基于动态故障树的核电安全级仪控系统可靠性分析及应用
发布时间：2021-04-16 04:35
在环境压力日益增大、煤炭资源日益枯竭的今天,能源体系转型势在必行,而核能较风力发电、太阳能发电拥有清洁、稳定、利用率高、资源丰富等优点,对优化我国能源战略布局具有重要意义,近年来我国在建核电厂数量位列世界第一也证明了核电的重要性。但是由于核电厂事故也可能会对周围环境造成严重破坏,所以核电厂的安全性至关重要。安全级仪控系统通过执行相应的安全功能确保核电厂正常运行以及把核电厂维持在安全停堆状态。由于此前的技术引进,国内对于安全级仪控系统的深入研究处于起步阶段,不同事故工况下系统的运行逻辑、失效概率和系统的设计理念,是核电领域研究的重点。本文针对三代核电安全级仪控系统,在Visio平台下采用C++语言开发动态链接库来实现系统的组态仿真,可通过模拟事故工况下安全参数数值的变化和操纵员的手动操作,分析核电厂安全级仪控系统从接收安全参数信号到触发相应的安全设施驱动信号的内部运行逻辑,同时分析怎样通过闭锁信号实现不同运行阶段系统安全功能的切换,总结得到安全级仪控系统的运行机理,构成基本运行仿真分析平台。本文结合安全级仪控系统的运行机理、硬件组成和运行流程,分析安全级仪控系统失效机理。以紧急停堆功能失...
【文章来源】：东南大学江苏省 211工程院校 985工程院校 教育部直属院校
【文章页数】：88 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
全球核电行业现状尽管具有广阔的发展前景，但是核能的发展一直受到核电厂安全性的制约[6]
因此核电厂安全级数字化仪控系统的安全可靠性对核电厂能否安全、高效运十分重要。由于核电厂系统的复杂性，在分析其数字化仪控系统安全性时还需考虑不子系统间设备、参数的关联。而故障树分析法作为概率安全分析（PSA）中最为广泛用的方法，在用于核安全领域时既能定性地分析出事故工况下核电厂安全级仪控系统失效机理，也能定量计算出不同事故下安全级仪控系统发生故障的概率[9]。我国在建核电厂主要采用第三代和第四代核电技术。此前由于核电控制系统都是用技术引进，并未深入进行机理性研究，在实现数字化仪控系统国产化的过程中，提安全级仪控系统的安全可靠性，同时分析安全级仪控系统在事故工况下的控制机理，当前的研究重点。本文以 AP1000 核电机组的安全级仪控系统为研究对象，开发组态真平台，探索研究对象的控制机理，对系统在事故工况下的失效事件进行动态故障树模，定性定量分析安全级数字化仪控系统的安全可靠性，最后总结出核电厂安全级仪系统的设计理念。1.2 国内外研究现状1.2.1 AP1000 核电技术图 1-2 是第三代加核电技术的总体结构图。AP1000 是由美国西屋公司在 AP600 基础上设计研发并在 2011 年 9 月通过美国核管会的整体设计认证的一种先进的非能压水堆核电技术[10]，与二代核电技术相比，AP1000 具有以下优点：
厂都是在消化吸收 AP1000 的基础上建设的，也是 AP1000 在世界范围内首批商业化运行的核电厂。本文通过对 AP1000 安全级仪控系统的安全可靠性及其在参数异常和事故工况下运行机理的研究分析，得出核电厂运行的薄弱环节并总结出安全级仪控系统的设计理念，力图为今后的国产核电数字化仪控系统设计运用提供基本方法，全面提高我国核电事业的安全性。1.2.2 安全级仪控系统二十世纪六十年代，模拟技术仪控系统广泛应用于核电厂在内的世界各个电厂，控制显示功能通过分立元件或者模拟集成电路以硬接线的方式实现。传统模拟技术仪控系统虽具备一定的可靠性，但随着核电厂参数和设备复杂程度的提高，逐渐被控制功能更完善和信息传输显示的实时性更好的数字化仪控系统所取代。现在世界各地在建或预备筹建的核电厂均采用数字化仪控系统。为避免负责安全功能的安全级数字化仪控系统和负责核电厂运行的非安全级数字化仪控系统集成在一个系统时在参数通信和处理过程中可能发生的共模故障，必须采用安全级仪控系统独立于其他非安全级系统运行的方法。美国西屋公司 AP1000 核电厂采用的就是非安全级 DCS 的 Ovation 系统加上安全级 DCS 的 CommonQ 系统的组合；我国田湾核电厂采用的则是西门子公司的正常运行仪控系统TXP和AREVA公司的安全级仪控系统 TXS 的组合；而以红沿河、宁德、阳江、防城港核电厂为代表的 CPR1000 技术采用的则是非安全级 DCS 的 HOLLiAS 平台和安全级 DCS 的 MELTAC 的组合[12]。
【参考文献】：
期刊论文
[1]基于和睦系统的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断方案设计[J]. 齐敏,莫昌瑜,谢逸钦,石桂连. 核动力工程. 2018(01)
[2]AP1000电站停堆保护详析[J]. 杨天,陈科. 仪器仪表用户. 2016(05)
[3]核电站安全壳隔离系统旁路逆止阀的设计[J]. 管玉峰,王新宇,欧阳钦,朱金雄,张冰,郑兰疆,王广金. 机械. 2015(09)
[4]AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆定值和时间常数研究[J]. 王银丽,罗炜,张英,朱宏亮,杨戴博,袁彬. 科技视界. 2015(22)
[5]中国实现高比例可再生能源发展路径研究[J]. 白建华,辛颂旭,刘俊,郑宽. 中国电机工程学报. 2015(14)
[6]核电站安全级数字化仪控系统设计准则的分析与应用[J]. 姚光霖,孙武. 核电子学与探测技术. 2015(02)
[7]基于故障树和层次分析的可靠性分配方法[J]. 李博远,胡丽琴,陈珊琦,汪进,王芳. 安全与环境工程. 2015(01)
[8]AP1000核电厂反应堆冷却剂泵的供电与控制设计[J]. 韩勇,刘飞洋,刘文静,高永. 核动力工程. 2014(06)
[9]中国发展核能的必要性[J]. 杨辰,房超,童节娟. 核动力工程. 2014(S1)
[10]OVATION系统虚拟仿真技术研究与实现[J]. 王继华,严明,张伟,邵伯辰. 电力科学与工程. 2014(04)
博士论文
[1]中国能源消费与经济增长关系研究[D]. 吴明明.华中科技大学 2011
[2]核电厂数字化反应堆保护系统结构与可靠性研究[D]. 周海翔.哈尔滨工程大学 2007
硕士论文
[1]数字化反应堆停堆子系统可靠性分析研究[D]. 钟鹏.南华大学 2016
[2]基于Markov模型的核电站功能安全数字化控制系统可靠性评估方法研究[D]. 黄勇成.上海交通大学 2015
[3]基于动态故障树的CRH2动车组制动系统可靠性分析研究[D]. 王健.北京交通大学 2014
[4]核电厂冷却剂系统故障诊断专家系统设计研究[D]. 毛万朝.哈尔滨工程大学 2014
[5]核电站数字化仪控系统可靠性分析方法研究[D]. 郭晓明.清华大学 2011
[6]AP1000核电站RCS数字化仪控系统与停堆保护逻辑的设计[D]. 金天麟.华东理工大学 2010
[7]基于模块化思想的动态故障树分析方法研究[D]. 刘文彬.南京理工大学 2009
本文编号：3140752
【文章来源】：东南大学江苏省 211工程院校 985工程院校 教育部直属院校
【文章页数】：88 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
全球核电行业现状尽管具有广阔的发展前景，但是核能的发展一直受到核电厂安全性的制约[6]
因此核电厂安全级数字化仪控系统的安全可靠性对核电厂能否安全、高效运十分重要。由于核电厂系统的复杂性，在分析其数字化仪控系统安全性时还需考虑不子系统间设备、参数的关联。而故障树分析法作为概率安全分析（PSA）中最为广泛用的方法，在用于核安全领域时既能定性地分析出事故工况下核电厂安全级仪控系统失效机理，也能定量计算出不同事故下安全级仪控系统发生故障的概率[9]。我国在建核电厂主要采用第三代和第四代核电技术。此前由于核电控制系统都是用技术引进，并未深入进行机理性研究，在实现数字化仪控系统国产化的过程中，提安全级仪控系统的安全可靠性，同时分析安全级仪控系统在事故工况下的控制机理，当前的研究重点。本文以 AP1000 核电机组的安全级仪控系统为研究对象，开发组态真平台，探索研究对象的控制机理，对系统在事故工况下的失效事件进行动态故障树模，定性定量分析安全级数字化仪控系统的安全可靠性，最后总结出核电厂安全级仪系统的设计理念。1.2 国内外研究现状1.2.1 AP1000 核电技术图 1-2 是第三代加核电技术的总体结构图。AP1000 是由美国西屋公司在 AP600 基础上设计研发并在 2011 年 9 月通过美国核管会的整体设计认证的一种先进的非能压水堆核电技术[10]，与二代核电技术相比，AP1000 具有以下优点：
厂都是在消化吸收 AP1000 的基础上建设的，也是 AP1000 在世界范围内首批商业化运行的核电厂。本文通过对 AP1000 安全级仪控系统的安全可靠性及其在参数异常和事故工况下运行机理的研究分析，得出核电厂运行的薄弱环节并总结出安全级仪控系统的设计理念，力图为今后的国产核电数字化仪控系统设计运用提供基本方法，全面提高我国核电事业的安全性。1.2.2 安全级仪控系统二十世纪六十年代，模拟技术仪控系统广泛应用于核电厂在内的世界各个电厂，控制显示功能通过分立元件或者模拟集成电路以硬接线的方式实现。传统模拟技术仪控系统虽具备一定的可靠性，但随着核电厂参数和设备复杂程度的提高，逐渐被控制功能更完善和信息传输显示的实时性更好的数字化仪控系统所取代。现在世界各地在建或预备筹建的核电厂均采用数字化仪控系统。为避免负责安全功能的安全级数字化仪控系统和负责核电厂运行的非安全级数字化仪控系统集成在一个系统时在参数通信和处理过程中可能发生的共模故障，必须采用安全级仪控系统独立于其他非安全级系统运行的方法。美国西屋公司 AP1000 核电厂采用的就是非安全级 DCS 的 Ovation 系统加上安全级 DCS 的 CommonQ 系统的组合；我国田湾核电厂采用的则是西门子公司的正常运行仪控系统TXP和AREVA公司的安全级仪控系统 TXS 的组合；而以红沿河、宁德、阳江、防城港核电厂为代表的 CPR1000 技术采用的则是非安全级 DCS 的 HOLLiAS 平台和安全级 DCS 的 MELTAC 的组合[12]。
【参考文献】：
期刊论文
[1]基于和睦系统的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断方案设计[J]. 齐敏,莫昌瑜,谢逸钦,石桂连. 核动力工程. 2018(01)
[2]AP1000电站停堆保护详析[J]. 杨天,陈科. 仪器仪表用户. 2016(05)
[3]核电站安全壳隔离系统旁路逆止阀的设计[J]. 管玉峰,王新宇,欧阳钦,朱金雄,张冰,郑兰疆,王广金. 机械. 2015(09)
[4]AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆定值和时间常数研究[J]. 王银丽,罗炜,张英,朱宏亮,杨戴博,袁彬. 科技视界. 2015(22)
[5]中国实现高比例可再生能源发展路径研究[J]. 白建华,辛颂旭,刘俊,郑宽. 中国电机工程学报. 2015(14)
[6]核电站安全级数字化仪控系统设计准则的分析与应用[J]. 姚光霖,孙武. 核电子学与探测技术. 2015(02)
[7]基于故障树和层次分析的可靠性分配方法[J]. 李博远,胡丽琴,陈珊琦,汪进,王芳. 安全与环境工程. 2015(01)
[8]AP1000核电厂反应堆冷却剂泵的供电与控制设计[J]. 韩勇,刘飞洋,刘文静,高永. 核动力工程. 2014(06)
[9]中国发展核能的必要性[J]. 杨辰,房超,童节娟. 核动力工程. 2014(S1)
[10]OVATION系统虚拟仿真技术研究与实现[J]. 王继华,严明,张伟,邵伯辰. 电力科学与工程. 2014(04)
博士论文
[1]中国能源消费与经济增长关系研究[D]. 吴明明.华中科技大学 2011
[2]核电厂数字化反应堆保护系统结构与可靠性研究[D]. 周海翔.哈尔滨工程大学 2007
硕士论文
[1]数字化反应堆停堆子系统可靠性分析研究[D]. 钟鹏.南华大学 2016
[2]基于Markov模型的核电站功能安全数字化控制系统可靠性评估方法研究[D]. 黄勇成.上海交通大学 2015
[3]基于动态故障树的CRH2动车组制动系统可靠性分析研究[D]. 王健.北京交通大学 2014
[4]核电厂冷却剂系统故障诊断专家系统设计研究[D]. 毛万朝.哈尔滨工程大学 2014
[5]核电站数字化仪控系统可靠性分析方法研究[D]. 郭晓明.清华大学 2011
[6]AP1000核电站RCS数字化仪控系统与停堆保护逻辑的设计[D]. 金天麟.华东理工大学 2010
[7]基于模块化思想的动态故障树分析方法研究[D]. 刘文彬.南京理工大学 2009
本文编号：3140752
本文链接：https://www.wllwen.com/kejilunwen/dianlilw/3140752.html
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