搜索结果: 1-6 共查到“核科学技术 人因可靠性分析”相关记录6条 . 查询时间(0.243 秒)
基于BDD的小型核动力装置 安全注射系统可靠性分析
多阶段任务系统 二元决策图 安全注射系统 可靠性分析
2014/6/27
小型核反应堆安全注射系统在运行过程中系统结构随时间的改变而变化，是具有明显阶段性的复杂任务系统；利用二元决策图（BDD）方法对该系统进行了可靠性分析，根据阶段代数的运算法则，采用基于最小相邻组件优先相邻排序方法，得到相应的二元决策图，根据相关失效数据得出安注系统完成任务的可靠度；结果表明：BDD方法能快速有效地分析多阶段任务系统可靠性，并能有效地缓解组合爆炸问题，使问题分析趋于简洁。
秦山第三核电厂人因可靠性分析
人因可靠性分析 THERP+HCR 比较分析
2011/2/12
人因可靠性分析（HRA）是概率安全评价（PSA）的重要组成部分。秦山第三核电厂（简称秦山三核）初版HRA由加拿大原子能公司（AECL）完成，其采用的HRA方法为简化的ASEPHRA。为获得更符合秦山三核运行状态实际的HRA结论，本工作对秦山三核重新进行了HRA分析，并增加了事件间的相关性分析。在对国际HRA方法比较研究的基础上，秦山三核HRA采用了规范化的THERP+HCR分析方法。新分析所得数...
人因可靠性分析技术的研究进展与发展趋势
人因失误 人因可靠性分析 HRA研究进展
2010/6/5
本文对人因可靠性分析方法进行综述。分别对人因可靠性分析的理论基础——人因失误机理、人因可靠性分析方法的关键要素以及现有的人因可靠性分析方法的研究现状进行了介绍和评析，指出了这些研究方法的不足，以及目前研究的热点和难点问题。总结并展望了人因可靠性分析方法的发展趋势。
基于相关故障的核动力装置可靠性分析
相关故障 核动力装置 β因子模型 马尔可夫模型
2009/2/23
核动力装置固有的复杂性导致了系统的相关性，而相关故障使系统的故障率增加。传统的基于独立故障的可靠性分析方法对系统可靠性的估计偏高。本文基于核动力装置相关故障的诱发机理分析与模型建立，以典型的冗余泵单元为例，分别采用β因子模型与马尔可夫模型对密封故障与切换失效两类相关故障进行了分析，为相关故障条件下复杂系统的可靠性分析提供了一种新的技术方法。通过与传统可靠性分析方法结果的比较，验证了该方法的正确性...
基于GO-FLOW法的失水事故中紧急堆芯冷却系统可靠性分析
失水事故 紧急堆芯冷却系统 GO-FLOW法
2009/2/18
应用GO-FLOW法分析在失水事故过程中紧急堆芯冷却系统的可靠性。根据紧急堆芯冷却系统的原理图建立GO-FLOW图，并计算出系统在各个时间点上的成功概率。结果表明：在发生失水事故下紧急堆芯冷却系统的可靠性随系统的响应动作变化很大，而GO-FLOW法可计算系统的故障概率随时间的变化趋势，是分析多时序、多状态系统可靠性的一种有效方法。
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秦山核电厂安全电源可靠性分析（The Reliability Analysis of Safety Power Source in Qinshan Nuclear Power Plant ）
安全电源 应急电源 快速切换
2008/10/29
介绍秦山核电厂安全电源、安全电源的3个上级电源的关系，根据实际运行分别分析了影响3个电源可靠性的因素，并分别提出了改进措施，有的已经实施，有的准备实施，有的还需进一步研究。