反应堆保护系统结构与可靠性的关系

从反应堆保护系统的设计准则出发,定性分析提高系统可靠性的措施,并以目前国内核电厂中广泛使用的2种反应堆紧急停堆系统的逻辑处理部分作为分析对象,采用故障树的分析方法计算其可靠性,得到了定量化的计算结果,为后续反应堆保护系统的结构设计提供参考。

高温气冷堆示范工程反应堆保护系统故障树模型的建立和分析

数字化保护系统正逐步取代模拟系统,应用于新建和升级的核电厂中,数字化保护系统的可靠性分析已成为仪控领域的热点研究课题。本工作以高温气冷堆示范工程(HTR-PM)的反应堆保护系统为研究对象,研究数字化保护系统故障树模型的建立和分析方法,主要研究内容包括:故障树顶事件的选取;基于失效模式与影响分析(FMEA)的故障树搭建方法,重点研究保护系统冗余通道的"2/4"表决逻辑以及通道旁通的处理方法;对故障树模型进行定性分析,并根据故障树的最小割集讨论保护系统的薄弱环节。该研究对于分析数字化保护系统的可靠性并改进系统设计具有重要意义。

基于FirmSys平台的反应堆保护系统改造应用

某国外重水反应堆(MHWRR)额定核功率为15MW,在20世纪80~90年代建成,该项目建成时采用模拟量仪表控制系统.本次反应堆保护系统改造基于国内自主DCS平台FirmSys完成对保护系统的数字化升级改造,并通过故障树建模对该DCS系统的可靠性进行了分析评估,为反应堆安全运行提供了可靠保证,改造后的保护系统已成功投入运行,为后续项目的国产化应用提供了先例.

MBRA在核电厂仪控系统可靠性分析中的应用研究

核电厂仪控系统的可靠性对于核电厂的安全、平稳运行至关重要。为了保证核电厂仪控系统的可靠性,需要在设计过程中对规模庞大且功能复杂的核电厂仪控系统进行可靠性分析。传统的核电厂仪控系统可靠性分析一般基于系统设计文本直接构建可靠性分析模型。模型结构往往与系统结构不匹配,使得模型的构建与检查极为困难。为了解决这个问题,考虑使用基于模型的可靠性评估(MBRA)方法,构建核电厂仪控系统的故障传播模型以进行可靠性分析。使用核电厂仪控系统可靠性分析与设计软件,构建了反应堆保护系统稳压器压力触发安注功能的故障传播模型,对其失效概率进行了故障树分析,并提出了提高安注功能可靠性的改进方式。应用结果表明,使用MBRA方法进行核电厂仪控系统的可靠性分析,降低了可靠性建模的难度,使模型易于检查与确认,提高了可靠性分析的效率、准确性。

故障树方法计算核电厂数字化保护系统可靠性

本文分析了某国内核电厂的数字化反应堆保护系统,基于其结构和功能进行故障树分析,以反应堆某个停堆功能失效为顶事件建立故障树模型,通过实际运行数据,利用RISK-SPECTRUM软件对该故障树进行定量的分析和计算,从而得出保护系统停堆功能失效(拒动)的概率,并分析故障的主要贡献,为改进核电厂仪控系统的设计和运行期间仪控系统的维护提供指导。