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题名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：6
- 1
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作者
周世梁
王浩
田聪
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机构
华北电力大学
非能动核能安全技术实验室
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出处
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2018年第1期88-98,共11页
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基金
国家自然科学基金(71301049)
中央高校基本科研基金(2016MS60
2016MS39)
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文摘
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。
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关键词
可靠性分析
动态流图法
DI&CS
自动功率控制系统
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Keywords
Reliability research
Dynamic flowgraph methodology
DI＆CS
Automatic power control system
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分类号
TL362
[核科学技术—核技术及应用]
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题名DFM在人员可靠性分析中的应用
被引量：1
- 2
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作者
余少杰
赵军
童节娟
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机构
清华大学核能与新能源技术研究院
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出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2011年第4期77-82,共6页
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基金
国家自然科学基金资助(70771054)
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文摘
结合人员事件分析技术(ATHEANA),探讨动态流图法(DFM)模型识别迫使失误环境(EFC)和不安全动作(UA)的可行性,并根据此方法对核电厂的蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故进行建模和求解。通过演绎分析得到26个质蕴含并对结果进行解释,其中有1个质蕴含与某核电站曾发生的人误事件情景很相似。最后对质蕴含定量化的方法以及对执行型错误(EOC)的分析等问题进行了讨论。
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关键词
人员可靠性分析
动态流图法
ATHEANA法
蒸汽发生器传热管破裂
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Keywords
Human Reliability Analysis（HRA）
Dynamic Flowgraph Methodology（DFM）
A Technique for Human Event Analysis（ATHEANA）
Steam Generator Tube Rupture（SGTR）
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分类号
TB114.3
[理学—概率论与数理统计]
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题名SGTR事故人员可靠性DFM模型定量化方法研究
被引量：1
- 3
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作者
余少杰
赵军
方成跃
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机构
中国舰船研究设计中心
清华大学核能与新能源技术研究院
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出处
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2015年第2期271-276,共6页
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基金
国家自然科学基金(70771054)资助
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文摘
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。
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关键词
人员可靠性分析(HRA)
动态流图法(DFM)
定量化方法
蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)
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Keywords
human reliability analysis （HRA）
dynamic flowgraph methodology （DFM）
quantitative method
steam generator tube rupture （SGTR）
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分类号
TB114.3
[理学—概率论与数理统计]
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