核电厂数字化仪控系统软件共因故障相关核安全标准研究

本文分析了我国核安全法规导则、国际原子能机构相关安全标准和技术文件、美国核管会相关安全审评标准中应对核电厂数字化仪控系统软件共因故障的安全要求和技术见解,并结合我国核电厂运行事件和仪控系统设计中反映的问题,从考虑范围、可靠性评价和纵深防御设计等方面对完善我国相关核安全标准提出了建议。

核电站反应堆保护系统防共因故障设计研究

共因故障是进行核电站保护系统设计时需重点关注的风险。为了使保护系统设计能避免共因故障的发生或减轻共因故障的后果,分析了共因故障的产生原因,并对国际法规、标准的相关要求进行了研究,总结出为应对共因故障所应遵循的设计准则。最后,设计了可防止共因故障的典型反应堆保护系统架构。该保护系统架构所采用的纵深防御和多样性设计手段可作为今后核电站保护系统设计的参考。

共因故障系统可靠性的显式分析方法

系统存在共因故障时,由于单元之问的统计相关,增加了系统可靠性分析的困难。通过提出单元正常和故障状态描述方法,以及系统正常和故障状态描述方法,系统阐述了显式分析方法的数学理论。采用例题说明了,显式分析方法不但在Marshall-Olkin的相似模型条件下适用,还适用于普遍情况。

GO-FLOW方法在共因故障中的应用

共因故障是影响高冗余系统可用度的重要因素。针对如何评估它对系统可用度的影响 ,简要介绍了GOFLOW方法 ,给出利用GOFLOW计算受共因故障影响的系统不可用度的方法和步骤 。

共因故障的冗余系统和一个储备部件的可靠性

储备冗余性用于提高系统的可靠性和可使用性,共因故障是系统可靠性的关键问题.利用泛函分析的方法,在系统模型假定下,证明系统的动态非负解是系统算子的0本征值对应的非负本征向量.通过研究系统算子的谱特征,证明在边界条件含有积分的情况下,系统算子的谱点仍均位于复平面的左半平面且虚轴上除0外无谱,证明了系统存在非负的动态解和稳态解,并在范数意义下收敛到稳态解.研究了系统动态解收敛于系统的定态解的收敛速度问题,并给出了系统可靠性条件.

具有共因故障的四部件冗余可修系统的定性分析

运用纯分析的方法给出了具有共因故障的四部件冗余可修系统动态非负解的存在唯一性证明 .

共因故障数据的极大似然分析方法

系统存在共因故障时,故障数据处理方法与传统的可靠性数据处理方法存在区别。在Marshall-Olkin的指数分布和相似模型条件下,根据极大似然方法,提出了共因故障数据的快速处理方法,所提出的方法,由于根据极大似然函数的导数变化,求解极大似然方程,可以高精度的确定系统中若干单元同时故障的故障率,为工程中共因故障数据分析,提供了实用方法。

考虑共因故障的系统组成单元故障严重性测度模型

针对共因故障影响下的系统组成单元故障严重性测度问题,借助合作博弈思想,将系统组成单元看作是博弈的参与主体,将共因部件组定义为博弈过程中形成的联盟,构建了考虑共因故障的系统组成单元故障严重性Shapley值测度模型。首先,针对传统故障严重等级测度的不足,建立了故障严重等级非线性转换函数;其次根据共因故障特征提出了其联合严重性测度方法;然后根据共因部件组的形成概率以及系统组成单元对不同共因部件组联合严重度的边际贡献,求解出了共因故障影响下的系统组成单元故障修正严重度;最后结合某型号数控机床主轴系统的案例研究,探讨了不同非线性转换以及是否考虑共因故障对系统组成单元故障严重性测度的影响,表明了所提方法的可行性。

基于β因子法的核电DCS共因故障定量分析研究

随着多重冗余的核电数字化仪控系统的逐步推广运用,共因故障成了不可忽视的重要失效模式。为解决共因故障的定量分析问题,本文从实际工程应用出发,根据假设给出了两种β因子的评估方法。基于可靠性框图(Reliability Block Diagrams,RBD),针对安全级核电DCS紧急停堆系统(Reactor Trip System,RTS)整理出了逻辑系统的失效模型,并给出包含共因故障的系统平均失效概率计算公式,带入实例进行计算分析。最后通过分析给出了有效降低共因故障的措施,可为核电DCS可靠性分析提供参考,具有重要的工程应用价值。

具有共因故障的温贮备并联可修系统解的存在唯一性

用Co—半群理论证明了具有共因故障的温贮备并联可修系统动态非负解的存在唯一性.

要因防护矩阵定性分析方法在核电厂共因故障分析中的应用

简要介绍了要因防护矩阵定性分析方法 ,并对核电厂直流电力系统共因故障 (CCFs)进行了定性分析。分析表明 :提出的防护措施可用于排除。

核电厂暖通空调系统共因故障分析及应对措施

通过研究国内外相关法规、标准及良好实践,探讨了核电厂共因故障的类型及典型应对措施,总结归纳了适用于核电厂暖通空调系统共因故障分析的方法、流程及应对措施。

核电厂控制系统软件共因故障应对及评价

根据HAF 102—2016的总体要求,借鉴美国核管会发布的核电厂数字化仪控系统纵深防御和多样性评价导则NUREG 0800 BTP 7-19第8版中的主要观点,提出了核电厂控制系统等安全影响重要性较低仪控系统的软件共因故障的应对策略,以及相应的评价方法和准则。

核电安全系统软件共因故障的纵深防御

文章简述了核电仪控安全系统数字化的发展背景,分析了美国核管会(NRC)等核安全当局针对软件共因故障(SWCCF)的观点。针对核电安全系统采用数字化平台后,引入的软件共因故障问题,以方家山核电工程安全系统数字化的设计方案为例,阐述了计算机软、硬件多样性的防范策略,在软件共因故障防御的问题上,为核电数字化安全系统提供了一种多样性纵深防御的解决方案;同时分析了核安全执照申请中可能遇到的问题,并提出未来核电安全仪控系统可能的发展方向。

Petri网和离散负载下多态系统共因故障识别研究

常规的系统可靠性分析中假设各个单元的失效是相互独立的。但事实上,"相关"失效是系统失效的普遍特征。研究表明,对于多重冗余的复杂装备系统,共因故障是造成软硬件随机故障的主要因素。如果忽略共因故障,简单地在系统各个单元失效相互独立的假设下进行共因故障可靠性分析与计算,就会导致系统的总风险被低估。利用Petri网和离散载荷化技术,研究多态系统下共因故障关键故障模式识别技术,并提出了复杂系统下共因故障的关键故障模式识别流程。

“华龙一号”核电厂多样化保护系统设计研究

数字化仪控技术在核电厂中的应用大大提高了核电厂运行的效率、安全性和可靠性。然而数字化技术又引发了软件共因故障(SWCCF)问题,特别是安全级仪控系统的软件共因故障,它可能导致整个系统瘫痪从而对仪控系统的纵深防御造成极大影响。为了缓解数字化安全级系统软件共因故障的后果并提高核电厂的安全性,需要设计一套不受安全级系统软件共因故障影响的多样化保护系统(DAS)。在发生SWCCF的情况下,DAS系统对反应堆提供必要的保护,以保证反应堆安全。文章系统介绍了“华龙一号”全球首堆福清5、6号核电厂中DAS系统的设计方法,并对DAS系统的概念、总体结构、设计准则和设计要点等进行了详细的分析说明。

基于故障树可靠度的隐式分析方法

系统存在共因故障条件下,建立基于故障树的可靠性分析方法,在工程中具有广泛的应用价值。在故障树分析方法基础上,采用最小割集的概念,根据底事件的独立、相同分布条件,提出了系统可靠度表达式计算方法。进一步根据指定的m个底事件同时发生概率,提出了系统可靠性分析的隐式分析方法。所提出的方法,便于工程应用,为共因故障条件下,可靠性分析提供了基础。

核电站反应堆保护系统故障对策分析与应用

核电站反应堆保护系统应设计为当其任何部分出现故障均能保证反应堆的安全。根据反应堆停堆系统及专设安全设施驱动系统对故障安全的设计要求,研究了应对单一故障及共因故障的对策,并根据二代反应堆堆型的特点,设计了保护系统的基本架构。该架构的停堆系统采用2oo4表决逻辑,专设安全设施驱动系统采用2oo3表决逻辑,并提出了在输入发生失效时,表决逻辑的降级规则。

影响向量法和环境共因模型简述

本文主要介绍了用于共因故障定性分析和数据筛选的影响向量法和用于系统定量计算的环境共因模型。

福清核电厂5^(#)、6^(#)机组反应堆保护系统的设计

反应堆保护系统是核电厂应对预期运行事件或设计基准事故而设置的重要安全级仪控系统。为满足“华龙一号”三代核电高安全性目标的设计要求,需要对反应堆保护系统的功能性能进行提升。以“华龙一号”示范工程福清核电厂5#、6#机组为研究对象,通过充分考虑保护系统设计准则要求并基于事故分析结论,提出了更具高可靠性和全面保护功能特征的反应堆保护系统设计方案。详细介绍了系统自动保护功能的设计、系统结构设计以及系统健康管理等内容,并对系统拒动率进行了定量分析。分析结果表明,系统总体拒动率不高于5.0×10^(-7)/指令,达到了国际主流三代核电的可靠性水平。该研究成果可为后续核电厂的反应堆保护系统设计或优化提供借鉴。