基于故障模式分析的核安全级DCS冗余功能测试方法

针对当前核安全级数字化仪控系统（DCS）冗余切换功能测试方法缺乏、测试活动主要依靠人员经验的情况,提出了一种针对核安全级DCS设备的通用的冗余切换测试方法,通过设计机理分析,建立冗余切换测试基础故障模式,并对故障模式进行模式组合和系统状态变迁分析,完成对冗余切换测试场景、测试环境等整体方案的设计。通过在某核安全级仪控平台中的应用以及在核电厂的成功运行经验,对本测试方法的有效性进行了验证。结果表明,提出的冗余切换测试技术能够有效地发现设计缺陷,对设备冗余切换功能的出口质量控制具有实际应用价值。      

核安全级软件静态测试技术研究

核安全法规和相关标准规定必须对核安全级数字化设备进行硬件鉴定和软件验证与确认(VV),以证明执行核安全功能的软件的质量和可靠性,其中软件代码静态测试是核安全级软件实现阶段VV的关键环节之一。本文在分析核安全级软件编程规范的基本要求及Klocwork、Testbed工具测试特性与局限性的基础上,针对嵌入式软件开发主要采用的C语言,提出人工走查与工具自动化测试相结合的安全级软件静态测试的基本框架和评价准则,从而保证核安全级软件静态测试的质量。     

核电厂数字化仪表控制系统设备鉴定方法研究

探讨核安全级数字化仪表控制系统(DCS)设备鉴定的标准体系架构和总体要求。通过对NUREG0800和RCC-E技术规范的对比,分析适用于我国国情的核安全级DCS设备鉴定技术,研究通用的鉴定标准体系和方法,并提出相应验收准则。     

基于FPGA的核电厂安全级仪控系统验证与确认

现场可编程门阵列(FPGA)设备因具有行为确定、结构简单、时间响应快、易于取得监管和取证等优点,越来越广泛应用于核安全系统,特别是新一代核电厂安全级仪控系统。FPGA安全级仪控产品可以克服核电仪控系统设备老化问题,是目前核电厂仪控系统进行技术改造的首选方案,满足三代核电高安全性与高可靠性的要求。同时,随着我国核电建设事业的快速发展及三代AP1000技术的引进,被誉为核电厂"神经系统"的数字化控制系统(DCS)的自主化越来越受到人们的关注。但是,核电业主和国家核安全管理当局都要求对FPGA安全级DCS系统进行严格的验证与确认(VV),以保证FPGA安全级DCS产品的高质量和高可靠性。论文探讨了基于FPGA技术的安全级DCS系统研发过程VV生命周期模型、VV标准体系、VV活动和方法,讨论了FPGA技术安全级DCS产品VV可能采用的仿真和测试技术,并提出了FPGA开发工具鉴定的方法。     

核安全级DCS保护算法离线调试工具的设计与实现

在核电厂安全级DCS系统工程设计阶段,通过人工检查难以发现保护算法逻辑、人因错误等组态问题,设计人员也很难评估及分析算法的动态特性,而连接设备调试效率很低,且不支持暂停、回退、跳转等功能,一旦发现问题缺乏快速有效的定位手段。因此核安全级DCS中增加针对保护算法的离线调试工具是解决问题的有效手段。本文基于我国首个具有自主知识产权的核安全级数字化控制保护系统平台——和睦系统, 在满足核电标准要求的基础上实现了一种可应用于核安全级分布式控制系统（DCS）保护算法的离线调试工具。该工具大幅提高了核安全级保护算法的设计周期和测试效率,并为现场调试和故障定位提供了快速而有效的维护手段,目前已应用于阳江核电站、红沿河核电站等多个核电DCS项目中。      

基于质量特性的数字化核安全级仪控平台系统测试需求分析方法研究

在数字化核安全级仪控平台系统测试中,测试需求分析是明确测试特征的重要活动。基于核安全级仪控平台的特点,在系统测试需求分析过程中引入质量特性的概念,提出了适用于核安全级仪控平台的质量特性分类,并建立了基于质量特性及度量的平台系统测试需求分析方法。通过在某核安全级仪控产品平台中的应用,对方法的有效性进行了说明和验证,表明所提出的测试需求分析方法能较为全面地识别关键测试特征,有效提高平台系统测试分析的完整性。     

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。      

核安全级仪控系统通信残差率分析与优化

通过对基于FPGA技术的核安全级DCS通信残差率进行分析,结合安全级DCS的通信设计经验找出影响通信残差率的要素,并采取有效的设计改进措施,对DCS系统的通信设计进行优化,使核安全级DCS通信残差率进一步降低,满足功能安全SIL3指标要求。可提供一种安全通信设计优化方法,为其他安全领域安全通信设计提供参考。     

安全级DCS软件可靠性定量评估方法研究综述

合理有效地定量评估核安全级DCS软件的可靠性是核电数字化控制系统研制中面临的主要难题之一。文章总结了软件可靠性定量评估方法的理想特性和共同限制,调研了现有的软件可靠性定量评估方法并将其分类进行描述,最后依据10个理想特性评估现有的软件可靠性定量评估方法。研究结果可为核安全级DCS软件可靠性定量评估方法的开发提供指导,为DCS模型评估结果纳入反应堆PRA探索新的途径。     

核安全级DCS功能安全与信息安全权衡技术

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。      

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。