|
|
|
|
| LEADER |
05795nam a2200241uu 4500 |
| 005 |
20190404153055.0 |
| 008 |
s2001 ci a |||||||||| ||hrv|d |
| 035 |
|
|
|a HR-ZaFER 17049
|
| 040 |
|
|
|a HR-ZaFER
|b hrv
|c HR-ZaFER
|e ppiak
|
| 041 |
|
|
|a hrv
|
| 080 |
|
|
|a 681.528.2
|j SISTEMI UPRAVLJANJA KOJI KORISTE NUKLEARNU ENERGIJU, RADIOIZOTOPE
|9 1932
|
| 080 |
|
|
|a 621.3.019.3
|h OPĆI POJMOVI. TEORIJA. DEFINICIJE. OBILJEŽJA
|j FAKTOR SIGURNOSTI
|e 621.3.01
|9 127
|
| 100 |
1 |
|
|9 5475
|a Šimić, Zdenko
|
| 245 |
|
|
|a Vjerojatnosna analiza sigurnosti pogonskih stanja nuklearne elektrane :
|b doktorska disertacija /
|c Zdenko Šimić ; [mentor Vladimir Mikuličić]
|
| 260 |
|
|
|a Zagreb :
|b Z. Šimić ; Fakultet elektrotehnike i računarstva,
|c 2001.
|
| 300 |
|
|
|a IX, 115 str. :
|b ilustr. ;
|c 30 cm +
|e CD
|
| 504 |
|
|
|a Bibliografija str. 84-96.
|
| 520 |
|
|
|a Ova doktorska disertacija opisuje modeliranje sigurnosti složenog tehnološkog postrojenja za različita pogonska stanja. Vjerojatnosna analiza sigurnosti primjenom metode stabala događaja i kvara uzeta je kao podloga za razvijenu metodu. Razvijena metoda se sastoji od unaprijeđivanja postojećih ili razvijanja novih pristupa. Unaprijeđen je pristup modeliranju kvarova sa zajedničkim uzrocima, a razvijen je novi pristup za modeliranje začetnih događaja i komponenata u pripravi tijekom različitih prilika i pogonskih stanja postrojenja. Posebno je razmatrana važnost i utjecaj razvijenog pristupa na konačne rezultate. Praktična primjena i prikaz rezultata pristupa ilustrirani su na nekoliko realnih vjerojatnosnih modela sigurnosti nuklearne elektrane. Unaprijeđeno i razvijeno modeliranje implementirano je u prototipu programskog koda radi provjere i primjene. Postignuti rezultati pokazuju znatno veću dinamičnost od uobičajenog pristupa. Pokazana je važnost i veliki utjecaj uključivanja dodatnih parametara koji određuju trenutno pogonsko stanje i utjecaje u ovisnosti o prethodnim stanjima te o vanjskim utjecajima u modelu pokraj parametara koji opisuju pogonsko stanje. Najvažnija prethodna stanja individualnog su karaktera za svaku komponentu, a vanjski utjecaji imaju najveću važnost kod vjerojatnosti začetnih događaja. Jedan posebni rezultat ove disertacije je i u pokazivanju razlike između prosječnog rezultata uobičajene vjerojatnosne sigurnosne analize i rezultata prosjeka svih pojedinih proračuna za značajna pogonska stanja. Prosjek pojedinih rezultata uvijek je manji od prosječnog rezultata. Ovaj rezultat ukazuje prvo da postojeći pristup u sebi ima nepotrebnu i nezanemarivu konzervativnu pogrešku. Nadalje ovaj rezultat pokazuje da vrijednost iznesenog pristupa može biti i u direktnom povećavanju i optimiranju ukupne sigurnosti. Rezultati ove disertacije pokazuju da opisani pristup ima važan utjecaj kako na vjerojatnost neželjenog događaja tako i na ocjenu mjera važnosti pojedinih osnovnih događaja. Sve opisano primijenjeno je specifično na tehnologiju nuklearnih elektrana. No, primjenjivost i ispravnost, uz nužne prilagodbe, pristupa vrijedi za bilo koju drugu tehnološku primjenu.
Ključne riječi: vjerojatnosna analiza sigurnosti, rizik, nuklearna elektrana, pogonska stanja, pouzdanost, taljenje jezgre, stablo kvara, stablo događaja, začetni događaj, mjere važnosti
|
| 520 |
|
|
|a This doctoral thesis is dealing with models for the safety of complex technological facility during the various configurations. Probabilistic safety assessment realised with event tree & fault tree approach is taken as base for developed methodology. Developed methodology is first created by further advancing existing and second by developing new approach. Approach to modelling common cause events is advanced, and method for modelling initiating events and stand by components is developed. Influence of this methodology to the final results is especially studied. This is done on real life full scope probabilistic safety assessment models for the nuclear power plant. Advanced and developed methodology is implemented in prototype computer code for the practical demonstration and approach verification purposes. Results accomplished with proposed approach are much more dynamic comparing to the custom approach. Greate impact has been revealed from inclusion of additional parameters, regarding previous plant configurations and outside impacts, to those which impacts, to those which determine current state. Most important previous plant configuration parameters are individual for various components and outside impact is mainly affecting chance for initiating events. One special finding of this thesis is shown significant difference between custom average result from probabilistic safety analysis and averaged results from all plant configurations. Averaged results were always smaller then average result. This finding is resulting from two different causes. First it clearly shows that current approach has significant not needed conservative quantification approach. Secondly these result is demonstrating value and importance of suggested approach for the safety improvement and optimisation. Results from this thesis are showing significance of suggested approach for the probability of unwanted events and level of importance measures for individual basic events. Everything described is applied to the nuclear power plant technology. However, applicability and value, with necessary adaptation, of this approach stands correct for any other technology application.
Keywords: probabilistic safety assessment, risk, nuclear power plant, plant configuration, reliability, core melt, fault tree, event tree, initiating event, importance measures
|
| 700 |
|
|
|4 ths
|9 8359
|a Mikuličić, Vladimir
|
| 942 |
|
|
|c D
|2 udc
|
| 990 |
|
|
|a 16506
|
| 999 |
|
|
|c 15417
|d 15417
|