数字化反应堆保护系统信息安全与功能安全协调设计研究

1

作者 夏丹阳 孙永胜 +1 位作者 谭平 刘汪平 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期1148-1154,共7页

本文主要针对核电厂数字化反应堆保护系统(RPS)信息安全与功能安全协调设计进行研究。首先进行数字化RPS攻击树建模,定性和定量分析数字化RPS信息安全威胁,提出信息安全威胁对数字化RPS可靠性影响的量化评估方法。然后,综合考虑信息安... 本文主要针对核电厂数字化反应堆保护系统(RPS)信息安全与功能安全协调设计进行研究。首先进行数字化RPS攻击树建模,定性和定量分析数字化RPS信息安全威胁,提出信息安全威胁对数字化RPS可靠性影响的量化评估方法。然后,综合考虑信息安全与功能安全协调要求,从整体结构设计、单个子系统设计两个层面阐述协调设计原则,提出数字化RPS信息安全与功能安全协调设计方法和安全防护措施,使信息安全威胁对数字化RPS可靠性的影响降低到可接受程度。本文研究内容可用于指导数字化RPS设计。 展开更多

关键词 信息安全 反应堆保护系统 攻击树 防护设计 协调要求

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反应堆保护系统可靠性指标的评价方法研究 被引量：8

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作者 王伟 赵军 +2 位作者 童节娟 周继翔 肖鹏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第6期1101-1108,共8页

反应堆保护系统的性能水平对核电厂安全、经济、可靠运行有很大影响。而实践中如何正确评价反应堆保护系统的可靠性指标,业界并未形成一致方法。本文选取简化的典型反应堆保护系统为研究对象,主要讨论拒动概率故障树分析和误动率马尔科... 反应堆保护系统的性能水平对核电厂安全、经济、可靠运行有很大影响。而实践中如何正确评价反应堆保护系统的可靠性指标,业界并未形成一致方法。本文选取简化的典型反应堆保护系统为研究对象,主要讨论拒动概率故障树分析和误动率马尔科夫方法的适用性,分析拒动概率、误动率两个指标分别适用的评价方法,并对示例系统的可靠性指标进行定量计算。本研究对进一步澄清国内反应堆保护系统可靠性评价中的方法问题,具有重要的参考价值。 展开更多

关键词 反应堆保护系统 拒动概率 故障树方法 误动率 马尔科夫方法

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高温气冷堆示范工程反应堆保护系统故障树模型的建立和分析 被引量：6

3

作者 郭超 李铎 熊华胜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第11期2063-2070,共8页

数字化保护系统正逐步取代模拟系统,应用于新建和升级的核电厂中,数字化保护系统的可靠性分析已成为仪控领域的热点研究课题。本工作以高温气冷堆示范工程(HTR-PM)的反应堆保护系统为研究对象,研究数字化保护系统故障树模型的建立和分... 数字化保护系统正逐步取代模拟系统,应用于新建和升级的核电厂中,数字化保护系统的可靠性分析已成为仪控领域的热点研究课题。本工作以高温气冷堆示范工程(HTR-PM)的反应堆保护系统为研究对象,研究数字化保护系统故障树模型的建立和分析方法,主要研究内容包括:故障树顶事件的选取;基于失效模式与影响分析(FMEA)的故障树搭建方法,重点研究保护系统冗余通道的"2/4"表决逻辑以及通道旁通的处理方法;对故障树模型进行定性分析,并根据故障树的最小割集讨论保护系统的薄弱环节。该研究对于分析数字化保护系统的可靠性并改进系统设计具有重要意义。 展开更多

关键词 数字化反应堆保护系统 可靠性分析 失效模式与影响分析 故障树分析

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基于现场可编程门阵列的反应堆数字化保护系统设计 被引量：2

4

作者 张维 石铭德 +1 位作者 郑文祥 刘隆祉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2001年第5期432-435,共4页

介绍了一种基于现场可编程门阵列 (FieldProgrammableGateArray ,即FPGA)的新型反应堆保护系统的设计方案 ,辅以微处理器作为热备份的冗余 ,以实现设备的多样性。系统采用三取二的表决方式 ,FPGA部分执行主要的保护功能 ,并行数据处理... 介绍了一种基于现场可编程门阵列 (FieldProgrammableGateArray ,即FPGA)的新型反应堆保护系统的设计方案 ,辅以微处理器作为热备份的冗余 ,以实现设备的多样性。系统采用三取二的表决方式 ,FPGA部分执行主要的保护功能 ,并行数据处理和信号传输提高了系统的响应速度 ,避免了软件共模故障的发生。微控制器的使用增强了系统的通讯能力 ,优化了人机接口界面 。 展开更多

关键词 现场可编程门阵列 反应堆 保护系统 冗余 设计 数字化 安全运行 微处理器

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WWER型核电机组反应堆停堆保护系统设计优化与改造 被引量：1

5

作者 李伟 袁屹昆 +1 位作者 徐霞军 苑伟宇 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2011年第12期1404-1407,共4页

在进行核电机组反应堆停堆保护系统定期试验时,需依次将停堆断路器实体断开,此类定期试验风险较大,国内外运行的核电机组多次发生在反应堆停堆保护系统定期试验过程中由于设备故障导致非计划停堆的事件,造成了较大的经济损失。论文介绍... 在进行核电机组反应堆停堆保护系统定期试验时,需依次将停堆断路器实体断开,此类定期试验风险较大,国内外运行的核电机组多次发生在反应堆停堆保护系统定期试验过程中由于设备故障导致非计划停堆的事件,造成了较大的经济损失。论文介绍了某WWER核电机组反应堆停堆保护系统设计优化方案及改造的实践成果。 展开更多

关键词 核电机组 反应堆停堆保护系统 设计优化 改造

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田湾核电厂数字化反应堆保护系统故障模式与后果分析 被引量：7

6

作者 周海翔 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第6期702-706,共5页

从田湾核电厂数字化反应堆保护系统的结构出发,对数字化保护系统可能出现的故障种类、影响区域和故障后果等进行了详细分析,通过故障模式与后果分析(FMEA)方法,对田湾核电厂数字化反应堆保护系统是否存在设计薄弱环节作出了判断。本工... 从田湾核电厂数字化反应堆保护系统的结构出发,对数字化保护系统可能出现的故障种类、影响区域和故障后果等进行了详细分析,通过故障模式与后果分析(FMEA)方法,对田湾核电厂数字化反应堆保护系统是否存在设计薄弱环节作出了判断。本工作为国内数字化反应堆保护系统设计提供了一些新思路。 展开更多

关键词 数字化反应堆保护系统 故障模式 后果分析 核电厂

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数字化反应堆保护系统自监督设计 被引量：1

7

作者 尹宝娟 毛从吉 +1 位作者 李世欣 郑睿鹏 《核电子学与探测技术》 北大核心 2017年第9期903-907,共5页

数字化反应堆保护系统运行期间需要通过各种监督测试确认其可用性和安全性,自监督是一种重要的监督测试类型,从功能安全角度分析自监督也有其必要性。依据相关标准的安全原则要求,提出了一种数字化反应堆保护系统的自监督设计方案,包括... 数字化反应堆保护系统运行期间需要通过各种监督测试确认其可用性和安全性,自监督是一种重要的监督测试类型,从功能安全角度分析自监督也有其必要性。依据相关标准的安全原则要求,提出了一种数字化反应堆保护系统的自监督设计方案,包括自监督的对象、实现方法、发现异常的处理、结果信息显示等方面的内容,为相关产品设计提供了参考。 展开更多

关键词 自监督 数字化反应堆保护系统 监督测试 定期试验 功能安全

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数字化反应堆保护系统软件V&V危害分析技术研究 被引量：2

8

作者 段晓 王钊 +1 位作者 高婷 毛欢 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第S01期104-111,共8页

反应堆保护系统采用数字化技术,其软件的安全性与可靠性需要重点关注。在保护系统软件生命周期各阶段验证和确认(V&V)过程中,对软件进行危害分析,以检查、分析和确定软件可能存在的危害、危害可能造成的事故以及可能的影响和安全控... 反应堆保护系统采用数字化技术,其软件的安全性与可靠性需要重点关注。在保护系统软件生命周期各阶段验证和确认(V&V)过程中,对软件进行危害分析,以检查、分析和确定软件可能存在的危害、危害可能造成的事故以及可能的影响和安全控制措施,具有非常重要的意义。危害分析通常综合采用初步危害分析表、初步危害分析、事件树分析、失效模式及影响分析、故障树分析、概率风险评估等技术。本文结合某在建实验堆工程项目数字化保护系统实践,研究这些危害分析技术的使用方法。结果表明,危害分析技术的综合使用可有效缓解或防止软件造成系统危害的风险,提高保护系统的软件安全性。 展开更多

关键词 数字化反应堆保护系统 软件 危害分析

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HTR-PM反应堆保护系统软件可靠性增长模型的研究 被引量：2

9

作者 刘瑜 李铎 郭超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第10期1870-1875,共6页

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。本文在分析、整理HTR-PM保护系统软件开发过程中记录的测试数据基础上,研究并提出了基于错误严重程度的软件可靠性模型。软件测试过程中不同严重程度... 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。本文在分析、整理HTR-PM保护系统软件开发过程中记录的测试数据基础上,研究并提出了基于错误严重程度的软件可靠性模型。软件测试过程中不同严重程度的错误其检测难度不同,导致检测率随时间的变化趋势不同,本文提出了严重程度比函数的概念以表述这一现象,并对不同严重程度错误的检测数据分别建模,使软件可靠性模型的预测结果更具有工程应用价值。 展开更多

关键词 反应堆保护系统 软件可靠性 错误严重程度 软件可靠性增长模型

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田湾核电站数字化反应堆保护系统可靠性分析 被引量：15

10

作者 周海翔 王卫国 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2009年第6期1272-1276,1281,共6页

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... 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。 展开更多

关键词 反应堆保护系统 故障树分析 失效概率 最小割集

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基于NuPAC的核电厂反应堆保护系统 被引量：10

11

作者 曾海 I.SIEDLARCZYK 毛欢 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第4期692-697,共6页

现场可编程门阵列(FPGA)技术作为一种不同于CPU技术的数字电子技术,越来越广泛地用于核电厂安全级仪控系统。本文介绍了基于FPGA技术的核电厂反应堆保护系统平台NuPAC及反应堆保护系统的结构,分析了NuPAC平台在简化系统设计、独立性和... 现场可编程门阵列(FPGA)技术作为一种不同于CPU技术的数字电子技术,越来越广泛地用于核电厂安全级仪控系统。本文介绍了基于FPGA技术的核电厂反应堆保护系统平台NuPAC及反应堆保护系统的结构,分析了NuPAC平台在简化系统设计、独立性和多样性等方面对反应堆保护系统结构的改进。此外,分析了FPGA技术在提升反应堆保护系统的确定性、安保性和可持续性等方面的优势,介绍了反应堆保护系统的需求分析及其挑战。本文将为今后国内其他基于FPGA技术的核安全级仪控系统的开发提供参考。 展开更多

关键词 反应堆保护系统 现场可编程门阵列 关键特性 结构

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反应堆FPGA保护子系统开发与验证 被引量：1

12

作者 水璇璇 吴一纯 +4 位作者 吴志强 蔡源凤 胡剑全 郝俊伟 杨永祥 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2015年第10期1043-1047,共5页

验证与确认(V&V)方法是FPGA在核安全级仪控系统中应用所面临的关键问题之一。本研究以CPR1000核电机组一次冷却剂流量和ΔT保护系统为对象,进行基于FPGA的系统开发和V&V研究,提出了FPGA仪控系统的开发、V&V过程和方法。采... 验证与确认(V&V)方法是FPGA在核安全级仪控系统中应用所面临的关键问题之一。本研究以CPR1000核电机组一次冷却剂流量和ΔT保护系统为对象,进行基于FPGA的系统开发和V&V研究,提出了FPGA仪控系统的开发、V&V过程和方法。采用通用验证方法学(UVM)和第三方仿真工具确保硬件描述语言(HDL)代码获得100%的测试覆盖率,借助核电厂原理模拟机开展集成测试。研究结果为FPGA反应堆保护系统的开发、V&V和评审提供了理论和技术参考。 展开更多

关键词 保护系统 现场可编程门阵列 验证与确认 反应堆原理模拟机

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某核电厂反应堆保护系统的继电器板卡跳变问题 被引量：1

13

作者 刘燕 雷川 郭猛 《上海交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第S01期45-50,共6页

某核电厂反应堆保护系统以继电器板卡作为输出驱动部件.在工厂测试期间执行第3阶段定期试验,当安全触发柜旁通开关从旁通打至正常,继电器板卡发出持续约20 ms的瞬态触发信号.分析瞬态触发信号对机组正常运行的影响,结合继电器板卡内部... 某核电厂反应堆保护系统以继电器板卡作为输出驱动部件.在工厂测试期间执行第3阶段定期试验,当安全触发柜旁通开关从旁通打至正常,继电器板卡发出持续约20 ms的瞬态触发信号.分析瞬态触发信号对机组正常运行的影响,结合继电器板卡内部结构解析保护系统第3阶段定期试验原理,总结出继电器跳变为产生误触发信号的根本原因.在不变动继电器板卡原有结构的基础上,通过增加固态定时器解决该问题,可为后续反应堆保护系统的相似设计提供参考. 展开更多

关键词 反应堆保护系统 继电器板卡 第3阶段定期试验 继电器跳变 固态定时器

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基于TXS平台的数字化反应堆保护系统实现特性 被引量：4

14

作者 王强 黎国民 况德军 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第3期390-396,共7页

数字化反应堆保护系统(Reactor Protection System,RPS)作为重大改进项在CPR1000压水堆机组岭澳核电站首次引入,设计方案经历了多次变更和优化,最终伴随着岭澳核电站成功商运后完成了方案固化。本文介绍了基于阿海珐公司提供的安全级数... 数字化反应堆保护系统(Reactor Protection System,RPS)作为重大改进项在CPR1000压水堆机组岭澳核电站首次引入,设计方案经历了多次变更和优化,最终伴随着岭澳核电站成功商运后完成了方案固化。本文介绍了基于阿海珐公司提供的安全级数字化仪控平台(TELEPERM XS,TXS)在岭澳核电站反应堆保护系统最终实现方案,进而重点分析反应堆保护系统方案实现特性。上述论述对后续核电站反应堆保护系统方案实现及其国产化研制提供了借鉴和参考意义。 展开更多

关键词 岭澳核电站 数字化 反应堆保护系统(rps) REACTOR PROTECTION SYSTEM (rps)

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核电厂反应堆保护多样性驱动系统功能仿真与验证研究 被引量：1

15

作者 卢超 平嘉临 +3 位作者 江辉 谭珂 谢红云 颜振宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第B11期955-960,共6页

本文研究了CPR1000核电厂反应堆保护系统的总体结构，对其纵深防御功能进行了分析。在此基础上介绍了软件共因故障及 AP1000核电厂的应对技术——多样性驱动系统（DAS）。并对基于CPR1000核电厂的DAS基本功能需求和仿真模拟的实现方法... 本文研究了CPR1000核电厂反应堆保护系统的总体结构，对其纵深防御功能进行了分析。在此基础上介绍了软件共因故障及 AP1000核电厂的应对技术——多样性驱动系统（DAS）。并对基于CPR1000核电厂的DAS基本功能需求和仿真模拟的实现方法进行了研究。以安全壳内主给水系统管道破裂事故瞬态为例，对发生反应堆保护系统共因实效情况下DAS功能的验证、分析过程进行了阐述，证实其功能设置能有效将机组带入安全状态，缓解事故后果。 展开更多

关键词 反应堆保护系统 多样性驱动系统 共因故障 仿真 验证

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秦山核电厂反应堆保护系统及其相关设备数字化改造规划和实施策略 被引量：11

16

作者 蒋祖跃 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第1期65-69,共5页

秦山核电厂采用数字化技术改造了基于模拟技术的反应堆保护系统。与此同时,采用同一数字化安全仪控平台对堆外核测系统进行了改造。文章结合该厂原有系统的历史和现状,在广泛了解目前国际上数字化安全仪控平台的发展状况、国外核电厂在... 秦山核电厂采用数字化技术改造了基于模拟技术的反应堆保护系统。与此同时,采用同一数字化安全仪控平台对堆外核测系统进行了改造。文章结合该厂原有系统的历史和现状,在广泛了解目前国际上数字化安全仪控平台的发展状况、国外核电厂在该领域的应用现状的基础上制定适合秦山核电厂工程实际的改造规划和"以我为主,中外合作,充分利用国内技术力量"的实施策略。分析了影响和制约在役核电厂反应堆保护系统及其相关设备改造的主要因素,并对可实施性作总体评估,以了解改造过程中所面临的问题和困难,预先准备相应对策,确保技术改造目标的实现。 展开更多

关键词 反应堆保护系统 数字化 改造 规划 策略

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秦二厂3号、4号机组反应堆保护系统T3试验改进 被引量：8

17

作者 王武士 张建平 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2015年第4期331-334,共4页

本文介绍了秦二厂3号、4号机组针对反应堆保护系统T3试验实施的改进,并对目前T3试验仍然存在问题提供了改进方法,为国内其他核电厂提供可以借鉴的经验。

关键词 反应堆保护系统 T3试验 改造 开关T

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福清核电反应堆保护系统仿真软件开发 被引量：3

18

作者 姚伟 郭云生 +1 位作者 王岩 许勇 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2015年第5期468-472,共5页

本文介绍了福清核电RPR反应堆保护系统的结构组成;针对福清核电反应堆保护系统逻辑结构复杂,调试工期短等特点,使用Visual Studio.net C#开发了福清核电反应堆保护系统逻辑图的仿真软件,使得整个保护系统的结构更加的清晰,加快调试进程... 本文介绍了福清核电RPR反应堆保护系统的结构组成;针对福清核电反应堆保护系统逻辑结构复杂,调试工期短等特点,使用Visual Studio.net C#开发了福清核电反应堆保护系统逻辑图的仿真软件,使得整个保护系统的结构更加的清晰,加快调试进程;同时,采用基于TCP/IP的通信协议,与DCS的数据采集系统相连接,能够模拟现场真实控制过程;另外,利用ACCESS数据库来保存、查询与维护整个系统的数据,易于操作人员方便管理相关数据。最后通过对软件的测试表明能够达到对系统仿真的目的。 展开更多

关键词 反应堆保护系统 C# 仿真 ACCESS

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基于NuPAC的核电厂反应堆保护系统关键特性分析 被引量：3

19

作者 曾海 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第3期492-499,共8页

为确保核电厂反应堆保护系统满足核安全要求和用户需要,对基于NuPAC平台的反应堆保护系统的关键特性进行了分析。归纳出基于NuPAC平台的反应堆保护系统的14个关键特性,这些关键特性不仅覆盖了法规和标准的重要的安全要求,如单一故障准... 为确保核电厂反应堆保护系统满足核安全要求和用户需要,对基于NuPAC平台的反应堆保护系统的关键特性进行了分析。归纳出基于NuPAC平台的反应堆保护系统的14个关键特性,这些关键特性不仅覆盖了法规和标准的重要的安全要求,如单一故障准则、独立性、完整性、质量、多样性、可靠性、安保性、可操作性、可维护性及系统性能等,而且覆盖了重要的用户需求,如可兼容性、设计裕量、可持续性、灵活性和经济性等。分析得到的关键特性为下一步反应堆保护系统的需求分析提供了良好的基础和指导。 展开更多

关键词 反应堆保护系统 现场可编程门阵列 关键特性 结构

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反应堆保护系统信息安全分析 被引量：3

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作者 夏丹阳 徐展 +2 位作者 向嫄 王飞 申万万 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2016年第11期1103-1107,1141,共6页

针对国内核电厂反应堆保护系统(RPS)DCS平台研发和工程实施过程中的信息安全进行了研究,采用信息安全分级方案、区位模型,以及攻击树建模方法,对RPS进行级别和区位设定,并建立RPS攻击树模型,分析可能的攻击途径。提出了系统化的信息安... 针对国内核电厂反应堆保护系统(RPS)DCS平台研发和工程实施过程中的信息安全进行了研究,采用信息安全分级方案、区位模型,以及攻击树建模方法,对RPS进行级别和区位设定,并建立RPS攻击树模型,分析可能的攻击途径。提出了系统化的信息安全分析方法和信息安全措施,可供核电厂RPS系统平台研发、工程实施和运行维护等项目参考。 展开更多

关键词 信息安全 区位模型 反应堆保护系统 攻击树

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