简介:安全性和可靠性对于核电厂这样的大型复杂系统非常重要。而随着新技术在系统中的应用以及分析人员对失误机制的认识加深,人对系统安全的影响得到了更多的关注。在核电领域,人员可靠性分析(HRA)是概率安全分析(PSA/PRA)模型中的重要部分,经历了从仅研究行为结果,到关注认知模型和情境影响的发展过程。本文介绍了几种典型的和新开发的人员可靠性分析方法,并总结了这些方法的特点。在此基础上探讨了核电领域中人员可靠性分析方法的应用情况,最后对人员可靠性分析方法的发展趋势进行了展望。
简介:我国在核能发展的政策制定、规划研究等方面基本采用专家座谈会的方法进行研究,本文采用德尔菲法对我国未来核能发展趋势进行判断.本文对德尔菲法做了适当改进,包括邀请专家集中打分、事先设计好调查因素并在数据处理时增加了专家权威程度权重因子进行数据矫正.改进后的德尔菲法继承了其匿名性、反馈性、趋同性的主要优点,避免了改进前耗时长和调查问卷回收率低等缺点.共邀请20位有代表性的权威专家通过四轮调查之后,专家意见逐渐趋同,确定了28个影响我国核能发展的主要因素,并成功判断出14个为“十三五”期间促进我国核能发展的正面因素和14个阻碍我国“十三五”期间核能发展的负面因素.得出了“十三五”期间,我国核能发展将达到或略好于预定目标的结论,并总结了德尔菲法在我国核能发展的复杂情况下成功应用的三个关键.
简介:压力管卧式重水反应堆(CANDU6)具有相互独立的冷却剂系统和慢化剂系统。慢化剂系统将堆芯高能裂变中子慢化到能维持持续裂变所需的热中子水平,并将慢化中子过程中产生的热量带出。在反应堆大修期间,需要对再循环冷却水系统(RCW)进行检修,则需要并投入其备用系统,但是RCW备用系统仅对反应堆冷却剂系统进行冷却,不提供慢化剂系统热交换器冷却水。所以在RCW备用系统投入的情况下,慢化剂系统丧失冷却。为判断在此情况下慢化剂的温度变化情况,本文对CANDU6大修期间慢化剂系统丧失冷却情况下的温度变化进行分析并与试验结果进行比较,评估是否会由于温度过高而导致系统失效。
简介:从中国核电厂设计安全法规回顾,到《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》和对《核动力厂设计安全规定》的主要内容都作了介绍,全面地介绍了中国核电厂设计安全法规修订和发布的情况,并重点阐述了《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》的特点,以及《核动力厂设计安全规定》新老法规的比较。