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中国科学院合肥物质科学研究院科学岛团队在聚变堆概率安全评价及应用研究中取得系列进展（图）
聚变堆 应用 分析
2023/12/22
2023年12月22日，中国科学院合肥物质院核能安全所科研人员在聚变装置概率安全评价及其应用研究中取得系列进展，相关研究成果先后发表在国际核科学技术领域权威期刊Nuclear Materials and Energy和Annals of Nuclear Energy上。
池式钠冷快堆放射性释放风险概率安全评价事件树分析
钠冷快堆 概率安全评价 放射性释放 二级PSA
2020/7/20
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。
近日，中科院核能安全技术研究所在聚变堆系统设备可靠性指标分配方法研究方面取得新进展：开展了聚变堆系统设备可靠性指标分配理论研究，基于自主研发的可靠性与概率安全分析软件系统RiskA建立了聚变堆系统设备可靠性指标的分配模型，为聚变堆系统设备可靠性指标的分配提供了理论依据，相关成果发表在国际聚变工程领域期刊Fusion Science and Technology上。
近日，中科院核能安全技术研究所·凤麟团队在聚变堆系统设备可靠性指标分配方法研究方面取得新进展，开展了聚变堆系统设备可靠性指标分配理论研究，基于自主研发的可靠性与概率安全分析软件系统RiskA建立了聚变堆系统设备可靠性指标的分配模型，为聚变堆系统设备可靠性指标的分配提供了理论依据，相关成果发表在国际聚变工程领域期刊Fusion Science and Technology上。
中科院核能安全技术研究所聚变堆概率安全与可靠性指标体系研究获新进展
中科院核能安全技术研究所 聚变堆 概率安全 可靠性指标 体系研究 新进展
2019/12/17
近日，中科院核能安全技术研究所·凤麟团队在聚变堆系统设备可靠性指标分配方法研究方面取得新进展，开展了聚变堆系统设备可靠性指标分配理论研究，基于自主研发的可靠性与概率安全分析软件系统RiskA建立了聚变堆系统设备可靠性指标的分配模型，为聚变堆系统设备可靠性指标的分配提供了理论依据，相关成果发表在国际聚变工程领域期刊Fusion Science and Technology上。
2015年11月3日至4日，由中国科学院核能安全技术研究所发起并联合美国Curtiss-Wright公司、加州大学、日本东京大学、台湾核能所、韩国KAIST举办的第一届国际青年学者概率安全评价研讨会（1st Asia-Pacific Young Practioners' PRA Forum）在合肥市科学岛举行。来自世界各国的核安全监管部门、核电集团、知名科研机构和安全咨询公司等40余家单位共60余...
概率安全评价软件自主化取得阶段性突破（图）
概率安全评价软件 自主化
2014/7/22
2014年7月17日，概率安全评价（PSA）计算引擎工程测试版发布会在上海核工院召开，副院长顾国兴、严锦泉、苗富足及相关人员参加本次发布会。发布会过程中，堆芯设计所代表PSA软件自主化开发团队对PSA计算引擎的开发工作做了介绍，展示了本阶段开发的主要成果。与会领导充分肯定了PSA计算引擎的相关工作，并给予了高度赞誉，祝贺软件自主开发取得这一阶段性成果的同时也对后续工作提出了建议。
核电厂概率安全分析中动态可靠性方法综述
动态可靠性 概率动力学 蒙特卡罗模拟 离散动态事件树
2011/3/7
用动态可靠性方法弥补传统事件树/故障树方法的不足，补充和完善现有核电厂的可靠性与安全性评估，已成为核电厂概率安全研究的一新发展点。近30年来，动态可靠性已具有相对成熟的理论基础——概率动力学，并形成了蒙特卡罗（MC）模拟和离散动态事件树（DDET）两类主要方法。本文简要介绍动态可靠性理论和方法的研究现状与技术特点，并对未来趋势进行分析。
核电厂内部水淹一级概率安全评价
内部水淹 概率安全评价 核电厂
2010/8/20
核电厂内部水淹事件是一种可能引起多个设备同时失效的共因故障。应用概率安全评价方法对其进行分析，能够找出电厂薄弱环节，并完善电厂的设计。本文介绍进行核电厂内部水淹一级概率安全评价的方法，并以某300 MWe核电厂为对象，利用RiskSpectrum程序，计算得到了内部水淹引起的堆芯损伤频率。计算结果表明，内部水淹引起的CDF占内部事件总CDF的2.45%，是很小的比例。
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。
大亚湾核电站换料水箱漏装内部弯管的概率安全评价
大亚湾核电站 换料水箱
2009/12/3
分析了换料水箱内部漏装安全注入泵和安全壳喷淋泵的吸水口弯管的风险影响，并采用概率安全评价方法对两个临时解决方案进行了风险评价和方案比较，确定出对电厂安全较有利的方案（方案1）。
球床模块式高温气冷堆核电站的概率安全分析框架
概率安全分析框架 高温气冷堆 释放类
2009/10/12
通过对国际上相似堆型概率安全分析(PSA)框架的调研，结合球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)自身设计特点，提出以始发事件为起点，以事件序列为主干，以释放类为终点的HTR-PM的PSA一体化事件树框架。分析表明，HTR-PM在PSA框架上的特点主要由其设计特点决定。
概率安全评价软件RiskA中的非逻辑处理方法
概率安全评价 非逻辑 非单调关联系统
2009/8/7
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。
中国实验快堆一级概率安全评价——事件树的建立
事件树 中国实验快堆
2008/12/16
基于前期对初因事件的确定和归集研究,根据初因事件组的特征及对各初因事件序列的初步分析,确定了中国实验快堆(CEFR)一级概率安全评价(PSA)报告所要建立的事件树数目、各事件树的题头事件、事件序列后果的分类等。最后,根据CEFR具体安全设计特征创建了完整的事件树,为后续事件序列的深入分析奠定了重要基础。
核电厂概率安全评价（PSA）的发展和应用
安全评价 核电厂
2008/10/8
作为一种核安全评价方法，PSA近年来发展很快，本文对PSA的研究和应用进行了综述，力求能反映出PSA发展的全貌，以为国内PSA的开发和应用提供参考。