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核电仪控卡件运行MTBF评估方法研究
1
作者 莫昌瑜 李刚 +3 位作者 李明利 胡俊 吴彬 朱丽玲 《核动力工程》 北大核心 2025年第3期295-302,共8页
核电仪控卡件运行平均故障间隔时间(MTBF)评估对故障根本原因分析、电厂维修老化管理和智能运维技术研究有重要意义。然而,现阶段由于核电行业缺乏统一的技术标准,实际工程应用中主要采用简单求平均来计算运行MTBF,此算法不考虑责任故... 核电仪控卡件运行平均故障间隔时间(MTBF)评估对故障根本原因分析、电厂维修老化管理和智能运维技术研究有重要意义。然而,现阶段由于核电行业缺乏统一的技术标准,实际工程应用中主要采用简单求平均来计算运行MTBF,此算法不考虑责任故障定义、失效分布拟合情况,也无法给出更有指导意义的区间估计。为优化当前算法,本研究提出了一种基于多失效分布拟合优度检验的核电仪控卡件运行MTBF评估方法,首先给出需要纳入评估范围的责任故障定义准则,并依据此准则进行故障筛选与统计;其次建立了针对定时截尾数据的4种失效分布参数估计似然方程,并应用皮尔逊检验和贝叶斯信息准则(BIC),开展拟合优度检验与最优分布选择,在此基础上计算出一定置信度下仪控卡件的运行MTBF。使用此方法对某核电机组商运状态下的继电器输出板卡进行了研究实践,应用结果表明,此方法得到的继电器输出卡件运行MTBF评估结果,包含点估计与区间估计结果,综合考虑了失效分布、数据样本特征和信息损失量的贡献,要比现阶段常规作法更合理、结果更准确。因此,本研究建立的核电仪控卡件运行MTBF评估方法能够应用于工程化的核电仪控卡件故障分析。 展开更多
关键词 核电仪控卡件 平均故障间隔时间(MTBF) 失效分布 定时截尾 拟合优度检验
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华龙一号后续机型安全系统配置与验证方案
2
作者 崔怀明 黄代顺 +4 位作者 陈伟 马海福 喻娜 卢毅力 张渝 《核动力工程》 北大核心 2025年第S1期82-87,共6页
随着自主三代压水堆核电机型华龙一号(HPR1000)在国内外批量化建造,为了进一步提升HPR1000的安全性、经济性、先进性、运行可靠性、环境友好性和智能化水平,中国核工业集团有限公司于2019年开始启动HPR1000后续机型(AHPR1000)的研发,其... 随着自主三代压水堆核电机型华龙一号(HPR1000)在国内外批量化建造,为了进一步提升HPR1000的安全性、经济性、先进性、运行可靠性、环境友好性和智能化水平,中国核工业集团有限公司于2019年开始启动HPR1000后续机型(AHPR1000)的研发,其中安全系统/设施的设计创新是研发核心内容。AHPR1000机型安全系统/设施主要用于在事故工况下保证反应堆的安全和控制/缓解放射性物质的释放。本文针对AHPR1000机型安全系统配置,提出“非能动+能动”的设计理念,从顶层安全理念及设计原则出发,重点对安全功能、安全配置、事故应对策略、试验验证等方面进行了介绍。 展开更多
关键词 华龙一号后续机型(AHPR1000) 安全系统 非能动 安全功能
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核电站数字化反应堆保护系统研究 被引量：15
3
作者 王华金 刘立新 +2 位作者 李谢晋 许东方 周继翔 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第A02期74-78,共5页
为提高我国核电站仪表与控制系统的整体技术水平,为实现我国新一代核电站的自主设计和建造打下基础,“九五”期间,中国核动力研究设计院采用成熟的计算技术、遵照有关标准的要求完成了数字化反应堆保护系统的系统设计并研制出了原理样机。
关键词 核电站 数字化反应堆保护系统 设计 数字化仪表 控制系统
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核电站安全级DCS应用软件设计过程浅析 被引量：6
4
作者 郑伟智 张礼兵 +2 位作者 刘静波 夏利民 谢志平 《自动化仪表》 CAS 北大核心 2014年第2期53-57,共5页
当应用数字化技术DCS对核电站安全重要系统进行设计时,为了保证安全级DCS应用软件的可靠性,对相关法规标准进行了研究。鉴于以IEEE标准为主的美国标准体系较为完整,认为可应用NRC认可的系列IEEE标准来指导应用软件的设计,并分析了各个... 当应用数字化技术DCS对核电站安全重要系统进行设计时,为了保证安全级DCS应用软件的可靠性,对相关法规标准进行了研究。鉴于以IEEE标准为主的美国标准体系较为完整,认为可应用NRC认可的系列IEEE标准来指导应用软件的设计,并分析了各个软件相关IEEE标准间的关系以及设计时该如何应用这些标准。最后,依据标准要求对应用软件的设计方法进行了研究,初步得出了计划、需求、设计、实现、集成和确认、安装各个阶段的执行方法。 展开更多
关键词 核电站 安全级DCS 应用软件 设计过程 安全审查
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基于NASPIC平台的反应堆保护系统架构设计研究 被引量：6
5
作者 刘明明 金刚 +3 位作者 胡清仁 武有光 吴志强 肖鹏 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第6期114-119,共6页
反应堆保护系统是核电厂中非常重要的安全系统,主要用于保护反应堆、环境及人员的安全,属于核电厂1E级仪表控制设备,其自身的可靠性和安全性,对核电厂的正常运行起着至关重要的作用。其中反应堆保护系统架构对整个系统的可靠性、可用率... 反应堆保护系统是核电厂中非常重要的安全系统,主要用于保护反应堆、环境及人员的安全,属于核电厂1E级仪表控制设备,其自身的可靠性和安全性,对核电厂的正常运行起着至关重要的作用。其中反应堆保护系统架构对整个系统的可靠性、可用率和可维护性等起着关键作用。本文基于龙鳞(NASPIC)平台,根据反应堆保护系统的功能需求和设计准则,提出了一套较为完善合理、满足功能和设计准则要求的反应堆保护系统架构。同时根据架构设计搭建了"华龙一号"科研样机,并基于FTA/Markov可靠性分析方法,就搭建的保护系统科研样机进行了功能测试和可靠性分析计算,证明反应堆保护系统架构设计符合设计要求,为后续项目的系统架构设计提供参考。 展开更多
关键词 反应堆保护系统 龙鳞(NASPIC)平台 系统架构 设计准则 可靠性
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数字化核测量系统反应堆倍周期计算的敏感性分析 被引量：4
6
作者 熊华胜 李铎 +1 位作者 张良驹 郭超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期417-420,共4页
反应堆倍周期是核反应堆工程中的一个重要参数。在反应堆启动和功率提升过程中,操纵员可通过反应堆倍周期来了解反应堆的运行状态,并据此控制反应性。数字化核测量系统通过对与反应堆功率成正比的电压信号进行采样和处理,计算得到反应... 反应堆倍周期是核反应堆工程中的一个重要参数。在反应堆启动和功率提升过程中,操纵员可通过反应堆倍周期来了解反应堆的运行状态,并据此控制反应性。数字化核测量系统通过对与反应堆功率成正比的电压信号进行采样和处理,计算得到反应堆倍周期。在实际的应用中,电压信号往往包含测量噪声,对计算结果带来较大的不确定性。针对数字化核测量系统的倍周期计算问题,对其敏感性进行了分析,并给出相应的算例。 展开更多
关键词 反应堆周期 反应堆倍周期 数字化核测量系统 敏感性分析
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核电厂多样化保护系统设计 被引量：3
7
作者 肖鹏 刘宏春 +1 位作者 周继翔 关仲华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期90-93,共4页
基于福清核电厂仪表控制系统纵深防御和多样性的现状,阐述了设计多样化保护系统(DAS)的设计流程、设计准则、系统结构和设计要点。福清核电厂1、2号机组事故分析的结果表明,通过设置DAS,缓解了数字化安全级仪表控制系统发生软件共因故障... 基于福清核电厂仪表控制系统纵深防御和多样性的现状,阐述了设计多样化保护系统(DAS)的设计流程、设计准则、系统结构和设计要点。福清核电厂1、2号机组事故分析的结果表明,通过设置DAS,缓解了数字化安全级仪表控制系统发生软件共因故障(SWCCF)的后果,提高了核电厂的安全性,是一个应对数字化安全级仪表控制系统发生SWCCF的行之有效的解决方案。 展开更多
关键词 多样化保护系统 设计准则 纵深防御 安全性
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核安全级DCS功能安全与信息安全权衡技术 被引量：7
8
作者 靳江红 夏侨丽 莫昌瑜 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第1期100-106,共7页
以典型核安全级分布式控制系统(DCS)为例,应用故障模式与脆弱性影响分析(FMVEA)技术评估功能安全与信息安全的兼容性,并采用事件树和风险分析相结合的方法给出功能安全与信息安全协同解决方案,最终得到核安全级DCS功能安全与信息安全一... 以典型核安全级分布式控制系统(DCS)为例,应用故障模式与脆弱性影响分析(FMVEA)技术评估功能安全与信息安全的兼容性,并采用事件树和风险分析相结合的方法给出功能安全与信息安全协同解决方案,最终得到核安全级DCS功能安全与信息安全一体化防护措施。一体化防护措施实践结果表明,应用权衡技术得到信息安全措施,可以较好地兼容原有功能安全措施。因此,本研究建立的权衡技术可以应用于核安全级DCS信息安全设计工作。 展开更多
关键词 核安全级分布式控制系统(DCS) 功能安全 信息安全 FMVEA 事件树
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基于现场可编程门阵列的反应堆数字化保护系统设计 被引量：2
9
作者 张维 石铭德 +1 位作者 郑文祥 刘隆祉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2001年第5期432-435,共4页
介绍了一种基于现场可编程门阵列 (FieldProgrammableGateArray ,即FPGA)的新型反应堆保护系统的设计方案 ,辅以微处理器作为热备份的冗余 ,以实现设备的多样性。系统采用三取二的表决方式 ,FPGA部分执行主要的保护功能 ,并行数据处理... 介绍了一种基于现场可编程门阵列 (FieldProgrammableGateArray ,即FPGA)的新型反应堆保护系统的设计方案 ,辅以微处理器作为热备份的冗余 ,以实现设备的多样性。系统采用三取二的表决方式 ,FPGA部分执行主要的保护功能 ,并行数据处理和信号传输提高了系统的响应速度 ,避免了软件共模故障的发生。微控制器的使用增强了系统的通讯能力 ,优化了人机接口界面 。 展开更多
关键词 现场可编程门阵列 反应堆 保护系统 冗余 设计 数字化 安全运行 微处理器
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核电厂安全控制系统TXS虚拟机软件的设计与开发 被引量：3
10
作者 冷杉 刘纯 +2 位作者 李姝 程俊杰 张才科 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第2期15-20,共6页
在深入分析大型压水堆核电厂数字化仪表控制系统组合基础上,为与过程控制系统虚拟机软件并列应用,针对核安全控制系统进行虚拟仿真,研究开发基于Windows平台的数字化仪表控制系统(DCS)虚拟机软件VTXS。VTXS以自动代码分析和翻译转换为... 在深入分析大型压水堆核电厂数字化仪表控制系统组合基础上,为与过程控制系统虚拟机软件并列应用,针对核安全控制系统进行虚拟仿真,研究开发基于Windows平台的数字化仪表控制系统(DCS)虚拟机软件VTXS。VTXS以自动代码分析和翻译转换为基本构建手段,以Visual C++为集成开发环境,采用面向对象模块化程序设计的方法、多线程和多进程通信的技术,以完全软件形式高逼真的再现真实TXS的安全控制功能。 展开更多
关键词 数字化仪表控制系统 安全控制系统 DCS虚拟机 仿真
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深圳大学微型反应堆计算机控制系统安全分析 被引量：2
11
作者 赵海歌 孙慧斌 +1 位作者 陈羽 郭诚湛 《深圳大学学报（理工版）》 EI CAS 2004年第1期33-38,共6页
依据国家"研究堆设计安全规定"(HAF1000 1),从反应堆信息获取和保护系统两方面,对深圳大学微型反应堆计算机闭环控制系统进行安全分析,指出该系统满足HAF1000 1对控制系统的要求,能确保反应堆安全可靠运行,且可在各种可能的... 依据国家"研究堆设计安全规定"(HAF1000 1),从反应堆信息获取和保护系统两方面,对深圳大学微型反应堆计算机闭环控制系统进行安全分析,指出该系统满足HAF1000 1对控制系统的要求,能确保反应堆安全可靠运行,且可在各种可能的事故工况下安全停堆. 展开更多
关键词 深圳大学 微型反应堆 计算机控制系统 核安全
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非能动安全系统在200MW核供热堆中的应用 被引量：1
12
作者 厉日竹 王金海 +1 位作者 李笑天 吴莘馨 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2001年第4期342-345,共4页
200MW核供热堆主回路系统、余热排出系统和注硼系统都没有驱动设备，主回路和余热排出系统的流体流动依靠自然循环，注硼系统的注硼依靠重力。本文描述了这些系统的设计和固有安全特性。
关键词 核供热堆 非能动安全系统 主回路系统 余热排出系统 注硼系统 设计 安全性能
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核电厂安全壳喷淋系统反冷CCW的可行性分析 被引量：2
13
作者 李吉根 黄东兴 浦胜娣 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2004年第z1期6-8,共3页
针对核电厂在失去重要厂用水后,用换料水箱通过安全壳喷淋系统管线、喷淋泵和喷淋热交换器构成冷却回路,以反冷设备冷却水系统进行了分析。分析结果表明:夏天反冷是很难成功的;在冬天,只要操纵员在8min内及时切除不必要的热负荷,反冷是... 针对核电厂在失去重要厂用水后,用换料水箱通过安全壳喷淋系统管线、喷淋泵和喷淋热交换器构成冷却回路,以反冷设备冷却水系统进行了分析。分析结果表明:夏天反冷是很难成功的;在冬天,只要操纵员在8min内及时切除不必要的热负荷,反冷是可以成功的。 展开更多
关键词 设备冷却水 安全壳喷淋 反冷
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EAST链式维护机械臂伺服控制系统设计 被引量：1
14
作者 张俊 程勇 +4 位作者 奚维斌 冯汉升 潘洪涛 徐杰 陶子航 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期75-80,共6页
针对链式维护机械臂(EAMA)运行环境的特殊性,对其伺服控制系统进行设计和实现。在控制结构上,系统在基于分布式控制结构的基础上采用了一种新的伺服系统解决方案。在控制策略上选用了高性能PIC单片机进行了硬件电路的设计,并采用了位置... 针对链式维护机械臂(EAMA)运行环境的特殊性,对其伺服控制系统进行设计和实现。在控制结构上,系统在基于分布式控制结构的基础上采用了一种新的伺服系统解决方案。在控制策略上选用了高性能PIC单片机进行了硬件电路的设计,并采用了位置、速度双闭环控制算法以实现对机械臂的每个关节的高精度位置伺服控制。通过实验验证了该系统能够满足机械臂的运行要求,且具有良好的动态性能和稳态性能。 展开更多
关键词 EAMA 伺服控制 电机 单片机 精确位置
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放射性物质个体自主安全智能 被引量：4
15
作者 阳小华 曾铁军 +3 位作者 万亚平 刘征海 毛宇 胡杰 《核安全》 2019年第2期43-48,共6页
当前放射性物质主要依靠入侵报警系统、视频监控系统和出入口控制系统等外部手段来保障安全。当面临低空、水下等安全威胁或系统故障导致外部安保系统失效时,放射性物质将失去安全保障,致使放射性物质发生丢失或被盗等核安全事件。本文... 当前放射性物质主要依靠入侵报警系统、视频监控系统和出入口控制系统等外部手段来保障安全。当面临低空、水下等安全威胁或系统故障导致外部安保系统失效时,放射性物质将失去安全保障,致使放射性物质发生丢失或被盗等核安全事件。本文提出放射性物质个体自主安全智能的概念,赋予放射性物质感知和应对自身所面临危险的能力;提出内在安全智能与外在安保能力相结合的安保级别划分,为满足不同类型的放射性物质安全性需求提供新的实现方式。 展开更多
关键词 放射性物质 安保 自主安全智能 安保级别
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逻辑退化对数字化核反应堆保护系统可靠性的影响 被引量：2
16
作者 李明利 石桂连 唐环 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第2期21-24,共4页
主要论述数字化核反应堆保护系统(RPR)取代模拟RPR的优点,以及数字化系统符合逻辑退化对系统可靠性的影响。依据当前核电厂通用的4通道保护系统的架构和传统的可靠性框图(RBD)方法,建立2种系统可靠性模型,并对不同的逻辑退化方案进行讨... 主要论述数字化核反应堆保护系统(RPR)取代模拟RPR的优点,以及数字化系统符合逻辑退化对系统可靠性的影响。依据当前核电厂通用的4通道保护系统的架构和传统的可靠性框图(RBD)方法,建立2种系统可靠性模型,并对不同的逻辑退化方案进行讨论,结果表明:数字化系统优于模拟系统;数字化系统的逻辑退化在满足可靠度变小、诊断覆盖率很大时会降低系统的风险;诊断覆盖率对系统可靠性的贡献很大。同时本文提供了一种获得全系统或全厂的概率安全分析(PSA)所需基础数据的方法。 展开更多
关键词 核反应堆保护系统 概率安全分析 可靠性框图 逻辑退化
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核电厂数字化安全系统人机接口设计研究 被引量：9
17
作者 王远兵 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第5期482-485,共4页
核电厂安全系统人机接口分别与电厂安全系统和整个仪表与控制(I&C)系统人机接口相关。本文对核电厂控制室中数字化安全系统人机接口的设计进行了描述,同时也论述了作为安全系统重要组成部分的反应堆保护系统人机接口的有关设计内容... 核电厂安全系统人机接口分别与电厂安全系统和整个仪表与控制(I&C)系统人机接口相关。本文对核电厂控制室中数字化安全系统人机接口的设计进行了描述,同时也论述了作为安全系统重要组成部分的反应堆保护系统人机接口的有关设计内容以及在安全系统人机接口设计中应关注的有关要求,并展望了未来在新技术方面的应用发展趋势。 展开更多
关键词 核电厂 数字化 安全系统 人机接口
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深圳大学微型中子源核反应堆安全性能分析 被引量：1
18
作者 赵海歌 孙慧斌 郭诚湛 《深圳大学学报（理工版）》 EI CAS 北大核心 2006年第2期152-156,共5页
介绍深圳大学微型中子源核反应堆各项关键设备,以及为确保核反应堆安全所采取的相应预防措施.从事故预想角度分析核反应堆安全性能,指出深圳大学微型中子源核反应堆功率水平低,不会发生堆芯熔化事故.该堆具有良好的固有安全性,在最大事... 介绍深圳大学微型中子源核反应堆各项关键设备,以及为确保核反应堆安全所采取的相应预防措施.从事故预想角度分析核反应堆安全性能,指出深圳大学微型中子源核反应堆功率水平低,不会发生堆芯熔化事故.该堆具有良好的固有安全性,在最大事故工况下也不可能危及公众健康和安全. 展开更多
关键词 微型反应堆 核事故 核安全
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CPR1000保护系统设计研究 被引量：5
19
作者 郑伟智 李相建 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第6期21-26,共6页
为了优化和改进当前CPR1000核电厂的保护系统架构,对代表性电厂——岭澳核电站二期和红沿河核电厂的保护系统(RPS)开展研究,并分析二者的优点和不足。结合二者的优点进一步增强系统的可靠性,设计出一个新的保护系统架构。该架构与岭澳... 为了优化和改进当前CPR1000核电厂的保护系统架构,对代表性电厂——岭澳核电站二期和红沿河核电厂的保护系统(RPS)开展研究,并分析二者的优点和不足。结合二者的优点进一步增强系统的可靠性,设计出一个新的保护系统架构。该架构与岭澳核电厂二期和红沿河核电厂架构相比,有安全级设备操作与非安全级系统完全分离,专设安全设施系统的自动控制站与手动控制站相独立,且能有效地应对数字化控制系统(DCS)共因故障等优点。 展开更多
关键词 CPR1000 保护系统 TXS MELTAC 共因故障
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基于和睦系统的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断方案设计 被引量：1
20
作者 齐敏 莫昌瑜 +1 位作者 谢逸钦 石桂连 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第1期112-116,共5页
给出了一套基于和睦系统的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断功能的设计原则,在此基础上进行了方案设计,包括和睦系统平台故障诊断、故障处理、诊断信息上报和报警指示。实测验证表明,基于该自诊断方案设计的ACPR1000核电厂反应堆保... 给出了一套基于和睦系统的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断功能的设计原则,在此基础上进行了方案设计,包括和睦系统平台故障诊断、故障处理、诊断信息上报和报警指示。实测验证表明,基于该自诊断方案设计的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断功能,可以将和睦系统所有的可诊断故障进行处理、上报和指示,为ACPR1000核电厂反应堆保护系统的日常维护和故障应急处理提供足够的决策信息,满足核电领域规范和现场应用要求。 展开更多
关键词 自诊断功能 ACPR1000核电厂 和睦系统 故障指示
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