IDHEAS-ECA方法在核电厂严重事故下人员可靠性分析中的应用

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作者 张佳佳 张明珠 +3 位作者 种毅敏 宫宇 钱鸿涛 依岩 《原子能科学技术》 北大核心 2026年第1期205-213,共9页

严重事故下的人员可靠性分析(HRA)是二级概率安全分析(PSA)的关键技术要素和难点。由于严重事故下人员心理多变、组织协调复杂、缺少模拟培训等,国际上很少有适用的HRA模型。近年来国内核工业界积极探索严重事故下的HRA,但所用模型和方... 严重事故下的人员可靠性分析(HRA)是二级概率安全分析(PSA)的关键技术要素和难点。由于严重事故下人员心理多变、组织协调复杂、缺少模拟培训等,国际上很少有适用的HRA模型。近年来国内核工业界积极探索严重事故下的HRA,但所用模型和方法适用性欠佳。2022年,美国核管会推出适用于全部风险指引监管活动的事件和状态评估综合人因事件分析(IDHEAS-ECA)方法,为相关研究指明方向。本文对IDHAES-ECA方法进行了研究和凝练,提出了严重事故下HRA需要特殊考虑的绩效影响因子(PIF)。以某华龙一号核电厂严重事故下一回路注水为案例,应用IDHEAS-ECA方法开展了定量化分析,同时采用国内常用的SPAR-H方法与IDHEAS-ECA方法结果进行对比和讨论。分析表明,SPAR-H方法现有模型由于其固有缺陷,且无实证数据支撑,无法适用于严重事故下的HRA,而IDHEAS-ECA方法由于其完善的PIF和认知模型,更能适应当下工程项目全范围PSA的应用需求,也代表当前国际最新的认知水平。本研究可为核电工程项目和核安全领域采用IDHAES-ECA方法提供借鉴。 展开更多

关键词 核电厂 人员可靠性分析 概率安全分析 事件和状态评估综合人因事件分析 绩效影响因子

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核电厂人因可靠性数据库研究

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作者 张佳佳 宫宇 +2 位作者 钱鸿涛 肖军 依岩 《核科学与工程》 北大核心 2026年第1期187-193,共7页

人的因素对核电安全运行的重要作用受到业界广泛关注。核电厂事件报告、状态报告,以及日常模拟机培训记录等包含大量人因相关数据,是人因可靠性数据库的主要来源。对人因可靠性数据库的来源和用途进行了介绍,对美国、韩国等国家人因可... 人的因素对核电安全运行的重要作用受到业界广泛关注。核电厂事件报告、状态报告,以及日常模拟机培训记录等包含大量人因相关数据,是人因可靠性数据库的主要来源。对人因可靠性数据库的来源和用途进行了介绍,对美国、韩国等国家人因可靠性数据库采集实践进行了研究和对比,总结了国内人因可靠性数据库的采集情况,并针对后续国内人因可靠性数据的建立和应用给出建议。 展开更多

关键词 核电厂 人因可靠性 数据库 概率安全分析

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钠冷快堆钠火概率安全评价方法研究 被引量：6

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作者 宋维 钱鸿涛 +2 位作者 杨红义 张春明 左嘉旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第11期2041-2045,共5页

钠火事故是钠冷快堆的典型和特有事故,且很可能是反应堆总风险的主要贡献因素之一。本文在介绍钠火事故特点的基础上,研究使用概率安全分析评价钠冷快堆钠火风险的方法。以中国实验快堆反应堆大厅钠火事故为实例,计算得到反应堆大厅钠... 钠火事故是钠冷快堆的典型和特有事故,且很可能是反应堆总风险的主要贡献因素之一。本文在介绍钠火事故特点的基础上,研究使用概率安全分析评价钠冷快堆钠火风险的方法。以中国实验快堆反应堆大厅钠火事故为实例,计算得到反应堆大厅钠火导致的堆芯损坏频率为1.19×10-8/(堆·年)。在此基础上进一步讨论目前钠火概率安全评价中尚需研究的关键问题。 展开更多

关键词 钠冷快堆 钠火 堆芯损坏频率 钠火概率安全评价

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池式快堆系统分析软件稳态功能开发 被引量：7

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作者 陆道纲 隋丹婷 +2 位作者 任丽霞 钱鸿涛 田璐 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第4期422-428,共7页

针对目前我国快堆系统分析软件主要采用国外引进方式而导致难以掌握核心物理模型的现状,以中国实验快堆(CEFR)为研究和建模对象,基于中子动力学模型、堆芯及其热钠池模型、中间热交换器模型、一回路和中间回路热量传输系统模型、三回路... 针对目前我国快堆系统分析软件主要采用国外引进方式而导致难以掌握核心物理模型的现状,以中国实验快堆(CEFR)为研究和建模对象,基于中子动力学模型、堆芯及其热钠池模型、中间热交换器模型、一回路和中间回路热量传输系统模型、三回路模型等,自主开发了基于Compaq Visual Fortran(CVF)的适用于稳态计算的池式快堆系统分析软件SAC-CFR。通过与中国实验快堆安全分析报告中数据进行对比,验证了所开发模型的精度,为下一步瞬态模型的开发及控制和保护系统的开发做准备。 展开更多

关键词 SAC-CFR 系统分析 中国实验快堆

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AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定 被引量：2

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作者 毛欢 钱鸿涛 +1 位作者 阙骥 付陟玮 《上海交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第S1期75-78,共4页

针对AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定进行了总体研究.首先分析了AP1000核电厂设备鉴定的环境条件、鉴定合格期限、事故后可运行时间等基本要素,随后在环境鉴定、抗震鉴定和电磁兼容性鉴定三个方面分析了AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定... 针对AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定进行了总体研究.首先分析了AP1000核电厂设备鉴定的环境条件、鉴定合格期限、事故后可运行时间等基本要素,随后在环境鉴定、抗震鉴定和电磁兼容性鉴定三个方面分析了AP1000核电厂1E级仪表的设备鉴定.环境鉴定方面主要分析了所参考的标准、鉴定要求和所采取的试验项目.抗震鉴定方面分析了所参考的标准,不同设备、不同标高需满足的抗震响应谱要求.电磁兼容性鉴定方面分析了所参考的标准、发射试验和抗扰度试验的具体要求.研究表明,AP1000核电厂的1E级仪表鉴定对试验要求、试验方法等都提出了更高的要求. 展开更多

关键词 AP1000 核电厂 1E级仪表 设备鉴定

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中国实验快堆1台一回路泵切除试验计算模拟与分析 被引量：2

6

作者 张熙司 胡文军 +1 位作者 李政昕 钱鸿涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期283-287,共5页

为检验中国实验快堆(CEFR)发生1台一回路泵切除事件时的安全性,拟在CEFR上进行试验验证。为确保试验的安全性,利用系统分析程序OASIS对试验过程进行了模拟,并对试验可能存在的风险进行了分析。计算结果表明:按照试验步骤进行操作不会对... 为检验中国实验快堆(CEFR)发生1台一回路泵切除事件时的安全性,拟在CEFR上进行试验验证。为确保试验的安全性,利用系统分析程序OASIS对试验过程进行了模拟,并对试验可能存在的风险进行了分析。计算结果表明:按照试验步骤进行操作不会对反应堆安全构成威胁;试验初期存在一些风险,源于主热传输系统各回路的流量不匹配问题,可能会对设备产生较大的热冲击。 展开更多

关键词 中国实验快堆 一回路泵切除试验 OASIS程序 模拟分析

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中国实验快堆一回路冷阱工艺间钠火概率安全评价 被引量：1

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作者 宋维 胡文军 +2 位作者 钱鸿涛 付陟玮 左嘉旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第10期1804-1810,共7页

本文运用事件树方法对中国实验快堆一回路冷阱工艺间发生钠火后的事故场景进行演绎分析,运用故障树方法对钠火相关系统进行可靠性建模。在此基础上计算得到各钠火事故序列的条件发生概率。结果表明:在获得的25个典型钠火事故序列中,19... 本文运用事件树方法对中国实验快堆一回路冷阱工艺间发生钠火后的事故场景进行演绎分析,运用故障树方法对钠火相关系统进行可靠性建模。在此基础上计算得到各钠火事故序列的条件发生概率。结果表明:在获得的25个典型钠火事故序列中,19个序列的条件发生概率较低;在发生概率相对较高的6个序列中,4个序列的后果轻微,其余两个序列代表的钠火场景存在一定不确定性,需要在今后的钠火危险性评价中进一步具体研究。 展开更多

关键词 中国实验快堆 一回路冷阱工艺间 钠火 概率安全评价

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适用于Living PSA快速求解最小割集的算法研究 被引量：1

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作者 胡文军 喻宏 +3 位作者 任丽霞 钱鸿涛 宋维 乔雪冬 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2009年第1期39-42,共4页

Living PSA是现今核电厂安全分析的热点之一,核电厂本身是一个非常复杂的系统,其相应的Living PSA模型也相当庞大,这样在Living PSA的应用中,计算软件的分析速度成为限制其发展的瓶颈之一。本文基于现行常用的PSA分析算法,设计了一个能... Living PSA是现今核电厂安全分析的热点之一,核电厂本身是一个非常复杂的系统,其相应的Living PSA模型也相当庞大,这样在Living PSA的应用中,计算软件的分析速度成为限制其发展的瓶颈之一。本文基于现行常用的PSA分析算法,设计了一个能够快速求解故障树的算法。该算法首先将生成的故障树转化成用于计算的标准故障树,然后对标准故障树进行模块化,生成四类基本的独立子树,最后调用优化过的最小割集算法并采用多叉树方法进行割集的合并和吸收。该算法目前已应用于核电站快速风险分析软件平台NFRISK的开发中,并通过应用于中国实验快堆的一些系统和设备的故障树分析对其进行了初步验证。 展开更多

关键词 LIVING PSA 故障树算法 NFRisk

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中国实验快堆核反应率分布测量试验研究 被引量：1

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作者 范振东 陈晓亮 +9 位作者 胡定胜 陈效先 曹攀 陈仪煜 胡贇 徐李 张坚 宋维 钱鸿涛 胡文军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期107-110,共4页

核反应率相对分布是中国实验快堆(CEFR)的重要参数,也是获取运行许可证的必要试验数据之一。利用专用试验组件,在CEFR首炉堆芯内特定的径向或轴向位置装入同种材料的探测箔片,经辐照后测量各箔片的感生放射性活度,计算其单核反应率,经... 核反应率相对分布是中国实验快堆(CEFR)的重要参数,也是获取运行许可证的必要试验数据之一。利用专用试验组件,在CEFR首炉堆芯内特定的径向或轴向位置装入同种材料的探测箔片,经辐照后测量各箔片的感生放射性活度,计算其单核反应率,经归一化计算后得到CEFR堆芯的反应率相对分布曲线,此分布曲线与理论计算值比较,结果符合较好。 展开更多

关键词 中子活化法 核反应率 探测片

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概率安全分析平台NFRisk设计与验证 被引量：1

10

作者 胡文军 宋维 +1 位作者 任丽霞 钱鸿涛 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第2期127-134,共8页

为了提高国内在概率安全分析领域的技术能力,研发概率安全分析软件自主化和国产化的方法变得十分迫切和重要。概率安全分析平台NFRisk在遵循结构简化—模块化—割集生成—割集最小化的思路下,自主开发设计了结构化简,模块化,故障树向二... 为了提高国内在概率安全分析领域的技术能力,研发概率安全分析软件自主化和国产化的方法变得十分迫切和重要。概率安全分析平台NFRisk在遵循结构简化—模块化—割集生成—割集最小化的思路下,自主开发设计了结构化简,模块化,故障树向二元决策图的转换,割集求解以及割集最小化等算法,独立完成了概率安全分析平台NFRisk的管理设计,核心算法联合设计,同时独立完成了基于三类典型故障树的NFRisk平台的验证。 展开更多

关键词 NFRisk 概率安全分析 算法

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概率安全分析软件的自主化研究与设计

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作者 任丽霞 胡文军 +2 位作者 宋维 钱鸿涛 乔雪冬 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第4期326-331,共6页

随着核电技术和核电工程的快速发展,组织力量进行适用于Living PSA分析和应用开发要求的PSA计算分析软件的自主开发变得十分必要和迫切。核电站快速风险分析软件NFRisk的研究和开发着眼于研究Living PSA的管理和技术要求,基于这些要求开... 随着核电技术和核电工程的快速发展,组织力量进行适用于Living PSA分析和应用开发要求的PSA计算分析软件的自主开发变得十分必要和迫切。核电站快速风险分析软件NFRisk的研究和开发着眼于研究Living PSA的管理和技术要求,基于这些要求开发PSA模型开发和维护的计算机程序,实现故障树建立和分析、不可用度分析、重要度分析、敏感性分析和时间相关性分析,以及事件树建立和分析等功能,并具备能够对大型PSA故障树进行快速分析和定量化的能力;同时NFRisk软件还将包括数据库分析和管理程序包,与目前商用PSA软件的数据接口程序等,最终构建成一个可进行多种应用开发的NFRisk软件。本文主要介绍NFRisk软件的开发设想、方案设计以及主要功能。 展开更多

关键词 NFRisk 方案设计 动态概率安全分析

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近场地震作用下核安全壳非线性地震响应特性研究

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作者 张莉 王冬梅 +1 位作者 肖军 钱鸿涛 《地震工程与工程振动》 北大核心 2025年第3期150-157,共8页

人类对核能的需求推动了其发展,但核事故频发也凸显了核安全的重要性。地震,特别是近场地震,对核电站等大型建筑的安全构成了严重威胁。传统的核电站地震响应分析多基于地震动垂直入射的假设,然而,近场地震往往以斜入射为主,其影响更为... 人类对核能的需求推动了其发展,但核事故频发也凸显了核安全的重要性。地震,特别是近场地震,对核电站等大型建筑的安全构成了严重威胁。传统的核电站地震响应分析多基于地震动垂直入射的假设,然而,近场地震往往以斜入射为主,其影响更为复杂多变。该文通过建立核安全壳及其周围土体的精细模型,并依托三维黏弹簧人工边界法,实现了地震动斜入射的输入模拟。选择不同入射角度的2种典型振动P波和SV波,综合分析核安全壳结构的地震动态反应。研究结果表明,在近场地震作用下,核安全壳的动力响应呈现出更为复杂的特性,而假设地震动垂直入射的方案无法全面揭示上述复杂的破坏模式。这一发现强调近场地震运动形式对核电结构动力响应的显著影响,为同类型工程的抗震设计与优化提供了定量认识与有益的参考。 展开更多

关键词 核电站 核安全壳 近场地震 斜入射 非线性地震反应

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核电厂内部火灾人员可靠性分析方法研究 被引量：2

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作者 张佳佳 刘坤秀 +2 位作者 丁超 钱鸿涛 杨志义 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第3期616-624,共9页

火灾是核电厂面临的重要风险之一。国内核安全许可申请中必须开展内部火灾概率安全分析(PSA)工作,其中人员可靠性分析(HRA)是其中关键的技术要素和技术难点。美国核管会(NRC)专门发布了导则NUREG—1921来指导核电厂开展火灾HRA工作,但... 火灾是核电厂面临的重要风险之一。国内核安全许可申请中必须开展内部火灾概率安全分析(PSA)工作,其中人员可靠性分析(HRA)是其中关键的技术要素和技术难点。美国核管会(NRC)专门发布了导则NUREG—1921来指导核电厂开展火灾HRA工作,但国内对NUREG—1921研究尚不深入,工程项目一般沿用内部事件HRA方法和思路。本文研究了NUREG—1921的火灾HRA方法,将我国核电厂火灾响应机制及火灾人员响应特点反映到火灾HRA考虑的绩效形成因子(PSF)中,并与国内常用的标准化人员可靠性分析(SPAR-H)PSF因子进行了对比,优化改进形成了便于工程应用的筛选HRA决策树和主控室内范围(Scoping)HRA决策树。以我国某压水堆核电厂电气厂房电气盘柜间区域发生火灾的HRA为例,采用筛选HRA方法、ScopingHRA方法和SPAR-H方法三种方法进行了对比分析。本研究为国内核电工程项目开展火灾HRA提供了参考。 展开更多

关键词 核电厂(NPP) 内部火灾 人员可靠性分析(HRA) 概率安全分析(PSA)

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核电厂HRA相关性问题研究及应用 被引量：2

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作者 张佳佳 田秀峰 +2 位作者 宫宇 钱鸿涛 王小海 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第3期593-598,共6页

在概率安全分析(PSA)中,人员可靠性分析(HRA)的重要性逐渐突显,其中,HRA相关性问题的处理对PSA结果有较大影响,逐渐成为核安全审评和核工业界重点关注的问题。国内外HRA相关性处理的理论众多,然而用于工程实践的可供操作的理论十分有限... 在概率安全分析(PSA)中,人员可靠性分析(HRA)的重要性逐渐突显,其中,HRA相关性问题的处理对PSA结果有较大影响,逐渐成为核安全审评和核工业界重点关注的问题。国内外HRA相关性处理的理论众多,然而用于工程实践的可供操作的理论十分有限。本文对核电厂HRA相关性问题,包括基本概念、相关性因素和水平、联合人误概率等进行研究,总结形成了应用于核电厂工程实践的HRA相关性分析的一般方法和步骤。应用该分析方法和步骤,以国内某核电厂一级PSA结果中同一最小割集的人员相关性组为例,分别采用SPAR-H和NUREG−1921方法建模进行对比分析。结果表明,对最小割集HRA相关性处理与否对结果影响较大,且两种分析方法的相关性处理结果有较大差异。建议在同一项目中使用的HRA相关性分析的方法应保持一致,定性分析和定量分析并重,尽可能详细记录分析过程的所有信息,保证分析结果可追溯、可审查、可再现和可更新。 展开更多

关键词 核电厂 人员可靠性分析(HRA) 相关性 概率安全分析(PSA)

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核电厂主控室撤离场景的定量化研究

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作者 张佳佳 刘坤秀 +1 位作者 钱鸿涛 张慧一 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第4期782-789,共8页

主控室由于火灾等因素可能失去控制或丧失可居留性,导致运行人员撤离主控室至远程停堆站进行核电厂指挥和控制的场景。对运行人员主控室撤离场景的定量化是火灾概率安全分析的重要内容和技术难点,但国内核电工程项目一般采用保守或专家... 主控室由于火灾等因素可能失去控制或丧失可居留性,导致运行人员撤离主控室至远程停堆站进行核电厂指挥和控制的场景。对运行人员主控室撤离场景的定量化是火灾概率安全分析的重要内容和技术难点,但国内核电工程项目一般采用保守或专家判断的方法进行定量化,未进行详细研究。论文基于NUREG-1921及其增补版导则,结合国内核电厂实际情况,对主控室撤离场景三个阶段情景及其定量化方法进行了研究。以国内某核电厂主控室撤离场景为例,开展了人员访谈和定量化分析。案例表明该核电厂针对主控室不可控的撤离没有明确规定,导致其人误概率较大,尽管该情景条件概率较低,但后果严重,建议核电厂增加相应程序。本研究为国内核电工程项目开展主控室撤离场景的定量化提供参考。 展开更多

关键词 核电厂 主控室撤离场景 人员可靠性分析 火灾概率安全分析

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