期刊文献+
共找到2篇文章
< 1 >
每页显示 20 50 100
动态流图法对核电厂数字化仪控系统的可靠性评价 被引量:7
1
作者 周世梁 王浩 田聪 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第1期88-98,共11页
基于软件和微处理器的数字化技术已广泛应用于核电厂仪表与控制(I&C)系统。近十年来,在建或部分已投运的核电厂均已采用全数字化仪表与控制系统(DI&CS)进行参数的监控与控制。核电厂控制系统的全数字化极大提高了控制系统的性... 基于软件和微处理器的数字化技术已广泛应用于核电厂仪表与控制(I&C)系统。近十年来,在建或部分已投运的核电厂均已采用全数字化仪表与控制系统(DI&CS)进行参数的监控与控制。核电厂控制系统的全数字化极大提高了控制系统的性能。由于DI&CS运行过程中存在动态交互,传统静态故障树分析(FTA)不能描述这种动态的交互特性,而动态流图法(DFM)可较好地描述系统间的各种动态交互。因此采用DFM评价核电厂DI&CS自动功率控制系统(APC)的可靠性。给定三组初始条件,即传感器故障、输出闭锁装置与主处理器故障和主辅处理器故障,利用DFM的归纳分析,得出了存在对应故障情况下控制棒实际位移与正常条件下的偏差;给定义当前时刻控制棒实际位移较正常条件下偏小的顶事件,利用DFM演绎分析,得出顶事件发生贡献最大的原因为当前时刻SRB(输出闭锁装置)切换失效,主处理器输出偏小,其他节点正常的故障组合。 展开更多
关键词 可靠性分析 动态图法 DI&CS 自动功率控制系统
在线阅读 下载PDF
SGTR事故人员可靠性DFM模型定量化方法研究 被引量:1
2
作者 余少杰 赵军 方成跃 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第2期271-276,共6页
以SGTR事故人员可靠性DFM模型求解为基础,对模型定量化中的技术难点进行分析;结合THERP、HCR等第一代人员可靠性方法中人误数据库对DFM模型进行定量化分析和讨论。结果表明:质蕴含PI#5和PI#6人误概率占SGTR事故中人误的主要部分,前几个... 以SGTR事故人员可靠性DFM模型求解为基础,对模型定量化中的技术难点进行分析;结合THERP、HCR等第一代人员可靠性方法中人误数据库对DFM模型进行定量化分析和讨论。结果表明:质蕴含PI#5和PI#6人误概率占SGTR事故中人误的主要部分,前几个时间段的执行失误和诊断/决策失误的FV及RAW重要度相对较大,将时间划分为2步长、3步长和1步长的总体人误概率无显著差异,这都与如何获得的人误数据及处理质蕴含内部相关性等密切相关。 展开更多
关键词 人员可靠性分析(HRA) 动态图法(dfm) 定量化方法 蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)
在线阅读 下载PDF
上一页 1 下一页 到第
使用帮助 返回顶部