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宋维: 作品数：44 被引量：77H指数：5; 供职机构：中华人民共和国环境保护部更多>>; 发文基金：国家科技重大专项中国科学院战略性先导科技专项国家自然科学基金更多>>; 相关领域：核科学技术电气工程自动化与计算机技术政治法律更多>>

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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: 2009年; 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。; 胡文军喻宏任丽霞钱鸿涛宋维乔雪冬; 关键词：LIVING PSA

故障树求解中前处理技术的算法被引量：3: 2010年; 核电厂概率安全评价(PSA)技术已引起核电业主和核安全当局的广泛重视,随着PSA应用的广泛开展和深入,对分析软件的计算速度提出了更高的要求。核电厂系统复杂庞大,其完整的PSA模型十分巨大,随着工作的进一步细致,其规模仍在增加,这给计算机的运算带来一定压力。为解决这一问题,在自主开发的PSA软件NFRisk中,采用了两种故障树求解的前处理技术:故障树结构简化方法和故障树模块化方法。实践证明:该技术的应用能明显加快故障树计算速度,缩短故障树求解时间。; 宋维胡文军; 关键词：概率安全评价故障树模块化

系统/电厂级地震易损性量化程序开发研究: 本文介绍了地震易损性的概念和模型,研究了系统/电厂级地震易损性的量化一般流程,重点研究开发了基于Monte Carlo模拟的系统/电厂级地震易损性量化程序。应用本文开发的系统/电厂级地震易损性量化程序,建立中国实验快堆(...; 付陟玮左嘉旭陈妍宋维张春明

模块化小堆的LOCA事故分类标准探讨: 调研国外(美国核管会NRC)关于LOCA事故的保守分析模型以及对LOCA事故的验收准则.针对多用途模块化小堆(multi-application small modular reactor)与AP1000—回路系统设计的...; 王喆左家旭陈妍宋维付陟玮李朝君李森史强张春明; 关键词：核电厂; 文献传递

适用于Living PSA快速求解最小割集的算法研究: 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LivingPSA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...; 胡文军喻宏任丽霞钱鸿涛宋维乔雪冬; 关键词：核电工程; 文献传递

基于瑞士奶酪模型对核电站纵深防御和人因失误的思考: 目前,大多数核电站的设计、建造和运行都是遵守纵深防御的原则,从设备和设施上提供多层次的防护措施,以保证核电站安全目标的实现。在核电行业,半数以上的安全事件是由于人的失误而引发的。因此纵深防御原则和人因失误对核电安全有至关...; 李朝君陈妍左嘉旭付陟玮宋维张春明; 文献传递

非能动先进压水堆核电厂SGTR事故概率安全评价被引量：5: 2016年; 蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000的SGTR事故进行一级概率安全评价(Probabilistic Safety Assessment,PSA),采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同响应所产生的事故序列,然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析。借助Risk Spectrum软件,计算SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率(Core Damage Probability,CDF),并进行堆芯损伤的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通过一系列分析得到导致堆芯损伤的重要基本事件,从而找到系统存在的薄弱环节。; 潘亚兰栾秀春王喆左嘉旭宋维; 关键词：概率安全评价

停堆保护系统可靠性指标分配测算: 2018年; 通过研究工业领域常用的可靠性指标分配方法,结合新堆的设计特点,确定了适合的可靠性指标分配方法。利用比例组合法和专家打分法将新堆的堆芯损坏频率(CDF)分配到停堆保护系统。通过分配测算,停堆保护系统的可靠性指标达到8.83×10^(-5)即满足安全目标要求。; 李朝君依岩宋维陈妍左嘉旭兰兵; 关键词：专家打分法

ASTEC程序中反应堆熔池结构对压力容器下封头换热计算的影响被引量：2: 2017年; 反应堆严重事故工况下堆内环境复杂,针对下腔室内熔融物行为的试验非常有限,因此通常采用假设的熔池结构模型进行事故评价。本文使用ASTEC程序中的3种熔池结构模型,评价典型严重事故工况下不同熔池结构对下封头内壁换热及压力容器完整性的影响。计算结果表明:在外壁绝热且下封头失效仅使用温度限值的条件下,两层熔池结构导致下封头失效时间最短,且由于顶部金属层集热效应,失效位置位于熔池上部;三层熔池结构由于底层金属层的出现,使下封头下部温度持续升高而发生失效,但其失效时间长于两层熔池结构的情况。; 宋维周克峰郑鹏陈妍左嘉旭李朝君; 关键词：严重事故熔池换热

10 MW固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究被引量：5: 2017年; 钍基熔盐反应堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)项目是中国科学院科技先导项目之一。基于10 MW热功率熔盐反应堆-固体燃料(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)的设计,对TMSR的关键技术安全分析进行了初步研究。TMSR-SF与现有反应堆之间的差异对核安全审查提出挑战,TMSR-SF审查方法的研究将准备其安全审查的技术和要求。固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究包含4个方面:堆芯核设计关键安全限值、事故序列及验收准则、源项及其审评方法和验收准则、概率安全评价方法和始发事件。首先对其它类型反应堆的安全审查方法进行了研究,对其关键参数和重要规定做了概述,并借鉴了高温气体冷堆和钠冷却快堆的审评要求和方法;然后使用蒙特卡罗和其他方法、模型来计算TMSR-SF的关键参数。应用逻辑图方法讨论概率风险评价(Probabilistic Risk Assessment,PRA)方法和始发事件清单。在本研究中,计算了核心核设计安全限值,研究和讨论事故列表和分类,讨论了TMSR-SF的PRA框架和始发事件清单,该研究将支持TMSR-SF的安全审查和安全设计。; 左嘉旭高新力李朝君宋维王昆鹏刘巧凤靖剑平张春明; 关键词：概率风险评价