Handbook of Parameter Estimation for Probabilistic Risk Assessment

دسته بندی: انرژی
ویرایش:  
 
سری:  
 
ناشر:  
سال نشر:  
تعداد صفحات: 294 
زبان: English 
فرمت فایل : PDF (درصورت درخواست کاربر به PDF، EPUB یا AZW3 تبدیل می شود) 
حجم فایل: 21 مگابایت 

قیمت کتاب (تومان) : 32,000

NUREG/CR-6823
SAND2003-3348P آزمایشگاه ملی ساندیا
ایالات متحده کمیسیون تنظیم مقررات هسته ای
دفتر تحقیقات تنظیم مقررات هسته ای
واشنگتن، دی سی 20555-0001
2003 تهیه شده توسط:
C.L. اتوود جی ال. LaChance، H.F. Martz، D.L Anderson، M. Englehardte، D. Whitehead، T. Wheeler ارزیابی ریسک احتمالی (PRA) یک فناوری بالغ است که می تواند یک کمیت ارائه دهد. ارزیابی خطرات ناشی از حوادث در نیروگاه های هسته ای این شامل توسعه مدل هایی است که پاسخ سیستم ها و اپراتورها را به رویدادهای آغازگر حادثه مشخص می کند. مدل‌های اضافی برای شناسایی حالت‌های خرابی قطعات مورد نیاز برای از کار افتادن سیستم‌های کاهش تصادف تولید می‌شوند. هر حالت خرابی جزء به عنوان یک \"رویداد اساسی\" فردی در مدل‌های سیستم نشان داده می‌شود. تخمین ریسک با انتشار توزیع های عدم قطعیت برای هر یک از پارامترها از طریق مدل های PRA به دست می آید. بخش تجزیه و تحلیل داده‌های یک PRA نیروگاه هسته‌ای تخمین‌هایی از پارامترهای مورد استفاده برای تعیین فرکانس و احتمالات رویدادهای مختلف مدل‌سازی شده در PRA را ارائه می‌دهد. این کتاب راهنمای منابع اطلاعاتی و روش‌هایی را برای تخمین پارامترهای مورد استفاده در مدل‌های PRA و برای تعیین کمیت عدم قطعیت‌ها در برآوردها ارائه می‌کند. این شامل تعیین تخمین‌های کلی و اختصاصی کارخانه برای شروع فرکانس‌های رویداد، نرخ‌های خرابی و در دسترس نبودن قطعات، و احتمال عدم بازیابی تجهیزات است.

NUREG/CR-6823
SAND2003-3348P Sandia National Laboratories
U.S. Nuclear Regulatory Commission
Office of Nuclear Regulatory Research
Washington, DC 20555-0001
2003 Prepared by:
C.L. Atwood JL. LaChance, H.F. Martz, D.L Anderson, M. Englehardte, D. Whitehead, T. Wheeler Probabilistic risk assessment (PRA) is a mature technology that can provide a quantitative assessment of the risk from accidents in nuclear power plants. It involves the development of models that delineate the response of systems and operators to accident initiating events. Additional models are generated to identify the component failure modes required to cause the accident mitigating systems to fail. Each component failure mode is represented as an individual "basic event" in the systems models. Estimates of risk are obtained by propagating the uncertainty distributions for each of the parameters through the PRA models. The data analysis portion of a nuclear power plant PRA provides estimates of the parameters used to determine the frequencies and probabilities of the various events modeled in a PRA. This handbook provides guidance on sources of information and methods for estimating the parameters used in PRA models and for quantifying the uncertainties in the estimates. This includes determination of both plant-specific and generic estimates for initiating event frequencies, component failure rates and unavailabilities, and equipment non-recovery probabilities.