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。

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
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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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]。

HTR-PM反应堆保护系统软件可靠性模型的初步研究崔聪;李铎;郭超【摘要】High Temperature Gas-Cooled Reactor-Pebble bed Module (HTR-PM) Nuclear Power Plant (NPP) is one of the most important projects in the National Science & Technology Major Project during the eleventh Five-Year Plan period. HTR-PM digital Reactor Protection System (RPS) is one of the key research subjects in the HTR-PM NPP supported by the National S&T Major Project. The research on software reliability of digital RPS plays an important role to improve the reliability of RPS. Based on analyzing the fault data set collected during the software development of HTR-PM RPS, a new software reliability model involved the fault severity was studied and established.%高温气冷堆核电站（HTR-PM）是国家“十一·五”重大专项支持的重点工程，数字化保护系统是HTR-PM重大专项关键技术及相关试验研究项目之一。

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。

核电厂反应堆保护系统隔离卡件可靠性分析发表时间：2019-06-11T17:34:02.570Z 来源：《电力设备》2018年第36期作者：王云辉1 杨可冰2 [导读] 摘要：反应堆保护系统是核电厂的安全重要系统之一，对保护核电厂设备和人员安全、提高核电厂利用率具有极其重要的作用，保护系统的可靠性是考核其性能的一项关键指标。

（1万纳神核控股集团有限公司2海盐秦核新能设备检修有限公司浙江省嘉兴市海盐县 314300）摘要：反应堆保护系统是核电厂的安全重要系统之一，对保护核电厂设备和人员安全、提高核电厂利用率具有极其重要的作用，保护系统的可靠性是考核其性能的一项关键指标。

本文采用故障树分析法（FTA）阐述某核电厂反应堆保护系统典型保护回路中的隔离卡件的可靠性定量评估计算，以便为整个反应堆保护系统可靠性的定量计算分析提供基础数据支持。

关键词：核电厂；反应堆；保护系统；隔离卡件；分析引言：反应堆保护系统是核电厂重要的安全系统。

它对于限制核电厂事故的发展、减轻事故后果，保证反应堆及核电厂设备和人员的安全、防止放射性物质向周围环境的释放具有十分重要的作用。

它监测电厂重要的参数，对安全信号进行必要的采集、计算、定值比较、符合逻辑处理，当选定的电厂参数达到安全系统整定值时，自动地触发反应堆紧急停堆和/或驱动专设安全设施动作，以实现并维持电厂的安全停堆工况。

1.设计准则1.1自动保护除非出现危险工况到要求保护动作之间有足够长的时间允许操纵员手动操作，否则所有保护动作都应是自动的。

保护动作一旦触发就应进行到底。

除非操纵员有意识地操作逐个部件来终止专设安全设施动作。

只有系统级驱动信号被复位后，才允许操纵员进行部件级手动复位。

部件复位的一个原因是如果发生安全功能的误驱动，可通过部件复位来终止安全功能。

1.2单一故障准则反应堆保护系统具有足够的冗余度，保证不会因为单一故障而丧失保护功能。

应考虑发生在系统内部的、发生在辅助系统中的以及由外部原因引起的故障。