数字化安全级DCS紧急停堆系统共因失效分析

以2oo3架构数字化安全级分布式控制系统（DCS）紧急停堆系统为研究对象,采用Markov方法对其建立可靠性模型,分别计算并对比了考虑共因失效和不考虑共因失效2种情况下紧急停堆系统的拒动概率,同时对系统拒动概率相对于共因失效因子变化的敏感性进行了重点分析。结果表明,拒动概率随着共因失效因子的增加而变大,因此,在系统设计中需采取有效措施对冗余系统的共因失效进行控制,降低共因失效因子,从而提高紧急停堆系统的可靠性。      

非安全级DCS预期瞬态不停堆系统可靠性分析

介绍了非安全级DCS平台的结构,将预期瞬态不停堆系统按功能划分,每个功能由输入模块、控制器模块、输出模块组成。研究了各种模块组合结构的可靠性参数及其串联组成的系统可靠性。针对多模块组合结构的马尔可夫模型过于复杂,计算量大的问题,提出了优化的建模方法。基于优化的马尔可夫模型,计算了3种数字量输入模块组合结构的拒动率和误动率指标,得出相同模块类型和数量的情况下,有软件表决逻辑的2种组合结构可靠性指标较高,而由硬件实现的组合结构可靠性指标较低的结论,为组合结构的选择提供了设计依据。     

基于FPGA的核安全级仪控系统设计与验证

为解决基于微处理器技术的核电厂安全级数字化仪控系统（DCS）中软件共因故障（CCF）的问题,通过多样性手段避免当未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS）发生或反应堆保护系统（RPS）因CCF导致丧失安全功能的风险,本文设计了一种基于现场可编程逻辑门阵列（FPGA）技术的核安全级DCS系统平台,并以核电厂中RPS为实例测试验证平台的功能性能。结果表明:基于FPGA的核安全级DCS系统平台在可用性、适用性和可靠性等方面都满足核电厂安全级数字化仪控系统的要求。      

百万千瓦级核电厂停堆工况下的概率安全评价

对百万千瓦级核电厂停堆运行事故进行内部事件1级概率安全评价(PSA),根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历余热排出系统(RRA)低运行区间(LOI-RRA)水位对电厂风险水平构成的影响;同时采用事故系列先兆标准电厂风险分析模型人员可靠性分析(SPAR-H)方法进行人员可靠性分析,评价其定量化结果的适用性。分析结果表明,停堆工况下的电厂风险不可忽视,在停堆工况下的事故规程有待完善之处,冷停堆工况下由LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加,人因失误是造成停堆高风险的关键因素。     

基于FPGA的反应堆保护系统可靠性建模与分析

为建立基于现场可编程门阵列（FPGA）的反应堆保护系统的可靠性模型,以对系统安全提供有效的分析与验证手段。本研究采用故障树、随机Petri网模型,对CANDU堆1号停堆系统（SDS1）单通道进行可靠性建模与分析。对故障树模型分析得到最小割集,以顶事件发生概率作为系统故障概率,在考虑故障检测、维修与定期试验情况下对随机Petri网模型进行仿真得到系统的拒动概率。研究结果表明,故障树和状态空间方法存在一定局限性,随机Petri网能够反映故障检测与定期试验对反应堆保护系统的影响,可以动态地反映系统可靠性,并且避免了状态空间爆炸问题。因此,本研究建立的随机Petri网模型适用于反应堆保护系统的可靠性建模。      

ATWS缓解系统可靠性分析

未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）缓解系统是保证中国先进研究堆（CARR）安全的重要系统之一。当发生预期运行瞬态,反应堆未能紧急停堆时,通过ATWS缓解系统动作实现停堆,从而保护反应堆安全。ATWS缓解系统的高可靠性是保证其完成预期功能的重要条件,因此对该系统的可靠性给予了高度重视。本文以ATWS缓解系统为研究对象,利用故障模式及影响分析和故障树等可靠性分析方法,建立相应模型,对ATWS缓解系统进行了定性和定量的分析,得到了ATWS缓解系统发生故障的概率和最小割集,找出了薄弱环节,提出了改进措施和建议,其可靠性水平已达到CARR工程的设计要求,验证了设计,为CARR其他系统分析和验证奠定了基础。     

反应堆保护系统可靠性指标的评价方法研究

反应堆保护系统的性能水平对核电厂安全、经济、可靠运行有很大影响。而实践中如何正确评价反应堆保护系统的可靠性指标,业界并未形成一致方法。本文选取简化的典型反应堆保护系统为研究对象,主要讨论拒动概率故障树分析和误动率马尔科夫方法的适用性,分析拒动概率、误动率两个指标分别适用的评价方法,并对示例系统的可靠性指标进行定量计算。本研究对进一步澄清国内反应堆保护系统可靠性评价中的方法问题,具有重要的参考价值。     

反应堆安全保护系统综合逻辑电路可靠性比较

一、引言反应堆安全保护系统是确保反应堆安全运行的重要系统,一般由反应堆保护参数测量通道、通道综合逻辑单元和停堆继电器(或断路器)接点综合逻辑单元组成.合理设计反应堆保护系统的通道综合逻辑和停堆继电器接点综合逻辑对提高核电站运行的安全性和经济性有重大的现实意义.本文从可靠性角度对三种类型的反应堆保护进行分析比较,可供反应堆安全保护系统设计参考.为了简化定量计算工作量,作下列假定:     

吸收球停堆系统驱动装置螺栓抗震初步分析

吸收球停堆系统在高温气冷堆中起到相当重要的反应性控制和调节作用。而驱动装置是吸收球停堆系统中控制吸收球下落的关键运动部件。高约5m、呈细长结构的吸收球停堆系统驱动装置通过贮球罐底座与金属堆内构件的上支承板安装面相连。吸收球停堆系统贮球罐和驱动机构均为抗震Ⅰ级设备,故驱动装置连接螺栓的抗震校核计算是非常重要的。在本文中,通过将复杂的驱动装置简化为3段变截面结构,分析结构的超静定问题,对驱动装置内贮球罐底部与顶部的螺栓进行了校核计算。计算结果表明:贮球罐底部与顶部螺栓均在抗拉强度的安全范围内,同时给出了驱动机构薄弱处的支承力。     

停堆断路器停堆动作可靠性分析

利用故障树方法分析不同结构停堆断路器的停堆动作误动和拒动故障.分析中充分考虑了拒动这一安全故障类型对停堆动作的影响.分析结果表明,停堆断路器2/4类型2结构的拒动率和可靠度指标优于其他结构,停堆断路器拒动的改善措施应侧重于停堆驱动信号拒动率的减小.     

Quantitative modeling of digital reactor protection system using Markov state-transition model

Recently, digital instrumentation and control systems have been increasingly installed for important safety functions in nuclear power plants such as the reactor protection system (RPS) and the actuation system of the engineered safety features. Since digital devices consist of not only electronic hardware but also software that can control microprocessors, the functions specific to digital equipment such as self-diagnostic functions have been becoming available. These functions were not realized with conventional electric components. On the other hand, it has been found that it is difficult to model the digital equipment reliability in probabilistic risk assessment (PRA) using conventional fault tree analysis technique. OECD/NEA CSNI Working Group of Risk Assessment (WGRisk) set up the task group DIGREL to develop the basis of reliability analysis method of the digital safety system and is now discussing about several issues including quantitative dynamic modeling. This paper shows that, taking account of the relationship among the RPS failures, demand after the initiating event, detection of the RPS fault by self-diagnostic or surveillance tests, repair of the RPS components and plant shutdown operation by the plant operators as a stochastic process, the anticipated transient without scram (ATWS) event can be modeled by the event logic fault tree and Markov state-transition diagrams assuming the hypothetical 1-out-of-2 digital RPS.     

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。     

Reliability model of the digital reactor protection system considering the repair time and common cause failure

Reliability of the digital reactor protection system (RPS) is intensively researched as it is designed and installed to ensure the safety and economy which can be measured respectively by the probability of failure on demand (PFD) and probability of spurious trip (PST). Meanwhile, by analyzing the failure modes of the digital RPS, the failure on demand and spurious trip are the two main modes that should be evaluated for the reliability of digital RPS. Therefore, this paper develops the PFD and PST calculation formulas considering the module repair time as the repair takes some time, and during the repair duration, the digital system is operated in the degraded configuration and the common cause failure (CCF) which would severely impact the system in the event of occurrence. Considering the failure phenomenon of the digital RPS, the binomial failure rate (BFR) model is adopted for CCF. And the fault-tolerance techniques and their fault coverage are considered when calculating the PFD and PST. The quantitative results show that, in the example, CCF dominates the PFD while CCF is one of the major factors that result in PST but the main contributor is the independent failure. Also it can be concluded that the discovery time for the undetected failures dominates the PFD and PST when it costs long time to discover the failures even though the uncovered failures are very few. Thus, the failures should be covered by the fault-tolerance techniques as much as possible when designing the digital RPS.     

HTR-PM反应堆保护系统软件可靠性增长模型的研究

研究数字化反应堆保护系统软件的可靠性对提高保护系统的整体可靠性具有重要的意义。本文在分析、整理HTR-PM保护系统软件开发过程中记录的测试数据基础上,研究并提出了基于错误严重程度的软件可靠性模型。软件测试过程中不同严重程度的错误其检测难度不同,导致检测率随时间的变化趋势不同,本文提出了严重程度比函数的概念以表述这一现象,并对不同严重程度错误的检测数据分别建模,使软件可靠性模型的预测结果更具有工程应用价值。     

岭澳核电站3,4号机组反应堆保护系统概率安全评价结果校算

为了评估数字化仪表控制系统对核电厂安全的影响,以电厂停堆系统和专设安全设施驱动系统为例,参考西门子公司提供的故障树逻辑,对主泵流量低及功率量程中子通量高于整定值停堆故障和蒸汽发生器(SG)低-低水位和同一SG中主给水流量低故障进行了概率安全分析.分析中分别采用西门子公司提供的输入数据及通过失效率、试验时间以及β因子方法计算得到的数据,对西门子的分析结果进行了校算,在主要割集和失效概率上得到更为真实的结果.结果表明,考虑2种多样性的反应堆保护系统停堆I&C功能需求失效概率均值为5.5×10~(-8),符合分布式控制系统(DCS)合同中确定的可靠性目标值(1.0×10~(-7))和辅助给水电动泵驱动信号功能需求失效概率均值(5.21×10~(-6)与8.32×10~(-6)),也符合DCS合同中确定的可靠性目标值(1.0×10~(-5)).     

Scram reliability under seismic conditions at the Experimental Breeder Reactor II

A level 1 probabilistic risk assessment of the Experimental Breeder Reactor 11 has recently been completed. Seismic events are among the external initiating events included in the assessment. The analysis indicated that the reactor shutdown system had a high reliability of operation in response to internally initiated events. One of the major tasks within the seismic assessment concentrated on the ability to shut down the reactor under seismic conditions. A comprehensive analysis of the shutdown system, including the development of a finite element model of the reactor control rod drive system, has been used to estimate the system response when subjected to input seismic accelerations. The results indicate the control rod driven system has a high seismic capacity and that the overall reactor shutdown system is capable of maintaining its high reliability under seismic conditions. The estimated seismic fragility for the overall reactor shutdown system is dominated by the primary tank failure.     

核电厂安全级高可靠主控制器设计技术研究

从安全级数字化仪控系统（DCS）平台主控制器的功能特点、设备特点以及应用特点出发，结合相关法律法规及标准要求，对高可靠主控制器设计的诊断、冗余、通信、嵌入式软件开发等关键技术进行了研究，并将其应用于中国核工业集团有限公司安全级DCS平台——龙鳞系统（NASPIC）的主控模块设计中，同时搭建了华龙一号模拟件，并以停堆、专设、定期试验等典型样例对模拟件进行了功能测试和性能测试，这些测试和核安全局鉴定试验的结果表明，诊断覆盖率达到98%，超出标准要求；实测通信误码率小于10-11，达到甚至超过其他主流厂家安全级DCS产品指标；热备冗余架构、嵌入式软件均满足1E级设备要求，实现了主控制器的高可靠性。      

Reliability analysis of shutdown system

This paper presents the results of reliability analysis of Shutdown System (SDS) of Indian Prototype Fast Breeder Reactor. Reliability analysis carried out using Fault Tree Analysis predicts a value of 3.5 × 10⁻⁸/de for failure of shutdown function in case of global faults and 4.4 × 10⁻⁸/de for local faults. Based on 20 de/y, the frequency of shutdown function failure is 0.7 × 10⁻⁶/ry, which meets the reliability target, set by the Indian Atomic Energy Regulatory Board. The reliability is limited by Common Cause Failure (CCF) of actuation part of SDS and to a lesser extent CCF of electronic components. The failure frequency of individual systems is <1 × 10⁻³/ry, which also meets the safety criteria. Uncertainty analysis indicates a maximum error factor of 5 for the top event unavailability.     

核电厂仪控系统误动作事故分析

为全面评价核电厂仪控系统误动作事故,提出基于简化分析的方法,该方法基于功能组概念对仪控误动作假设始发事件（PIE）进行了系统化地识别和归并,得到不能被已有事故分析包络的潜在新增事故工况,并根据保守的分析假设和准则,针对识别出的潜在新增事故进行了定性评价和定量分析。研究结果表明,核电厂保护系统能够对仪控系统误动作事故提供多样化保护,事故后果满足验收准则,并建议增设“2个热管段实际压力与饱和压力之差低2信号触发安注启动以及所有主泵停运”功能。