的核电设计构想。 展开更多

关键词 地下核电站 可行性 多判据决策分析

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堆芯补水箱地震易损性分析

13

作者 鄂万江 玉宇 +1 位作者 王鹏飞 彭礼韬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第1期132-139,共8页

本文采用有限元软件ANSYS建立AP1000核电站堆芯补水箱(CMT)三维有限元模型,通过模态分析获得其结构特征,采用时程分析法较为真实地模拟CMT地震下响应。通过地震易损性数学模型,对CMT的各项易损性参数进行分析,获得了其抗震能力中值A_m... 本文采用有限元软件ANSYS建立AP1000核电站堆芯补水箱(CMT)三维有限元模型,通过模态分析获得其结构特征,采用时程分析法较为真实地模拟CMT地震下响应。通过地震易损性数学模型,对CMT的各项易损性参数进行分析,获得了其抗震能力中值A_m、随机性标准差β_R以及不确定性标准差β_U,计算出其高置信度低失效概率(HCLPF)值。结果表明:CMT的HCLPF值明显高于设计安全停堆地震强度0.3g,说明其具有较高的抗震能力,且HCLPF值略高于采用确定论方法得到的值。对易损性参量误差敏感性分析发现β_R取值变化对CMT的条件失效概率和HCLPF值影响较小,可简化部分随机性误差的考虑,使得易损性分析更简洁。 展开更多

关键词 堆芯补水箱 地震 易损性 敏感性

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多堆厂址始发事件分析探讨

14

作者 冯琬昕 徐志新 +2 位作者 玉宇 刘灌钰 彭礼韬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第11期2043-2047,共5页

多堆厂址一级概率安全评价(PSA)研究中,机组数目的增加使得建模工作量剧增,给整个核电厂的风险评估带来困难。结合已有基础,本文研究了多堆厂址始发事件分析的筛选方法,提出利用堆芯损伤频率(CDF)上下限值评估方法,分析厂址内不同机组... 多堆厂址一级概率安全评价(PSA)研究中,机组数目的增加使得建模工作量剧增,给整个核电厂的风险评估带来困难。结合已有基础,本文研究了多堆厂址始发事件分析的筛选方法,提出利用堆芯损伤频率(CDF)上下限值评估方法,分析厂址内不同机组数对厂址CDF的影响。结果表明,双机组厂址适合优先进行具体分析。针对双机组核电站,对多堆厂址内各始发事件进行筛选。结果表明,丧失厂外电、丧失热阱等事件适合建模分析,并对其他筛选结果给出后续分析建议,为多堆厂址一级PSA后续事故序列建模工作提供了重要基础。 展开更多

关键词 多机组核电厂 概率安全评价 始发事件 堆芯损伤

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红绿黄灯的联想

15

作者 玉宇 《武汉金融》 1986年第1期10-,共1页

在市区十字路口,常见民警台用红、绿、黄灯指挥来往车辆。红灯亮。行中、左道车辆禁行;绿灯明,畅通无疑;黄灯显,一切车辆禁止通行。从而,红绿黄三灯便成了车辆禁通与放行的标记。行车遇红灯,司机们都会自觉地刹车,等绿灯亮才开车通过,... 在市区十字路口,常见民警台用红、绿、黄灯指挥来往车辆。红灯亮。行中、左道车辆禁行;绿灯明,畅通无疑;黄灯显,一切车辆禁止通行。从而,红绿黄三灯便成了车辆禁通与放行的标记。行车遇红灯,司机们都会自觉地刹车,等绿灯亮才开车通过,要是司机‘闯’了红灯,值班民警必绳之以法,轻者教育,重者罚款,屡教不改还会被开除‘司机籍’。就这几条,到也把那些‘大小轮子’协调得服服贴贴。这简单的行车要求和交通管理规则,倒使我联想起当前的基本建设,虽也有所控制,但就是难以从根本上‘治’下来;甚至个别地方,战线越拉越长,计划外投资越压越多,大有‘百花争艳’之势,这于我国现阶段的财力极不适应。究其原因甚多,但有两点可以‘肯定’这些地方和部门不从国家全局出发,‘千方百计’地搞着超负荷投资、计划外基建,他们面对红灯。 展开更多

关键词 绿黄灯 禁止通行 值班民警 来往车辆 行车要求 计划外投资 管理规则 三灯 红绿 行中

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MCNP与GEANT4应用于随钻方位伽马测井仪探测性能对比 被引量：1

16

作者 彭礼韬 张立国 +1 位作者 郝琦 玉宇 《测井技术》 CAS 2021年第3期267-272,共6页

MCNP作为一款通用粒子输运模拟软件,常用于核测井仪器开发过程中。但MCNP在使用过程中其建模方法在某些情况下略显复杂或难以实现,在中国也难以获取授权,因此,需要寻找另外的蒙特卡罗模拟软件作为补充。GEANT4是一款采用面向对象技术构... MCNP作为一款通用粒子输运模拟软件,常用于核测井仪器开发过程中。但MCNP在使用过程中其建模方法在某些情况下略显复杂或难以实现,在中国也难以获取授权,因此,需要寻找另外的蒙特卡罗模拟软件作为补充。GEANT4是一款采用面向对象技术构建的蒙特卡罗程序包,在核测井领域还没有得到广泛使用。采用GEANT4和MCNP建立随钻方位伽马测井仪器模型进行模拟,分别测量反映仪器性能指标的几个响应特征并对测量结果进行对比。对比分析表明,GEANT4的模拟计数结果和输出能谱与MCNP均符合较好,仪器性能结果分析基本一致,证明将GEANT4应用到核测井领域是可行的。 展开更多

关键词 方位伽马 性能响应特征 MCNP GEANT4 测井

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