基于RBD方法的数字化反应堆保护系统可靠性分析
基于加速老化试验的反应堆保护系统（RPR）关键敏感设备（CCM）可靠性评估及老化分析研究
基于加速老化试验的反应堆保护系统（RPR）关键敏感设备（CCM）可靠性评估及老化分析研究摘要某核电站反应堆保护系统（以下简称RPR）采用日本三菱MELTAC N+平台数字化DCS产品，其电子板卡已投入运行10余年，部分元器件的失效率明显上升。
PIF卡、隔离卡等重要CCM（关键敏感重要设备）板件作为系统的核心部件，其剩余寿命决定了维修策略及系统可靠性。
为准确评估PIF卡、隔离卡等重要CCM板件的剩余寿命及可靠性水平，并为其提供维修保养的策略依据，该核电站与中国赛宝实验室（以下简称“赛宝”）开展了CCM重要板件剩余寿命评估及短寿命元器件识别的合作。
项目拟通过调研分析、寿命风险点识别、寿命老化/退化机理和主要敏感应力分析、加速寿命试验等手段，实现剩余寿命评估。
本文对PIF卡及隔离板卡的特征部件进行识别，并利用物理与化学手段对老化机理进行分析、确认，最终提取板卡的典型寿命部件及老化机理。
同时，通过对已上电使用8年的PIF卡和隔离卡进行加速老化试验（选用了潮热加电试验和温循试验，加速电子元器件电化学腐蚀），最大程度上实现了元器件的加速老化。
最终得出PIF卡和隔离卡剩余寿命预估大于17.3年。
基于老化试验分析、内外部经验反馈、厂家建议、故障影响分析等，优化PIF卡、隔离卡等CCM板件的预防性维修策略。
关键词核级DCS；老化试验分析；PIF卡；隔离卡；剩余寿命；0 引言可靠性研究起源于第二次世界大战期间，随着现代科学技术的发展，工业和军用产品的性能、精度等参数日益提高，结构日趋复杂，工作环境条件愈加严酷，产品的可靠性问题越来越突出。
在现代生产中，可靠性技术已贯穿于产品的开发研制、设计、制造、使用、维修保养等各个环节。
如何快速、有效、精准地评估产品的可靠性是可靠性工程领域长期致力于解决的实际应用问题。
传统的可靠性评估方法依赖于失效数据，而由于科技的进步，产品的可靠性越来越高，寿命越来越长，在相对短期内无法获得足够的失效数据，因而传统的可靠性理论具有一定的局限性。
基于故障树方法的核电厂数字化反应堆功率控制系统可靠性分析
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及 敏感 性 分 析 。 定义 了“ 失去调节” 和“ 失去调节” 顶事件 ， 分 别 建 立 了对 应 的 故 障 树 ， 分 析 各 类 硬 件 和 软 件 对 系统 安 全性 的影 响程 度 ， 指 出在 “ 失 去调节” 事件 中， 软 件共 模 故 障 、 驱动机构 、 传 感 器 以 及 操 作 员 操
ａ ｃ ｔ ｕａ ｔ ｏｒ ，ｓ ｅ ｎｓ ｏ ｒ ａ ｎｄ ｏ ｐ ｅ ｒ ａ ｔ ｏ ｒ ｓ ｒ ｅ ｓ ｐｏ ｎｓ ｅ ｈａ ｖ ｅ ｓ ｉ ｇ ｎｍ ｃ ａ ｎｔ ｉ ｎ ｆ ｌ ｕ ｅ ｎｃ ｅ ｔ ｏ ｓ ｙｓ ｔ ｅ ｍ ｒ ｅ ｌ ｉ ａ ｂ ｉ ｌ ｉ ｔ ｙ ｉ ｎ
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田湾核电站数字化反应堆保护系统可靠性分析
田湾核电站数字化反应堆保护系统可靠性分析
周海翔;王卫国
【期刊名称】《核电子学与探测技术》
【年(卷),期】2009(029)006
【摘要】分析了田湾核电站数字化反应堆保护系统的结构和基本功能,以故障树分析方法为基础,确定了数字化反应堆保护系统故障树的顶事件,建立了以反应堆停堆子系统失效为顶事件的故障树,利用RISK-SPECTRUM程序,对所建的故障树进行了定量分析和计算,得到了系统故障树的失效概率和最小割集,为田湾核电站运行和维修提供了有益的指导.
【总页数】6页(P1272-1276,1281)
【作者】周海翔;王卫国
【作者单位】国核自仪系统工程公司,上海,200233;江苏核电有限公司,连云
港,222042
【正文语种】中文
【中图分类】TM623
【相关文献】
1.基于故障树方法的核电厂数字化反应堆功率控制系统可靠性分析 [J], 周世梁;刘玉燕;杜文
2.田湾核电站反应堆保护系统多样化的研究 [J], 穆海洋;宋雨;管运全
3.基于 RBD 方法的数字化反应堆保护系统可靠性分析 [J], 徐冬苓
4.宁德核电站与田湾核电站数字化保护系统设计分析 [J], 郭春
5.基于重要度抽样的反应堆保护系统可靠性分析 [J], 韦文彬;李铎
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反应堆安全保护系统综合逻辑电路可靠性比较
反应堆安全保护系统综合逻辑电路可靠性比较
周法清
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1990(11)4
【摘要】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:
【总页数】6页(P85-90)
【关键词】反应堆;安全;保护;系统;可靠性
【作者】周法清
【作者单位】上海交通大学
【正文语种】中文
【中图分类】TL364.1
【相关文献】
1.有保护单元的系统综合评价的可靠性决策分析 [J], 张兆远
2.导线端子压接连接技术在核动力装置反应堆保护系统中的应用和可靠性验证 [J], 马玥;刘清;王庭兵
3.动态故障树在反应堆保护系统可靠性评估中的实践应用 [J], 李学礼;戈道川;林志贤;王韶轩;汪建业
4.基于重要度抽样的反应堆保护系统可靠性分析 [J], 韦文彬;李铎
5.一种反应堆保护系统可靠性分析 [J], 李铁柱;王眷卫;杨睿琬;文亦龙;魏旭峰
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中国先进研究堆高温高压试验回路数字化保护系统设计
0 引言
中 国 先 进 研 究 堆（China Advanced Research Reactor， CARR）是一座多用途高性能研究堆，可用于中子散射和 核物理研究、核燃料和反应堆材料辐照试验、放射性同位 素 辐 照 生 产、 中 子 活 化 分 析、 中 子 照 相 等 [1,2]。CARR 高 温高压试验回路是 CARR 实验研究平台之一，目的是利用
1.2.2 启动事故余热排出 CARR 堆 ATWS，仅通过排重水进行事故缓解，正常
Jia Yuwen，Duan Xiao，Zhang Mingkui，Xu Qiguo，Li Song （China Institute of Atomic Energy, Beijing,102413, China）
Abstract：China advanced research reactor high temperature high pressure test loop is one of test research platform of this research reactor. A protection system based on digital technology is designed for this high temperature high pressure test loop. This digital protection system consists of 3 redundant channels, which has the function of reactor trip, 6 engineered safety features trip and post-accident monitoring. This protection system has the excellent performance of high reliability, easy to maintain and test. So, this protection system is able to protect this test loop and reactor.
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。
核电厂数字化反应堆保护系统结构与可靠性研究
核电厂数字化反应堆保护系统结构与可靠性研究发布时间：2021-06-30T06:34:02.351Z 来源：《中国科技人才》2021年第10期作者：王佳黄显艺王琳[导读] 核电厂反应堆保护系统的安全完整性依照标注具体可分为硬件安全完整性和系统安全完整性。
福清核电有限公司福建省福州市福清市 350300摘要：本文从反应堆保护系统的设计准则出发，对保护系统的结构与功能进行简述，再依据影响可靠性的设计准则建立故障树，对系统的可靠性计算结果进行分析，为后续反应堆保护系统的结构设计提供参考。
关键词：反应堆保护系统；故障树；可靠性分析一、结构与功能简述核电厂反应堆保护系统的安全完整性依照标注具体可分为硬件安全完整性和系统安全完整性。
先说硬件安全完整性，其与在失效模式下的随机硬件失效有关。
硬件安全完整性规定可在同一个水平下，通过使用组合概率的通用法在子系统中进行分配，往往需要使用冗余结构来达到足够的条件。
再说系统安全完整性，其与在失效模式下的系统失效有关，虽然可以对系统失效有关的平均失效率进行预估，但是设计失效与共同原因失效所产生的失效分布是难以预计的。
如此一来便增加了特定情况下失效率的不确定性，为了作出最佳的判定，将不确定极值。
提高硬件安全完整性的措施有冗余与诊断两种。
而根据冗余通道的介质情况，又可细分为同质冗余与多样性冗余。
前者可以控制随机性故障却不能控制系统性故障，后者则是两种故障都能控制。
多样性冗余通过软件功能的多样性与硬件功能的多样性来避免设备故障，这是设计仪器控制器的基本准则。
比如核电厂常规排污坑水泵系统会根据需要采用一用二备、二用二备或者三用一备等，备用设备往往会在运行设备出现故障的时候投入使用，保持了系统的稳定性。
又或者在核电厂常规加热器系统中，处于对加热器水位实时监控的需要，往往采用在一个测点周围布置多个传感器的方法，以此来验证测量量是否属实，提高了系统的安全性。
常见的冗余结构有单通道、双通道、三通道系统，在实际应用中每个通道都会附带诊断措施，既能识别故障部件及原因，又能采用措施保证系统的安全性。
基于RBD的核电站数字化保护系统可靠性指标预计方法研究
基于RBD的核电站数字化保护系统可靠性指标预计方法研究杨婷【摘要】本文研究了核电站数字化保护系统的可靠性指标体系及指标计算原理，给出了基于RBD的数字化保护系统可靠性指标预计方法，并将该方法应用于阳江核电厂5、6号机组数字化保护系统的可靠性指标预计中。
工程实践表明，该方法不仅可以评估系统的可靠性指标，还能通过定量分析找出系统的薄弱环节，并提出改进方案以供设计人员参考，从安全性、可靠性定量分析的角度为系统设计改进提供依据。
%This paper provides the available method of reliability prediction for digital protection system by analyzing the reliability parameters of the nuclear power plant digital protection system. On the basis of researching the method of RBD, an effective reliability prediction method is applied in the Yang Jiang 5&6 nuclear power plant digital protection system. In view point of project application, the result proves that the above methods can effectively evaluate the reliability, as well as the design guidance for the designer by analyzing the system’s weakness. Above all, this method can quantitatively provide the guidance as the design improvement.【期刊名称】《仪器仪表用户》【年(卷),期】2016(000)001【总页数】5页(P90-94)【关键词】核电站数字化保护系统;RBD;可靠性指标预计;拒动概率;误动率;可用性【作者】杨婷【作者单位】北京广利核系统工程有限公司，北京 100094【正文语种】中文反应堆保护系统是核电站重要的安全系统，它对核电站安全起到了至关重要的作用，伴随着数字化仪控系统的发展，数字化保护系统的安全性和可靠性显得尤为重要[1]。
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结果表 明满足核 电厂系统总体设计要求 ， 并为优化反应堆保 护系统架构 设计 和核 电厂可靠 性分析 提供
了重要理论依据和数据支撑 。 关键词 ： 可用性 ； 故障率 ； 可靠性 方框 图 ； 平均故障修复时间 ； 平均无故 障时 间
中图分类号 ： Ｔ Ｌ ３ ６ 文献标志码 ： Ａ 文章编号 ： ０ ２ ５ ８ － ０ ９ ３ ４ （ ２ ０ １ ３ ） ０ ７ ０８ － ０ ２ ０ － ５
反 应堆保 护 系统 （ Ｒ ｒ ＇ ｓ ） 是 核 电厂 重 要 的安 全级仪 控系统 ， 为确 保核 电厂 安 全 、 可 靠 的运 行 起 着至关重 要 的作 用 。为 了减少 反应 堆停 堆和 专设 安全设 施动作 ， 提 高 电厂可 用性 和经 济性 ， 需要评 价 Ｒ Ｐ Ｓ系统 的可靠 性 ， 找 到系 统设 计 中 可 能存 在 的缺 陷 和不 足 ， 采 取提 前 和 有效 的预 防措施 ， 以减 少 由于 反应 堆 保 护 系统 故 障 导致 影 响核 电可用性 降低 事件 的发 生 。 目前 ， 反应堆 保 护 系 统 可靠 性 分 析 常用 的 方 法主要 分 为定 性可 靠性 分析 和定 量可靠 性分
靠 性 分 析 方 法 ；同 时 ， 由 于 可 靠 性 方 框 图 （ Ｒ Ｂ Ｄ ） 分析法 本 身 的直 观 和 计 算 简单 等 特 点 ， 更适 合 仪控设 计人 员使 用 。 本 文 以国 内某 一 核 电厂 的反应 堆保护 系统
架构为基础 ， 采用定量可靠性分析中的可靠性
垂 一
图 ３ 专设 安全设施 驱动功能路径可靠性方框 图
２ ． ３ 可用性 计算 方法
２ ． ３ ． １ 设备可用性算式 考 虑到反应 堆保 护 系统 的设备 具有 可修 复
或可更换 特性 ， 所 以在一 个无 限 的时 间 内， 可用
Ａ ＝［ １ ＋ Ａ×（ （ １ 一 Ｐ ｅ ）× ＋ ） ］ 一 。（ ２ ）
杂重 要接 口电路 ， 所 以具 体工 程 实 施 中也 采 用
反应堆保 护系统用 于监测关键 的 电厂参 数， 当核电厂出现异常工况时 ， 触发紧急停堆 ，
防止 事故工 况 扩大 ， 并 减 轻事 故后果 ； 当核 电厂
发生设计基准事故时 ， 例如高能管道断裂事故 ， 首先触发紧急停堆系统使反应堆停堆 ， 同时触 发专 设安 全设施 动作 ， 避 免堆 芯烧 毁 ， 防止放射
和影响分 析 （ Ｆ Ｍ Ｅ Ａ） 进行 定 性 可靠 性 分 析 和风
１ 反应 堆 保 护 系 统 功 能 和 架 构
１ ． １ 系统功 能
险概率评价 中的故障树 （ Ｆ Ｔ Ａ ） 分析法进行定量
可靠性分析。但随着数字化技术越来越多地广
泛应用于核电厂反应堆保护系统 ， 或为完成系 统 某个 功 能 的需 要 ， 在反 应 堆 保 护 系 统 引人 复
性 物质 向外释 放 。
１ ． ２ 系统架构
软件危害分析 （ Ｓ Ｈ Ａ） 和寄生 电路分 析方法可
收稿 日期 ： ２ ０ １ ３ —０ ６—１ ５
作者 简介 ： 徐冬 苓 （ １ ９ ７ ９一） ， 女， 吉林 长春 人 ， 工程
师， 硕 士， 从 事核电厂安 全级 仪控 系统设 计 、 反应 堆
方 框 图分 析 方法 对反 应 堆保 护 系统 进行 建 模 ， 通 过 分 析 和计 算 确 定 Ｒ Ｐ Ｓ系 统 可用 性 和系 统 故 障率 ， 从而 为优 化反 应堆 保 护系统设 计 、 核 电 厂 可 靠 性 分 析 提 供 重 要 的理 论 依 据 和 数 据 支
撑。
析…。在传统 的核 电厂中通常采 用故障模式
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图 ２ 反应堆停堆功能路径可靠性方框
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至少小 一 个 数 量级 ， 因此 本 文 分 析 中未 考虑 非
能动设备发生故障的概率。
基 于上 述假 设 ， 根 据 反应 堆 停 堆 和专 设 安 全 设施 驱 动 主要 功 能 ， 建 立 反 应 堆保 护 系统 的 可靠 性 分析方 框 图 ， 如 图 ２和 图 ３ 。
保护系统设计。
８ ０２
反应堆保护系统 由 ４个冗余序列 Ａ ｌ 、 Ａ ２ 、 Ｂ ｌ 和Ｂ ２组成 ， 每个序的概率大大降低 ， 可忽略共 因故 障； 软件经过严 格的质量过程 、 软件 验证和确 认， 因此本 文分析中未考虑软 件 的共 因故障 ； （ ６ ） 由于非能动 设备 故 障（ 如 电缆 和连接 器 ） 产 生的故障影响与它们相连接 的设备相 同， 且发 生故障的概率往往 比能动设备发生故障的概率
徐冬 苓
（ 上海 核工程研究设计院电气仪控所 ， 上海 ２ ０ ０ ２ ３ ３ ）
摘要 ： 以国内某一核 电厂数字化反应堆保 护系统 的架 构为基 础 ， 反 应堆停 堆 和专设安 全设施驱 动 功能为对象 ， 采用 可靠性 方框 图分析方法 ， 对反应堆保护 系统 的可 用性 和系统 故障率进 行分析 和计算 ，
第３ ３卷
２ ０ １ ３年
第 ７期
７月
核 电子学 与探 测技术
Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｅｌ ｅ ｃ ｔ ｒ ｏ ｎｉ ｃ ｓ＆ Ｄｅ ｔ ｅ ｃ ｔ ｉ ｏ ｎ Ｔｅ ｃ ｈｎ ｏ ｌ ｏ ｇ ｙ
Ｖ０ １ ． ３ ３ Ｎｏ ． ７
Ｊ ｕ ｌ ｙ 。 ２ ０ １ ３
基 于 ＲＢ Ｄ 方 法 的 数 字 化 反 应 堆 保 护 系 统 可 靠 性 分 析