基于马尔可夫等效模块化的核电厂DAS系统可靠性分析

核电厂多样性驱动系统(DAS)是当保护系统发生共因失效时,用于抵御核电厂发生的设计基准事件的系统,对DAS进行可靠性分析至关重要。针对马尔可夫方法的组合爆炸问题,本文提出了一种等效模块化的分析方法,能够将DAS的隐马尔可夫模型分解成若干的部分,并对这些复杂度相对低的部分进行定量分析,根据计算的结果将每个部分再等效为一个设备或模块,最后整合所有部分等效的设备来组成一个等效系统,构建该等效系统的马尔可夫模型,以替代原系统的马尔可夫模型进行定量分析。然后用于对核电厂DAS系统平台进行了定量计算,并采用动态可靠性框图法(DRBD)对结果进行验证,结果显示了其有效性。

快堆DAS系统设置分析

反应堆中,多样性驱动系统DAS(Diverse Actuation System)的设计目的是减小设计中的"未能紧急停堆的预期瞬态"和共模故障可能引起的严重事故的概率。为了确定快堆DAS系统设置的必要性,对若干压水堆的典型DAS系统的结构和设计进行了调研,并对其功能和技术特点进行了归纳和对比。根据调研结果,同时分析了相关安全法规的要求,结合快堆自身的特点,得出的结论是:从应对软件共模故障的角度,快堆应设置DAS系统。对此,结合DAS系统的目的、范围和功能要求,得出快堆DAS系统的设计方案,包括DAS系统原理结构框图和建议的DAS系统保护参数,进而为示范快堆DAS系统设计提供参考。

基于NUREG/CR-7007的DAS优化设计

基于对NUREG/CR-7007中多样性准则的数据分析,归纳出各多样性准则的内在关系,利用量化多样性的方法,建立了可用0-1规划求解的、最小代价多样化驱动系统的数学模型。解决了确保预设归一化多样性量值要求下的、最小代价的多样化驱动系统是什么的问题。仿真算例表明,本方法是高效、可行的,能应用于保护系统的多样性设计及优化。

各堆型DAS系统功能设计对比研究

本文针对应对数字化保护系统共因失效的多样性驱动系统(DAS)在各堆型中(AP1000,US-EPR,US-APWR)不同功能设计进行了对比研究。从分析中可以看出,在不同堆型中DAS安全功能的设置主要基于各堆型自身安全系统设计特点、采用的DAS功能评价方法、仪控总体结构设计特点以及是否适当考虑应对严重事故等方面。AP1000、US-EPR的DAS中设置了维持安全壳完整性的自动功能而在US-APWR DAS中没有相应的自动功能。对于严重事故应对方面,在AP1000、US-EPR的DAS中都适当考虑了相应措施而US-APWR中没有考虑。另外,由于US-EPR仪控总体结构中考虑了参数显示的多样性从而在其DAS中没有设置该多样性功能。

CIM和DAS多样性的定量分析

基于NUREG/CR-7007量化多样性的方法,分析了AP1000标准设计中部件接口模块(CIM)和多样化驱动系统(DAS)的多样性属性,计算了归一化多样性量值.多样性灵敏度分析揭示了CIM和DAS归一化多样性量值裕量的不足,给出了应加强对系统实施监控及可行的改进建议.

压水堆DAS仪控设计思路探讨

本文从总体设计要求、多样性信号传输路径、多样性实现技术、DAS防误动、DAS与保护系统接口以及在保护系统未发生软件共因失效时防止DAS动作等方面对DAS仪控设计思路进行分析。通过分析得到2种信号传输路径的特点以及3种实现技术的优缺点，建议DAS机柜内部至少采用2／2冗余通道逻辑设置，同时推荐采用工艺状态反馈信号闭锁DAS动作逻辑结合整定值和响应时间调整的方式来防止在保护系统未发生软件共因失效时DAS动作。

多样化驱动系统(DAS)测试应用分析

阐述了AP1000堆型多样化驱动系统(DAS)的系统架构和自动/手动驱动功能需求,研究分析了DAS系统测试内容和设备鉴定的特殊需求,并在此基础上阐述了DAS提升纵深防御和避免共因故障的测试策略。同时,分析了部分DAS测试的独特方法,并研究了现场维护过程中有关测试的要点。这为承担第三代核电数字化仪控系统国产化任务的多样化驱动系统国产化团队提供了设计和测试参考。

Digital Instrumentation and Control System for Unit 5 ＆ 6 of YangJiang NPP

The article describes the digital instrumentation and control system for unit 5 ＆ 6 of YangJiang NPP, involving the overall I ＆ C （instrumentation and control） structure, the basic requirements and independent verification and validation. Advanced I ＆ C systems for YangJiang NPPs have to meet increasing demands for safety and availability. Additionally, the specific requirements coming from the nuclear qualification have to be fulfilled.

基于NUREG/CR-7007导则的AP1000设备接口模块(CIM)和多样化驱动系统(DAS)多样性分析

AP1000核电厂采用多样化驱动系统(DAS)作为反应堆保护系统的多样性后备,两者之间的多样化程度对共模故障影响重大。本文基于NUREG/CR-7007导则对设备接口模块(CIM)和多样化驱动系统进行多样性分析和计算,确认满足NUREG/CR-7007的要求,为多样化系统的设计提供参考。

天文望远镜子镜超磁致伸缩驱动器驱动模型及参数识别

采用超磁致伸缩驱动器(GMA,Giant Magnetostrictive Actuator)驱动拼接镜面天文望远镜子镜,并建立GMA精密位移驱动准确模型。针对传统遗传算法在辨识GMA位移模型参数时容易过早收敛到次优解的问题,提出了基于分层遗传算法(HGA,HierarchicalGenetic Algorithm)的参数识别方法,其结果在改善驱动位移模拟准确性和提高求解初期种群多样性,相对于其他算法都有较大程度的提高。研究通过与实验结果对比验证了所提出参数辨识方法和建立模型的有效性,位移预测值和实验值的平均偏离值不超过满行程的1.3%。研究还就驱动磁场强度幅值和预应力等因素对滞回、损耗、饱和磁化强度、饱和磁致伸缩量等模型参数的影响进行了分析。

多样化驱动系统保护功能及保护参数信号确定

多样化驱动系统(DAS)为反应堆紧急停堆和驱动专设安全设施提供了与保护和安全监测系统(PMS)不同的多样化的后备。本文结合概率安全评价(PSA)分析工具,以功率运行内部事件PSA模型始发事件导致的堆芯损伤频率为度量,筛选出需要DAS提供保护功能的系统,并通过分析事件进程确定了DAS驱动各系统的保护参数信号。结果表明:通过该方法可合理确定DAS的保护功能和参数信号。

基于FitRel系统平台的多样化反应堆保护系统定期试验设计

多样化保护系统用于缓解核电厂安全级仪控系统潜在的软件共因失效风险。为探测多样化保护系统设备的故障,验证系统的可用性,确保核电厂的安全,需要对多样化保护系统进行定期试验。本文介绍了基于FitRel系统平台的田湾核电站扩建工程5、6号机组的多样化反应堆保护系统定期试验设计,定期试验的范围与功能。

快堆多样化驱动系统独立性分析

多样化驱动系统是核电厂保护系统数字化以后,为了防止保护系统软件共因失效设置的,部分压水堆中,将多样化驱动系统与ATWS系统合并,防止反应堆保护系统停堆功能失效。在多样化驱动系统的设计中,存在较大争议的问题是:多样化驱动系统是否要考虑与反应堆保护系统完全独立,包括仪表的独立、逻辑处理的独立、执行机构的独立。国内的核电站设计中,安全审查部门也经常关注这个问题。本文将从国内外核电厂多样化驱动系统的独立性设计方面分析,考虑多样化驱动系统的设计初衷,从核电厂的可靠性等角度说明多样化驱动系统并不需要在仪表设置上完全独立于反应堆保护系统。这样在保证可靠性的情况下,能提高核电厂的可运行性,也降低了系统的造价,简化系统设计和运行。

ACPR1000堆型核电厂多样化驱动系统产品方案设计

多样化驱动系统(Diverse Actuation System,简称DAS)作为核电厂纵深防御设计中重要的组成部分,对核电厂的运行安全起着非常重要的作用。本文介绍了ACPR1000堆型多样化驱动系统设备的总体结构和设计特点,系统控制层设备基于现场可编程门阵列(Field-Programmable Gate Array,简称FPGA)技术实现,同时监控层提供了信息管理功能,在保证多样性的前提下优化了人机交互功能,系统将应用于ACPR1000堆型核电厂,经适应性调整后能广泛应用于三代压水堆核电厂。

高温气冷堆停堆保护系统的多样性分析

为评价高温气冷堆(HTR)停堆保护系统的多样性特征,基于NUREG/CR-6303的分析方法,通过导则中D3评估方法来确定必需的多样性,并采用NUREG/CR-7007的多样性量化评估方法,分析并识别出停堆保护系统7大多样性属性的25条因素值,计算出标准化的多样性量化值。针对系统多样性存在的薄弱点及工程的实际情况,提出了可行的改进方案。重新核算结果表明,改进方案能有效提升系统的多样性量化值。

核电站多样性驱动系统定期试验方案设计

核电站正常运行期间,DAS系统的表现与系统发生拒动的表现相同,为了发现系统中存在的潜在故障,在DAS投运时,功能正常运行,设计了一套定期试验方案。本方案与模拟系统的试验方案相比,逻辑功能试验采用自动执行试验用例的方案,接口试验方面,结合Fit Rel平台的特点,采用可视化显示单元(VDU)进行试验信号注入与试验结果的查看,简化了试验方法,提高试验效率。本方案已经在工程样机中完成验证,且应用于某核电站的多样性驱动系统中。该方案对后续的数字化多样性驱动系统定期试验方案的设计具有借鉴意义。

核电站保护系统多样化手动驱动系统设计

针对基于计算机技术的数字化仪控系统可能存在软件共因故障问题,设计了一个安全系统系统级手动驱动系统。该系统用以在计算机技术实现的保护系统失效后执行安全功能。本文介绍了与该系统相关的安全系统的系统级操作、事件级的电站状态监视、定期试验、非计算机化设备、独立性、多样化等内容。这些特点能够保证在采用计算机技术的反应堆保护系统失效后,提供有效的安全功能执行手段,缓解事故后果。该系统弥补了计算机化仪控系统的弱点,能够防止软件共因故障。

核电厂优选驱动系统的多样性研究

优选模块(PLM)是优选驱动系统(PACS)的核心模块.典型的核电厂安全级分布式控制系统(DCS)平台架构由4个保护组与2个逻辑序列构成,PLM位于2个逻辑序列的末端,提供与0层设备的接口.为了防止共因失效(CCF),核电厂的保护系统与多样性系统采用了不同的技术手段实现对设备的控制,提高了核电厂的纵深防御与多样性功能,但是其多样性控制指令与安全级控制指令都需要经过PLM的逻辑处理,才能对下一级设备进行驱动,一旦位于2个序列末端的PLM出现CCF,核电厂的纵深防御与多样性策略就会失效.针对以上问题,本文提出了一种PACS的多样性设计方案,利用FPGA技术实现A逻辑系列的优选模块(PLM-A),利用逻辑门电路与CPU技术实现B逻辑系列的优选模块(PLM-B),将其分别应用于2个逻辑序列中,通过NUREG/CR-7007导则对该方案进行分析,证明了该多样性方案的可行性.

核电厂反应堆保护多样性驱动系统功能仿真与验证研究

本文研究了CPR1000核电厂反应堆保护系统的总体结构，对其纵深防御功能进行了分析。在此基础上介绍了软件共因故障及 AP1000核电厂的应对技术——多样性驱动系统（DAS）。并对基于CPR1000核电厂的DAS基本功能需求和仿真模拟的实现方法进行了研究。以安全壳内主给水系统管道破裂事故瞬态为例，对发生反应堆保护系统共因实效情况下DAS功能的验证、分析过程进行了阐述，证实其功能设置能有效将机组带入安全状态，缓解事故后果。

田湾数字化专设安全设施多样化驱动系统标准适应性研究

核电机组数字化仪控保护系统的引入,体现了数字化的优势,也带来了对软件共因故障的担忧,数字化保护系统防御软件共因故障的方案成为各新建机组核安全评审中的重要问题。为防止保护系统软件共因故障情况下专设安全设施驱动系统(ESFAS)正常触发信号丢失,田湾核电站二期机组在数字化保护系统(TXS)的基础上设置了一套多样化驱动系统(DAS,又名MASS即手动驱动后备系统),提供独立于TXS软件的硬手操方案。本文概述了法规标准对数字化保护系统防御软件共因故障的要求以及设置多样化驱动方案的要求,在考虑TXS原有系统架构的基础上,论述了田湾数字化专设安全设施多样化驱动方案对标准的适应性。