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Automatic Modeling of Fault Tree for NuIEEE Transactions on Power Electronics,Clear Power Safety I&C Configuration
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作者 Shan Leng Bo Zhang +2 位作者 Wei Sun Zhiwu Guo Yichen Hao 《Energy and Power Engineering》 2013年第4期269-273,共5页
The automatic modeling of fault tree for nuclear power safety I&C configuration is designed to meet the requirements of reducing the workload and improving the traceability during the nuclear power safety I&C ... The automatic modeling of fault tree for nuclear power safety I&C configuration is designed to meet the requirements of reducing the workload and improving the traceability during the nuclear power safety I&C system reliability assessment work. To complete the fault tree automatic modeling, the Visio Automation software technology is used to analyze the topology of the nuclear power safety I&C system hardware device and software function. The good result in practical implementations shows that the nuclear power safety I&C system fault tree modeling work is successfully simplified. 展开更多
关键词 nuclear power safety i&c system ViSiO Automation AUTOMATic Modeling
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M310机组模拟机DCS组态批量自动更新研究
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作者 柳雪洁 刘建忠 《电工技术》 2024年第16期16-18,共3页
为了实现对DCS组态下装的可控,将不可见的逻辑转化为可实现的设备真实反映,研发了一项能在模拟机上实现组态真实验证的方法。然而由于模拟机的特殊性,现场真实数据无法直接安装于模拟机,需要人为修改一层组态为模拟机所允许的匹配关系,... 为了实现对DCS组态下装的可控,将不可见的逻辑转化为可实现的设备真实反映,研发了一项能在模拟机上实现组态真实验证的方法。然而由于模拟机的特殊性,现场真实数据无法直接安装于模拟机,需要人为修改一层组态为模拟机所允许的匹配关系,这将耗费大量人力,因此提出一款适用于M310机型模拟机且可快速自动批量更改DCS一层脚本的软件设计思路,旨在提升DCS数据验证的可靠性,同时降低人为修改带来的偏差。 展开更多
关键词 M310 模拟机 核电厂安全 分布式控制系统 组态数据
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Study of Accident Progression in Unsealed WWER-1000/V320 Reactor during Maintenance
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作者 Pavlin Groudev Marina Andreeva 《Journal of Power and Energy Engineering》 2016年第8期68-78,共11页
This paper discusses the results obtained during an investigation of WWER-1000 Nuclear Power Plant (NPP) behavior at shutdown reactor during maintenance. For the purpose of the analysis is selected a plant operating s... This paper discusses the results obtained during an investigation of WWER-1000 Nuclear Power Plant (NPP) behavior at shutdown reactor during maintenance. For the purpose of the analysis is selected a plant operating state with unsealed primary circuit by removing the MCP head. The reference nuclear power plant is Unit 6 at Kozloduy NPP (KNPP) site. RELAP5/ MOD3.2 computer code has been used to simulate the transient for WWER-1000/V320 NPP model. A model of WWER-1000 based on Unit 6 of KNPP has been developed for the RELAP5/MOD3.2 code at the Institute for Nuclear Research and Nuclear Energy-Bulgarian Academy of Sciences (INRNE-BAS), Sofia. The plant modifications performed in frame of modernization program have been taken into account for the investigated conditions for the unsealed primary circuit. The most specific in this analysis compared to the analyses of NPP accidents at full power is the unavailability of some important safety systems. For the purpose of the present investigation two scenarios have been studied, involving a different number of safety systems with and without operator actions. The selected initiating event and scenarios are used in support of analytical validation of Emergency Operating Procedures (EOP) at low power and they are based on the suggestions of leading KNPP experts and are important in support of analytical validation of EOP at low power. 展开更多
关键词 nuclear power Plant safety RELAP5/MOD3.2 computer code Unsealed WWER Type Reactor Residual Heat Removal system Low power and cold conditions
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核电站故障诊断专家系统综述 被引量:6
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作者 张晓华 奚树人 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第3期264-268,273,共6页
介绍了核电站故障诊断专家系统的发展状况,着重讨论了模式匹配、基于因果网络和基于系统结构与功能模型等诊断方法的基本特点。最后本文还简要讨论了提高诊断系统性能而采用的分布式与混合型的求解策略和人机界面集成化的设计方法。
关键词 核电厂 核安全 故障诊断 专家系统 综述
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核电厂安全重要仪表和控制系统标准体系概述 被引量:12
5
作者 章坚青 王根生 《自动化仪表》 CAS 北大核心 2010年第9期40-43,共4页
介绍了我国核电和核电标准的发展现状及规划,说明了压水堆核电厂安全重要仪表和控制系统的功能、范围以及所需标准。在对国外先进的核电厂安全重要仪表和控制系统标准体系进行分析的基础上,介绍了压水堆核电厂安全重要仪表和控制系统标... 介绍了我国核电和核电标准的发展现状及规划,说明了压水堆核电厂安全重要仪表和控制系统的功能、范围以及所需标准。在对国外先进的核电厂安全重要仪表和控制系统标准体系进行分析的基础上,介绍了压水堆核电厂安全重要仪表和控制系统标准的编制策略和体系结构。 展开更多
关键词 压水堆 核电厂 安全重要 仪表和控制系统 标准体系
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V&V活动中对自诊断的关注和执行方法研究 被引量:2
6
作者 张杰颖 《自动化仪表》 CAS 2016年第7期71-75,共5页
为保证和证明核电厂安全级数字化保护系统的安全性、可靠性,对其软件执行验证和确认(V&V)。自诊断V&V是常规V&V的补充。为指导自诊断V&V活动,基于软件生命周期模型提出一种方法。该方法依据标准、法规导则,将危险分析... 为保证和证明核电厂安全级数字化保护系统的安全性、可靠性,对其软件执行验证和确认(V&V)。自诊断V&V是常规V&V的补充。为指导自诊断V&V活动,基于软件生命周期模型提出一种方法。该方法依据标准、法规导则,将危险分析报告中与自诊断相关且妨碍安全功能执行的潜能危险作为软件开发中的解决项;综合考虑系统各相关要素对软件进行检查、分析和评估,通过设计V&V实例给出了分析与评估要点。仿真测试结果验证了该方法应用于自诊断V&V的正确性及可行性,表明该方法是值得推广的、实用的、有效的方法。 展开更多
关键词 核电厂 安全级数字化保护系统 V&V 自诊断 安全性 可靠性
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反应堆保护系统验证与确认研究 被引量:1
7
作者 魏海峰 孙建平 高明 《仪器仪表用户》 2012年第4期9-11,共3页
近年来系统建模与仿真技术得到了飞速发展,越来越广泛地应用于军事、经济乃至社会生活的各个部门,在核电站安全级仪控系统的验证与确认方面也发挥着极其重要的作用。验证与确认的核心问题就是为反应堆保护系统软件的可信度评估提供依据... 近年来系统建模与仿真技术得到了飞速发展,越来越广泛地应用于军事、经济乃至社会生活的各个部门,在核电站安全级仪控系统的验证与确认方面也发挥着极其重要的作用。验证与确认的核心问题就是为反应堆保护系统软件的可信度评估提供依据,保证核电站安全,并能够有效地降低风险、减少开支、增加用户对保护系统模型与仿真的信心。本文以核电站反应堆保护系统的验证与确认活动为基础,介绍了基于仿真技术的反应堆保护系统的验证和确认技术。 展开更多
关键词 建模与仿真 验证与确认 核电站安全 反应堆保护系统
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应用于核电站安全级仪控系统的硬件商品级物项检验技术研究 被引量:1
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作者 林磊 朱剑 吕秀红 《自动化博览》 2018年第11期96-99,共4页
当前各核电站安全级仪控系统均使用了部分外购物项(CGI)。为了确保这些非按核质保要求设计和制造的物项满足核安全级功能要求,需开展商品级物项适用性确认(CGD)。针对核级仪控系统,专门的检验是最直接有效的CGD方法。目前国内各核级仪... 当前各核电站安全级仪控系统均使用了部分外购物项(CGI)。为了确保这些非按核质保要求设计和制造的物项满足核安全级功能要求,需开展商品级物项适用性确认(CGD)。针对核级仪控系统,专门的检验是最直接有效的CGD方法。目前国内各核级仪控系统供应商已开始相关实践,尚未形成一套行之有效的方法。广利核公司在田湾5&6项目中做了完整实践,并提出了一种包含批的形成、抽检方案确定、检验方法设计、检验结果评估四个方面内容的硬件商品级物项批次性检验技术。实践结果证明此技术能够确保商品级物项实现安全质量目标,可在国内自主仪控系统工程实施过程中推广使用。 展开更多
关键词 核电站安全级仪控系统的商品级物项:商品级物项检验
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