船用核反应堆余热排出系统的可靠性分析

文章分别应用GO法和故障树法对船用核反应堆余热排出系统进行了可靠性分析,比较了两种方法建模和计算的不同。在建模和计算过程中,GO法比故障树法更为简便、快捷、有效。

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第2卷 1

第 5期

中国修船CHI NA HI S PREPAI R

V0 . No. 121 5 Oc . O0 t2 8

20 0 8年 1 0月

船用核反应堆余热排出系统的可靠性分析郭强，赵新文(军3程大学，湖北武汉海 -" 403 ) 303

摘要：文章分别应用 G O法和故障树法对船用核反应堆余热排出系统进行了可靠性分析，比较了两种方法建模和计算的不同。在建模和计算过程中，G O法比故障树法更为简便、快捷、有效。

关键词：G法；故障树；可靠性分析；余热排出系统；船用核反应堆 O中图分类号：T 3 4 1文献标识码：C文章编号：10 8 2 (0 8 5— 0 8— 4 L 6, 0 1~ 3 8 2 0 )0 0 3 0Absr c: I h sp p r GO eh doo y a d f u tte to oo r p le o rla i t n lsso e t a t n t i a e, m t o l g n a l r e meh d lg ae a p id t ei bl y a a y i fr— y i

sd a e tr mo a y tm fma n u la e co; Co a io ewe n t e t dei g n ac l t g s i u lh a e v ls se o r e n c e rr a tr i mp rs n b t e h wo mo ln s a d c lu a i s i n ma e i wo me h d lge .I h r c s fmo ei g a d c lu ai g,GO t d l g s moe smp e,c n e— d n t t o o o is n t e p o e so d l n ac l t n n meho oo y i r i l o v nin nd e fcie t n fu tte t o oo y e ta f tv ha a l r e meh d l g . e

Ke r: GO t o o o;f u tte y wo ds meh d lg y a l r e;r l b l y a a y i;r sd lh a e v l s se;ma ie n c e r e i ii n lss e iua e tr mo a y tm a t rn u lar ct r ea o

0引言 故障树法是可靠性分析中一种最常用的有效方法，它已经广泛地应用于各种工程领域的系统可靠性和安全性分

析；而 G O法是另一种以成功为导向的系统可靠性分析方法，它更适合于多状态、有时序的复杂系统的可靠性和安全性分析 J。本文将比较 G O法与故障树法在船用核反应堆余热排出系

1条支路能够输出已冷却的冷却剂。制阀 A

冷剂却 l——

输入 f水 2泵A

k￣2 g g

镣堂冷剂却一 l l口 ‘— Ui i

_水 1阀B .泵B 1 1

L, 1

控阀制B图 1余热排出系统原理图

水 2回 B 止阀2

统可靠性分析上的应用。

1系统分析 2 Go法分析 反应堆余热排出系统的功用是当反应堆正常停1建立 G ) O图。

堆和事故紧急停堆时，导出堆芯余热，将一回路冷却至常温常压。余热排出系统主要由水泵、余热排出冷却器及相应的管道、阀门组成。系统原理图见图 1。

G O法的建模是根据余热排出系统原理图直接转变成 G图，G O O图见图 2。冷却剂和冷却水的

输入用类型 5输入操作符代表；水泵、止回阀和控制阀都用类型 1操作符代表；余热排出冷却器用类

系统设计中考虑了冗余度，满足单一故障准则。水泵 A 1和 B 1是主水泵，水泵 A 2和 B 2是备

型 6操作符代表；还包括备用门 (型 1类 8操作符 )和或门 (型 2操作符 )类。

用水泵。余热排出系统基本分为 2条支路，只需要

作者简介：郭强 (9 1) 1 8一，男，河北邯郸人，在读博士研究生，主要从事舰船核动力方面的研究。

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