核电站数字化仪控系统可靠性分析方法研究
重水堆的数字化仪控系统应用可行性分析
重水堆的数字化仪控系统应用可行性分析随着科技的不断发展，数字化仪控系统在各个行业中得到了广泛的应用。
而在核电领域，数字化仪控系统也被认为是提高安全性和效率的重要手段。
重水堆是一种重要的核反应堆类型，其数字化仪控系统的应用可行性值得深入分析和探讨。
本文将对重水堆数字化仪控系统的应用可行性进行详细分析，包括技术、安全性、经济性等方面，以期为相关领域的研究和实践提供参考。
一、技术可行性分析1. 现有技术水平目前，数字化仪控系统在核电站中的应用已经相对成熟。
各国的核电站均在不断推进数字化仪控系统的建设和更新工作，积累了丰富的经验。
美国的西屋电气公司和法国的阿海珐公司在数字化仪控系统方面拥有领先的技术和成熟的解决方案。
这为重水堆数字化仪控系统的应用提供了可靠的技术支持。
2. 技术适配性3. 技术风险评估在数字化仪控系统应用的过程中，技术风险是一个需要认真对待的问题。
针对重水堆数字化仪控系统应用的过程中可能遇到的技术风险进行全面评估，包括系统稳定性、抗干扰能力、数据传输安全性等方面。
并在技术方案设计和实施过程中，采取措施降低和控制技术风险。
1. 安全方面的考量在核电站中，安全始终是第一位的考量。
数字化仪控系统的应用需要对其在安全方面的可行性进行全面评价。
通过对数字化仪控系统在重水堆中的应用过程中可能涉及到的安全隐患和风险进行详细分析，以确保数字化仪控系统在应用过程中不会对重水堆的安全性产生负面影响。
2. 安全控制措施针对数字化仪控系统在重水堆中的应用，可以制定相应的安全控制措施和应急预案。
通过建立健全的安全管理机制和安全监管体系，对数字化仪控系统在重水堆中的应用过程进行全面监控和管理，及时发现并解决可能存在的安全问题，保障重水堆的安全运行。
1. 投资成本数字化仪控系统的建设和应用需要一定的投资成本。
通过数字化仪控系统的应用，可以提高核电站的运行效率，减少人力资源消耗，提高设备利用率和安全性，从长远来看，数字化仪控系统的应用是具有良好的经济效益的。
核电厂数字化控制系统中人因失误与可靠性研究
核电厂数字化控制系统中人因失误与可靠性研究作者：潘建宙来源：《现代企业文化·理论版》2016年第18期中图分类号：F270 文献标识：A 文章编号：1674-1145（2016）09-000-02摘要当前数字化技术已经成为了节约人力资源、提升生产效率及质量的重要手段，我国核电厂也引入了数字化控制系统，人力成本大大降低，而工作人员原本的操作任务，也逐渐转变为认知任务。
而这一情况下，也出现了新的人因失误问题，影响人因失误以及人员操作可靠性的因素众多。
本文就核电厂数字化控制系统中人因失误与可靠性进行了研究分析。
关键词核电厂数字化控制系统人因失误可靠性据相关调查表明，当前我国核工业中，有70%的安全事故发生原因是由于人员失误，由此可见人因失误控制的重要性。
尤其是当前核电厂引入了数字化控制系统，其人机交互的功能强大，核电厂必须重新考虑新的人因问题避免人因失误，增强人员操作可靠性，降低安全事故发生的可能性，避免造成不必要的损失。
一、核电厂数字化控制系统中人因失误类型核电厂数字化控制系统中人因失误可以划分为四种类型。
第一种为监视认知失误。
监视这一动作包括知识驱动的主动性监视行为，也就是操作人员为了达成某一目标，而有意识的进行监视，同时也包括数据驱动的被动监视，就是因系统发出的声音、灯光等信号，而引起操作人员的注意。
但是在一些情况下，操作人员需要同时监视大量的信息，而其注意力及记忆力有限，若是不能进行合理分配，则会出现误读、冗余、缺失等情况，从而产生信息搜索失误（如图1）。
图1 数字化主控室监控信息显示画面第二种为状态评估认知失误。
操作人员在核电厂发生异常情况时，会根据当前获取信息，结合自身以往经验，而对事故及电厂状况进行分析。
而在这一过程中，操作人员需要对当前状态元素进行明确、理解，并预测其未来状态。
而根据Endsley的状态评估模型，心智模型（Mentai model）、记忆、期望等都有可能造成操作人员的情景意识丧失，导致人因失误。
核电厂数字化仪控系统状态监测及可靠性预测方法研究
Key words
nance
：
N P P ；DCS ；status monitoring ；reliability prediction ；operation and mainte
随着数字化技术的迅速发展， 数字化仪控 系统 (D C S ) 和设备在核电厂控制系统中得到广 泛应用。D C S 是以计算机和网络通信为基础 的分布式控制系统。相比原有的模拟量仪表控 制系统， D C S 具有较高的控制精确性和强大的 运算处理能力， 能方便地实现多重冗余、 故障安 全、 容错和自诊断等功能， 在提高控制系统可靠 性的同时也极大地减少了运行和维护成本。 核电厂 D CS 和数字化设备均是软硬件的结 合体， 软件是控制逻辑， 硬件是执行机构。对于 安全可靠性要求极高的核电厂控制系统来说， 虽 然 DCS 具有诸多优势， 但其软件引起的共因故 障和软硬件的协同失效问题也不容忽视[1]。 目 前核电厂在对控制系统和设备的在线检查和自 诊断方面都有相应的保障措施， 但主要集中在对 当前时刻系统状态和单个设备功能的检查和诊 断， 如对通信板卡的输入、 输出检查， 对设备的开 关状态检查， 对通信状态的监视等。受限于仪控 系统的复杂度， 还未实现对整个控制功能的监 视， 如反应堆停堆功能可靠性的在线监视和专设 功能可靠性的在线监视， 不能为运行和维护人员
摘要： 随着我国核电的发展， 数字化仪控系统和设备的引人， 给核电厂安全性和可靠性带来的风险得到 广泛的关注。 目前国内外的核电厂数字化仪控系统状态监测仅针对单个设备， 具有一定的局限性， 忽略 了 设 备 间 的 可 靠 性 关 联 及 设 备 可 靠 性 趋 势 对 整 个 系 统 可 靠 性 的 影 响 。本 文 提 出 一 种 核 电 厂 数 字 化 仪 控 系统状态监测及可靠性预测方法， 以高压安注系统为例， 通过监测多个相关设备的状态信息， 分 析其 内 在可靠性关联， 得到设备当前可靠性趋势对整个系统可靠性状态的影响， 建 立 系 统 可 靠 性 模 型 。该模型 通过状态信息的更新， 实时监测整个系统的可靠性状态， 为核电厂系统和设备提供更为全面的预测和可 靠性状态监测， 为核电厂的系统管理、 设备管理及运行维护提供指导。 关键词 ： 核 电 厂 ;数 字 化 仪 控 系 统 ； 状态监测； 可靠性预测； 运行和维护 中图分类号： TK08 文献标志码： A 文章编号： 1000-6931(2017)12-2338-06
核电站仪控系统可靠性和可用性分析计算
核电站仪控系统可靠性和可用性分析计算发布时间：2021-04-02T09:57:42.609Z 来源：《建筑学研究前沿》2021年1期作者：邱华杰[导读] 所以这就导致了核电厂仪控系统在故障解决期间出现了存在着比较多的技术性问题，其中主要体现在以下两个方面。
福建福清核电有限公司福建省福州市福清市 350300摘要：核电站的高安全标准已经对相应的控制系统在工作时的安全性和运行可靠度提出了更高的要求，仪控系统在工作时应该通过采用有效的设计方式和技术解决方案等手段来改善和增强系统的工作可靠度和运行的稳定性，以达到能够满足对系统安全、可靠地运行的目标。
关键词：核电站仪控系统可靠性可用性一、核电厂核电站仪控系统检修及维护管理问题当前，核电厂仪控系统在维修期间的工作效率与排检时间的有效性相对比较高，但是由于核电站仪控系统在运行中发生的故障所造成的影响和后果却比较严重，所以这就导致了核电厂仪控系统在故障解决期间出现了存在着比较多的技术性问题，其中主要体现在以下两个方面。
1.设备管理缺乏完整的体系目前，系统应用中出现很多问题，这些问题的根本就是在设备管理中没有形成完整的体系，同时也没有一些专业性和系统性的设备管理组织对其进行管理。
从目前实施的过程来看，很多设备的管理方法和手段存在一定的问题，在操作的过程中会出现一定的小瑕疵，没有专业人员对先进的应用软件系统对其进行指导。
2.设备安全管理有所欠缺在实际施工的过程中，只有通过健全施工管理体制和制定安全管理条例才能够让整个施工的过程更好地进行。
在施工过程中对施工安全不重视，不能做到在每一条生产线上，每一个施工现场都做好安全管理。
在核电厂中，安全管理人员的管理工作并没有得到领导的重视。
在设备维修和管理中，需要建立相应的系统，利用信息科技对核电厂设备进行高效管理，保证核电厂运行的效率，同时也是保障旅客生命财产安全不受到损失。
二、可靠性研究的意义对于提高核电站仪控系统的可靠性和应用程度进行分析，有利于改善和提高核电站仪控系统的总体性，增加了核电站仪控系统的实际使用效率以及更好地提高其产品质量。
核电厂数字仪控系统动态可靠性分析方法综述
第41卷第12期2020年12月自动化仪表PROCESS AUT0M\TI0N INSTRl MKNTATIONVol.41 No. 12Dec.2020核电厂数字仪控系统动态可靠性分析方法综述黄晓津，朱云龙，周树桥，郭超(淸屮大学核能与新能源技术研究院，先进反应堆丨:程与安全教部重点实验室，北京丨()()〇84)摘要：仪表~拧制（I&C)系统是核电厂的屮枢神经，对确保核电厂的安全、稳定和经济运行起矜至关®要的作It丨早期使用基于模拟技术的仪控系统对核电厂的状态进行监测和控制，®部件易老化.U维护成本高昂：W此，0前核电厂使用数卞化仪控系统（DCS) 代替模拟仪控系统对于数字化仪控系统软件、硬件耦合以及人因复杂交互等特点，传统的静态可靠性分析方法无法完全适用动态可靠性分析方法可以发现设计中的薄弱环节，改善或增强数字化仪控系统的可靠性总结了动态可靠性分析方法:①当前典型的动态可靠性分折7/法，包括动态失效模式与影响分析（FMEA)、动态故障/事件树（D FT/ET)、动态流图方法（DFM ))、马尔科夫区间映 射方法（Markm/CCMT);②堪于仿K的方法，包括动态决策事忭树（〇[)KT)和连续事件树（CET)方法;③}1；他动态分析方法.包括GO- FLOW、扩展事件序列罔，P etri网该分析为该领域的进一步研究提供参％，关键词：核电厂；数字化仪控系统；动态分析：可靠性；模拟仪控系统；静态可靠性分析中图分类号：TH-86 文献标志码：A D0I： 10. 16086/j. cnki. issn 1000-0380. 2020080019Review of Dynamic Reliability Analysis Methodsfor NPP Digital Instrument and Control SystemHUANG X iao jin,Z H U Y u n lo n g,Z H O U S h u q iao,G U O Chao(Key I^ihoraton of Advanced Reactor Engineering and Safety of Ministn of Education,Institute of Nuclear and N t»w Energy Technology of Tsinghua University, Beijing 100084, China)Abstract ：Instrument and control ( l&C) system is the central nerve of nuclear power plants and plays a vital role in ensuring the safety,stability and economic operation of nuclear power plants. In the past,analog I&C system were used to monitor and control the state of nuclear power plants,but the components were prone to aging and high maintenance costs. Therefore,cunently nuclear power plants have used digital I&C systems ( DCS) to substitute analog I&C systems. Traditional static reliahililv analysis methods are not fully qualified,as DCS is rendered by the complex interactions of the software,hardware and human components. Using the dynamic reliability analysis methods, designers can find weaknesses in the DCS design, improve or strengtlien the reliability of these stages. This article summarizes dynamic reliability analysis methods：1the current typical dynamic reliability analysis methods including dynamic failure modes and effect analysis (FM KA) ,dynamic fault/event tree (D F T/E T) ,dynamic flowgraph methodology ( D F M)，Markov cell-to-cell mapping technology ( M arkov/CCM T);②simulation-based methods including dynamic decision-event tree ( DDET) and continuous event tree ( C E T) ；(3) other dynamic analysis methods including GO-FLOW, extended event sequence diagram (E SD) ,and Petri net and provide reference for further research in this field.Keywords：Nuclear power plant；Digital instrument and control system；Dynaniic analysis；Reliability；Analog instRiment control system；Static reliability analysis〇引言核电厂具有结构复杂、放射性强的特点，其典型结 构具有两个冋路,运行着许多关键设备（如堆芯、蒸汽 发生器、冷却杲等），一旦设备发生事故，将会对公共 安全、周边环境以及核能产业发展造成巨大的负面影响~。
三代核电站安全级仪控系统软件可靠性方法浅析
软件可靠性是软件质量的一个重要指标，尤其对于核电站安全级仪控系统的软件，必须在交付前进行可靠性评估。
但是，软件在运行环境、执行路径和随机因素的组合影响下，很难进行穷尽测试，因此要完全排除缺陷是不可能的。
目前的主要做法是通过对软件生命周期各项活动进行验证与确认，来确保软件能够尽可能地满足用户的要求［1］。
例如在美国核管会发布的R．G．1．152－2006中，就明确要求对核电站安全级系统软件必须进行软件验证和确认［2］。
但对于软件可靠性的定量评估，还没有形成统一的、公认的可行方法。
1国内外研究情况美国核管会发布的NUREG ／CR 6101“Softwar e Relia-bility and Safety in Nuclear Reactor Protection System ”中，提出了在软件生命周期各阶段，如计划、需求、设计、实现、集成、测试、安装等，提高核电站保护系统软件可靠性和安全性的一些做法［3］。
NUREG ／CR 7044“Developmen t of Quantita-tive Software Reliability Models for Digital Protection Sys-tems of Nuclear Power Plants ”［4］在此基础上，选择了软件可靠性增长模型和贝叶斯置信网络模型，以核电站保护系统为例，说明了软件可靠性定量分析的发展。
国际上最新的软件可靠性评估标准，是IEEE Std 1633－2016［5］。
该标准将整个软件的生命周期融入到可靠性评估中，并规定了软件可靠性评估的13个步骤。
根据软件特点和当时情况，允许对这些步骤进行裁剪。
尤其是将为达到特定软件可靠性指标而需要进行的测试时间的预计加入了评估过程，这为实现定量评估软件可靠性起到了指导作用。
我国现役核电站的仪控系统基本是引进的，对于安全级仪控系统软件的可靠性研究更是处于摸索阶段。
我国国家核安全局在HAD 102／16－2004中，介绍了对系统设计和软件开发的总则性要求，并提出对安全级系统软件生命周期各阶段的活动进行系统化、文件化、可评审的步骤，以此来证明软件的可信性［6］。
核电厂仪控设备可靠性分析汪昭翔
核电厂仪控设备可靠性分析汪昭翔发布时间：2022-12-27T07:14:47.022Z 来源：《国家科学进展》2022年9期作者：汪昭翔[导读] 随着数字技术的飞速发展，仪控系统和设备在核电厂控制系统中得到了广泛的应用。
仪表控制系统是基于计算机和网络通信的管理系统。
与原有的模拟仪控系统相比，该系统具有较高的控制精度和功能强大、运行处理能力强、易于实现多重冗余、故障安全、容错和自诊断等特点，同时提高了控制系统的可靠性，也大大降低了运行维护成本。
身份证号：46003119910811xxxx摘要：随着数字技术的飞速发展，仪控系统和设备在核电厂控制系统中得到了广泛的应用。
仪表控制系统是基于计算机和网络通信的管理系统。
与原有的模拟仪控系统相比，该系统具有较高的控制精度和功能强大、运行处理能力强、易于实现多重冗余、故障安全、容错和自诊断等特点，同时提高了控制系统的可靠性，也大大降低了运行维护成本。
关键词：核电厂；仪控系统；可靠性引言随着我国核电事业的发展，仪表与控制系统的引入给核电厂的安全与可靠性带来的风险受到了广泛关注。
目前，核电厂仪控系统的状态监测仅针对单台设备，忽略了设备可靠性趋势对整个系统可靠性的影响，存在一定的局限性。
仪控系统是核电站的中枢神经系统，而反应堆保护系统是核电站中枢神经系统的小脑，其可靠性对核电站的安全运行至关重要。
本文对如何提高电厂仪控设备的可靠性进行了研究和分析。
1核电厂常见仪控设备核电厂仪控设备包含数字化控制系统和工艺仪表设备，工艺仪表设备包含就地仪表和远传仪表，远传仪表包含开关量仪控设备和模拟量远传设备，模拟量远传设备又主要包含液位、压力、流量、温度、转速、震动、位移测量设备。
其中模拟量传感器是仪控现场设备中最重要的组成部分之一，其通常用于测量工艺系统过程参数或设备参数，用于核电机组的运行监视、自动控制或通道保护，并且模拟量远传仪表的趋势是可监视分析的。
基于以上原因，本文的主要研究内容就是仪控模拟量传感器。
核电厂DCS控制系统的可靠性与可用性分析
核电厂DCS控制系统的可靠性与可用性分析摘要：现代技术发展迅速，产品竞争激烈，人们对产品的需求不再仅仅满足于价格便宜、功能好用，还需要可靠耐用。
因此，高可靠性的产品就意味着更强的核心竞争力。
产品可靠性首先是设计出来的，而核电厂安全级DCS（分布式控制系统）作为核反应堆安全运行的重要保障设备，本身就有严格的可靠性要求，开展可靠性设计活动有十分重要的意义。
关键词：核电厂；DCS；可靠性；核电厂数字化仪控系统（简称DCS）的可靠性是系统设计、研发、操作、维护人员共同关心的问题。
对于核电厂DCS，特别强调其可靠性、可用性、易测性、可维护性等要求，要求其能在恶劣环境下完成数据采集和处理、控制和调节、诊断、通讯及信息管理等。
一、影响DCS可靠性的因素1.电源系统。
电源是 DCS 的关键部分，通常包括主机及网络电源、控制器电源和 I/ O 工作电源。
这些电源主要对控制系统设备、各控制模块、I/O模块和现场设备（如变送器、信号反馈、控制操作等）供电。
一旦电源发生故障，会使整个控制系统瘫痪，造成重大后果。
2.网络系统。
影响DCS网络正常通讯的主要因素如下：（1）系统运行时在线调试实时通讯，因配置冲突导致网络故障。
（2）为同其他上位系统通讯，在实时数据网络增加接口或更改网络结构，导致网络异常。
（3）日常使用过程中由于控制器负荷率过高，影响网络正常工作。
（4）通讯设备质量问题导致网络异常或网络中断，如交换机故障，光纤发生断线等质量问题严重影响通讯网络的正常使用。
3.软硬件。
根据近年来对 DCS 使用情况的统计和分析，DCS的软硬件应用中出现的问题主要表现在如下几个方面：（1）由于DCS 及其外部电路都是由半导体集成电路（I C）、晶体管和电阻电容等器件构成，这些电子器件不可避免的存在失效率的问题。
所以这些器件的可靠性将直接影响DCS系统的可靠性。
（2）软件系统的不成熟，经常出现死机、脱网以及控制模块输出异常等现象。
（3）软件系统的安全性不完善。
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核电站数字化仪控系统可靠性分析方法研究
郭晓明
【摘要】：在核电领域，采用数字化仪表与控制系统是先进型反应堆的一个重要特征。
数字化系统通过增加硬件系统的可靠性和稳定性，减少人因失误，提高故障检测能力等方式大幅度提高电厂的安全性。
当前的在运核电站中正逐步采用数字系统来取代模拟仪控系统，而在建、筹建的核电项目中已经全面将数字技术整合到其设计中。
与此同时，数字化仪控系统的应用也带来了一些新问题。
由于采用数字化仪控系统后，电厂需要采用大量的微处理器（CPU）及配套的软件和I/O卡件等，并经过逻辑设计将软件和硬件联系起来共同实现系统的预设功能，它可能会因设计中存在的不足或收到特殊的混合型输入的触发而导致失效。
因此，虽然数字化仪控系统被普遍认为可以提高核电站的安全性和可靠性，但仍有待通过对数字化系统的可靠性进行系统的评估来加以验证。
迄今为止，还没有一种得到一致认可的数字化系统可靠性评价方法。
本文重点讨论了传统概率安全分析方法（PSA）和动态方法在数字化系统可靠性分析中的适用性，根据各个方法的特点，选取了合适的系统模型，分别应用传统故障树方法、动态流图法以及Markov/CCMT方法进行构模，并对结果进行了讨论。
传统的故障树方法已被广泛的应用于核电厂PSA分析中，可通过组合系统组件的故障模式来模化数字化系统的失效，具有强大的灵活性。
但传统的故障树方法对于数字化系统的特性分析显得过于保守和不足。
动态流图法（DFM）具有动态的特性，可表征系统变量和时间的关系，并可用于诊断评估由软件失效、硬件失效以及环境条件等因素对系统的影响。
Markov/CCMT模型能够将结合软件的失效和硬件结合起来，一个完整的Markov/CCMT模型包含了系统所有状态的转移链，而通过这些离散状态的转移也构建出了系统结构的完整画面。
最后，在对现有的数字化系统可靠性分析方法进行了总结的基础上，对软件可靠性的评估进行了分析和归纳，并重点介绍了应用故障注入技术获取数字化系统数据的方法原理以及步骤。
【关键词】：数字化仪控系统动态方法概率安全分析软件可靠性
【学位授予单位】：清华大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2011
【分类号】：TL364.1
【目录】：
摘要3-4
Abstract4-9
主要符号对照表9-10
第1章引言10-19
1.1 核电站仪控系统技术概述10-11
1.2 数字化仪控系统可靠性分析国外研究现状11-16
1.2.1 技术路线综述11-15
1.2.2 数字化系统中的软件失效率分析研究现状15-16
1.3 数字化仪控系统可靠性分析国内研究现状16
1.4 本文主要研究内容及结构16-19
第2章传统故障树方法在数字化仪控系统可靠性分析中的应用19-31 2.1 传统故障树方法在数字化保护系统中的适用性讨论19-21
2.1.1 反应堆数字化保护系统的特点19-20
2.1.2 在AP1000 数字化保护系统可靠性分析中的应用20-21
2.2 典型反应堆数字化保护系统介绍21-23
2.3 信号失效分析过程举例23-26
2.3.1 数字化保护系统FMEA 分析与建立23-24
2.3.2 故障树模型的构建24-26
2.4 建模难点分析26-28
2.5 本章小结28-31
第3章DFM 方法在数字化仪控系统可靠性分析中的应用31-45
3.1 DFM 方法介绍31-32
3.2 典型数字化保护系统的DFM 模型32-35
3.3 数字化双微处理器控制系统的DFM 模型35-42
3.3.1 数字化双微处理器（CPU）控制模型及构模假设35-37
3.3.2 DFM 模型的建立37-42
3.4 模型求解42-44
3.4.1 质蕴含分析与求解原则42-43
3.4.2 定量化分析难点讨论43-44
3.5 本章小结44-45
第4章Markov/CCMT 模型在数字化仪控系统中的应用45-59
4.1 Markov 方法和CCMT 方法45-48
4.1.1 Markov 方法和CCMT 方法介绍45
4.1.2 应用传统Markov 法对双CPU 控制系统的分析45-48
4.2 Markov/CCMT 模型方法概述48-51
4.2.1 Markov/CCMT 方法特点48-49
4.2.2 Markov/CCMT 方法应用步骤49-51
4.3 系统级双CPU 系统Markov/CCMT 模型51-56
4.3.1 系统级双CPU 系统Markov/CCMT 模型的建立52-54
4.3.2 模型求解54-55
4.3.3 与DFM 方法质蕴含结果的比较55-56
4.4 部件级双CPU 系统Markov/CCMT 模型分析56-58
4.4.1 CPU 部件级Markov/CCMT 模型56-57
4.4.2 Markov/CCMT 模型的简化57-58
4.5 分析与讨论58
4.6 本章小结58-59
第5章数字化系统软件可靠性分析方法探讨59-71
5.1 软件可靠性分析方法59-63
5.1.1 软件可靠性分析综述60-61
5.1.2 方法总结61-63
5.2 故障注入方法63-70
5.2.1 故障的概念63-64
5.2.2 故障注入法64
5.2.3 故障的属性与故障注入技术的边界条件64-66 5.2.4 方法介绍66-69
5.2.5 结果处理和分析69-70
5.3 本章小结70-71
第6章结论与展望71-74
6.1 结论71-72
6.2 需进一步展开的工作72-74
参考文献74-77
致谢77-78
附录A 典型数字化保护系统FMEA78-81
附录B CPUA 部件级FMEA81-85
个人简历、在学期间发表的学术论文与研究成果85。