一、核电站数字化反应堆保护系统研究（论文文献综述）
侯宇驰[1]（2020）在《核电站保护安全监测系统研究及应用》文中提出自2011年发生了福岛核电事件,使得核电站的安全问题被人们广泛关注。2017年中国通过了《核安全法》,国家第一次以法律条文的形式明确核安全的重要性。而保护安全监测系统作为核电站核级仪控系统的核心,是核电站安全停堆最重要的保障。采用更先进、更高可靠性的三代核电技术,是我国目前核电发展的方向。但是受制于核电技术的政治敏感性,保护安全监测系统的国产化率仍然较低。本文通过简要对比AP1000技术的保护安全监测系统、EPR1000技术的保护安全监测系统,AES-91技术的保护安全监测系统,分析各种技术框架差异。基于技术先进、安全性高的原则选择AP1000技术路线进行深入研究。首先对保护安全监测系统的功能结构进行分析,根据系统结构拆分为多个子系统分别深入研究。其次,为实现功能,本文就硬件设备组成和硬件接口进行详细研究。由于保护安全监测系统的设备属于核级设备,各国对核安全级设备的鉴定试验多有不同,本文以核电站主泵转速的放大器设备为例,基于美国和IEC国际标准实现电磁兼容、抗震、热老化的设备鉴定试验,为保护安全监测系统的国产化提供实验参考。核电最重要的特性是其保护安全监测系统的可靠性。根据硬件结构,采用可靠性框图的方式对保护安全监测系统建立模型。通过Matlab编程对自动停堆功能和专设安全功能可靠性进行计算,验证系统的可靠性。提出5序列冗余采用五取二表决逻辑增加系统可靠性方案,对未来设计超过100年寿命的保护安全监测系统提供理论支持。最后,采用测试软件实现保护安全监测系统响应时间、旁路试验、超温超压停堆等功能验证。并对上述实验采用测试逻辑分析和理论验证的方式复核试验结果,确认满足设计要求。为核电厂后续实现国产化的保护安全监测系统设计、采购、调试提供一定参考。
柳云鹤[2]（2019）在《基于SCADE的核反应堆停堆逻辑的同步性与确定性建模与验证》文中研究说明反应堆保护系统是核电厂最重要的仪控系统之一,当和反应堆运行状态相关的参数达到极限值时触发紧急停堆和安全专设系统,确保核电站的安全运行。反应堆保护系统安全软件失效时可能造成事件乃至重大核泄漏事故,因此软件必须具备极高的可靠性和安全性,传统软件的手工代码开发模式,工作量巨大,且容易出错,难以满足核电安全软件的高可靠性要求。目前国外也有通过PLC梯形图搭建逻辑,再手工翻译成C代码的开发方法,虽然同时开展V&V工作对软件进行验证与确认,但其仍然不能彻底满足软件安全性需求。形式化建模是关键安全系统软件开发的重要方法之一。法国艾斯特尔公司开发的高安全性应用开发环境SCADE提供了一种基于模型的形式化建模方法,其具有严格的数学理论基础,能实现对系统功能需求的清晰、无歧义表达,相比传统手工编码开发,大大降低了代码出现模糊性和二义性问题的概率,并能够实现需求的逻辑追溯。SCADE为高安全性软件开发人员提供了数据流和安全状态机两种开发方法,能够完整的实现软件功能逻辑,同时提供模型验证方法,大大提高了模型的正确性和安全性,模型验证后还能生成认证级的高质量C代码,提供了高可靠性关键安全软件开发的完整流程。美中不足的是SCADE工具没有时间概念,对于实际存的在时序和延时问题没有针对性的验证。本文研究基于SCADE的反应堆保护系统RTS软件开发方法,在分布式RPR系统的研究基础上,利用SCADE的数据流建模、静态检查、功能测试、覆盖率分析、形式化验证以及代码生成工具等功能对分布式RPR停堆逻辑软件进行了开发。研究了 SCADE缺陷的基础上,本文提出了针对分布式RPR系统的停堆模型同步性和确定性验证方法,引入simulink工具进行了分布式RPR系统同步性验证。主要工作如下:（1）根据核反应堆保护系统发展现状和未来趋势,介绍了三代反应堆保护系统结构、功能及特点,同时对核电安全软件开发的V&V过程进行了简述,确定了模型开发路线,重点分析了停堆逻辑,确定了软件建模需求。（2）阐述SCADE工具的确定性与同步性机理。介绍了分布式RPR系统的确定性与同步性需求,说明了 SCADE对于分布式RPR系统同步性设计上的不足,通过SCADE用数据流建模方法对核反应堆RPR系统停堆逻辑进行建模并把各个子模型进行了系统集成。（3）模型确定性验证,采用SCADE工具通过手工编写测试用例进行覆盖率分析、形式化验证等方式验证了模型与需求的一致性。分布式RPR系统的同步性验证主要是引入simulink工具,在输入端加入延时,进行对比测试,最后验证了模型的同步性。（4）通过SCADE KCG组件,对所建模型生成了认证级C代码,简述了SCADE生成代码的特点,并将代码移植到VS上简单运行测试,证明了在保持高安全性要求下SCADE代码的可用性。
郑志兴[3]（2019）在《核电站反应堆控制保护系统的设计与研究》文中研究说明全数字的分散控制系统（DCS）早在20世纪70年代问世,经过40多年的不断发展和完善,其功能和性能都得到了巨大的提高。国内火电厂,已经有了多年的DCS运行经验,其系统设备的可靠性,也都得到了验证。与火电站相比,由于核电站的特殊性,要求核电站的DCS系统,具备更高的可靠性,特别是其反应堆保护系统,要求能够在反应堆稳态和瞬态功率运行（即正常运行、中等频率故障和稀有事故工况）期间,执行适当的控制和提供自动保护,防止反应堆不安全和不正常的运行,并提供触发信号以减轻事故工况（即极限事故工况）的后果。反应堆控制保护系统的设计主要遵循如下原则:1)、设计反应堆数控系统,需在现有成熟的数字化仪控系统设计理念上,结合核电站反应堆控制的工艺流程、参数极限、控制逻辑,统筹考虑、综合布局;2)、反应堆控制保护功能是核电站反应性控制和实现安全稳定运行的核心。核电站的安全性要求体现在对系统功能的级别定义,不同功能级别对数控系统的软/硬件设计要求不一样;3)、反应堆数控系统的硬件搭建,需依据不同的功能分级,做不同的硬件配置,针对1E级功能在逻辑功能实现中满足多通道、多重冗余配置（包括供电设计）、网络设计方面重点需考核安全网络隔离;4)、反应堆数控系统的软件设计,在实现正常数控系统组态下装同时,需考虑系统的在线维修及定期试验,设计软件的通道旁通、自诊断、优先级、偏差报警等功能,提高软件的可靠性,尽量避免软件的额共模故障,通过V&V验证;本文通过分析传统核电站反应堆控制保护系统的控制逻辑、硬件结构、控制的实现方式,结合DCS的结构特点,应用反应堆控制系统设计原则,研究反应堆控制系统的设计思路、设计结构,并就反应堆安全级控制系统的软件功能可靠性验证给出一定的方法和思路,分析的成果应用于国内核电站安全级DCS的研究开发。
冯雪,俞磊[4]（2018）在《安全级数字化反应堆保护系统设备鉴定技术》文中认为反应堆保护系统是核电站的中枢神经,是核电站安全运行的重要保障手段。随着科技的快速发展,以数字化反应堆保护系统代替模拟式保护系统已逐渐成为全球主流。随着国内数字化反应堆保护系统自主化研发的起步,针对数字化反应堆保护系统的可靠性和安全性的试验鉴定技术已成为我国核电发展的新课题。以相关法规、标准、技术报告为基础,结合从事该行业多年的实践经验和国内试验机构试验条件的现状,系统地介绍了一套针对安全级数字化反应堆保护系统设备鉴定的技术。技术包括鉴定方法、鉴定项目、鉴定样机硬件和软件功能选取原则及其代表性、配合鉴定样机功能测试的辅助测试支持系统、试验验收准则以及鉴定试验过程中的注意事项等,为从事安全级数字化反应堆保护系统研究的技术人员提供了一套可操作的安全级保护系统鉴定指导方案。
张钦[5]（2018）在《核电站反应堆保护系统定期试验方案设计》文中指出随着计算机技术的发展,核电站数字化保护系统已成为核电站保护系统发展的主流。反应堆保护系统在核电站发生意外事故时能及时触发停堆保护或驱动专设安全设施使反应堆恢复至安全状态,是核电站安全稳定运行的重要保障。反应堆保护系统具有自诊断功能,在系统正常运行时,对自身的软件与硬件运行状态进行实时监控。设备发生故障时,可检测故障并报警。但是由于自诊断功能的局限性以及安全级保护系统多重冗余架构的原因,系统内部的一些隐性故障仍难以发现。根据相关法规要求,需要保护系统执行定期试验功能检测那些自诊断检验不出的故障,检验保护系统功能的可用性,实现自诊断和定期试验对保护系统故障检查的全覆盖。本文首先分析了核安全法规与设计准则,按重要程度对保护系统进行安全分级,并深入研究了反应堆保护系统的系统架构与功能。通过对已应用定期试验方案的研究,为本文的方案设计提供经验参考。然后对定期试验进行需求分析并研究定期试验的标准法规与设计规范文件的要求,明确了定期试验方案的设计原则与范围,基于FirmSys平台设计了一套反应堆保护系统定期试验方案。利用分段交迭的方法将方案分为四段:（1）T1通道检查试验;（2）T2逻辑功能试验:安全停堆保护功能试验、安全专设保护功能试验及ESFAS输出试验;（3）T3试验:停堆断路器试验、驱动器试验、驱动器输出控制回路试验及接口试验;（4）响应时间试验,并详细介绍了每段的设计原理与方法。最后对本文设计的定期试验方案进行工程设计实现与验证。根据验证结果,本定期试验方案效率高且能降低人因故障风险,满足标准法规与设计的要求,是一套切实可行的定期试验方案。
田勇[6]（2018）在《核电站数字化仪控系统信息安全风险分析和应对》文中研究表明世界商用核电的发展已经超过六十年,目前核电已经与火电、水电共同构成了世界三大主要能源。随着基于信息技术的控制系统大规模应用于石化、能源等领域,信息安全问题逐步在工业控制系统的应用领域中凸显,而工业控制系统的信息安全问题中,与“核”相关的事件非常容易引起公众的关注。目前中国国内核电领域信息安全设计的顶层设计要求基本依附于现有的核电法规和标准中的比较通用的要求。完善的核电站仪控系统信息安全总体设计的理念和设计体系还有待建立,也缺乏执行性很强的验收标准或规范。本课题以核电站数字化仪控系统的信息安全为研究对象,分析了当前典型核电站数字化控制系统面临的实际风险,通过分析给出了一系列适用于核电站控制系统的信息安全领域风险识别、风险检测、风险防护、风险评估的方案。本课题研究的主要内容如下:-给出了核电站关键系统和关键数字资产识别的方法。-基于对典型核电站的数字化仪控系统总体结构的分析,识别主要的信息安全风险点,并提出应对措施。-给出了核电站仪控系统信息安全的设计要求。-结合核电站的实际设计情况,从信息安全风险点识别及评估、信息安全风险防护、信息安全事故缓解三个方面提出了具体的设计要求和方法;-提出了核电站信息安全防护纵深防御层次。本文主要聚焦于核电站仪控系统的信息安全设计需求、设计方案和设计流程的研究,具体的信息防护措施和检测技术措施以及风险评估的方法不在本文研究的范围。
朱宏益[7]（2018）在《基于蒙特卡洛法的核电站DCS可靠性分析方法研究》文中研究说明数字化仪控系统作为核电站的“神经中枢”,对确保核电站安全、可靠、经济运行起着至关重要的作用。相对于模拟仪表控制系统,数字化仪控系统的结构更为复杂,且在硬件、软件以及操作员之间存在着大量的交互作用。若仍以传统的事件树/故障树模型对其进行可靠性分析,将难以获得令人满意的结果,因此,需采用新的模型方法来完成对数字化仪控系统的可靠性评价。在所有可靠性评价方法中,因蒙特卡洛法能有效的解决“维数灾难”问题而倍受关注。但对于数字化仪控系统而言,系统失效往往是一个小概率事件,想要获得较高精度就必须进行大规模的抽样,使其计算效率较低。因此,对提高蒙特卡洛的计算效率进行研究具有重要意义。本文以核电站数字化反应堆保护系统为研究对象,首先对其结构和工作原理进行了分析。并根据对实际系统的简化假设,建立了数字化反应堆保护系统可靠性框图模型,以触发主给水/主蒸汽系统故障停堆信号为例对系统的可靠性进行了验证。在此基础上,本文对蒙特卡洛可靠性建模和减少抽样方差的技术进行了研究。利用爬山算法对统一乘子法中的最优k值进行求解。随后,引入拉格朗日乘子法对重要抽样法中最优抽样密度函数进行构造,同时将评价流程分为预抽样和正式抽样两大部分,提出了自适应重要抽样算法,并分析对比了两种改进算法的优劣。最后,为提高蒙特卡洛平均误差收敛阶,对低偏差序列的构造及其随机化方法进行了研究。将随机化后的低偏差序列应用于自适应抽样法之中,提出了基于自适应重要抽样的随机化拟蒙特卡洛法,并通过仿真验证了改进算法的正确性与有效性。
李悠然[8]（2016）在《核电厂安全喷淋专设控制的可靠性研究》文中研究指明近年来,伴随着全球常规能源的资源紧缺和环境污染等问题,核电技术作为一种清洁、高效的新兴能源,已逐步在我国乃至世界各地开始全面的推广和应用。但伴随着产生热能动力源的核裂变反应,核电厂在运行过程中将会产生大量的放射性裂变产物,如果这些放射性物质释放到大气环境中,就会给社会和公众带来严重的危害性。因此,在实际的工程应用过程中,如何保证电站的安全可靠性成为大家共同关注的问题。同时,随着数字化仪控系统DCS平台近年来在核电领域的广泛发展,基于安全级DCS平台搭建的反应堆保护系统和专设安全设施系统成为核电厂事故工况下实施预防和保护的重要措施和手段。而安全喷淋控制功能作为其中的一项重要专设安全动作,其对事故后缓解安全壳超温、超压,降低放射性物质浓度等都具有十分重要的作用。因此,分析该安全喷淋专设控制的可靠性对于核电机组的稳定运行和安全保护具有十分重要的意义。本文首先从安全性和可用性两个角度对安全喷淋专设控制的功能需求开展分析,基于工程应用中可能存在的安全喷淋控制拒动以及安全喷淋控制误动的实际问题,确认开展安全喷淋控制可靠性分析的主要方向。接着,针对产生安全喷淋控制信号指令的数字化仪控系统的结构组成及具体对象,开展必要的特性分析。同时,根据控制系统主要特性,如单一故障准则要求、冗余配置CPU以及故障监测与自诊断功能等,针对安全喷淋控制可靠性分析,开展传统分析方法和STPA分析方法的适用性分析,确定用于后续具体工程问题分析解决的主要方法。随后,针对安全喷淋的拒动控制和误动控制,分别运用STPA方法对于拒动、误动的具体工程问题逐步开展相应的可靠性分析。从全厂事故序列的角度分析拒动对其可靠性的影响,从不同程度工况的角度分析误动对其可靠性的影响,以此得出STPA分析中首先需要确定的不期望损失。同时,通过对当前设计中已存在的用于防止安全喷淋拒动和误动的相关设计方案的分析,为具体STPA分析中筛选主要潜在因素提供必要的参考依据。然后,首次尝试在核电厂安全喷淋专设控制上运用STPA可靠性分析方法,基于拒动和误动两方面不同的工程实践问题,分别绘制出相应的控制结构图,也分别创建了对应的过程模型。之后,针对控制动作中的危险动作以及其产生的潜在原因,继续开展逐层逐步的列表分析。在分析得出导致拒动或误动发生的主要潜在原因后,再针对各项因素可能存在的优化改进空间进行了必要性和可行性的考虑判断。最终结合STPA的可靠性分析的结果给出了具体的、可供实施的改进方案和建议,并通过传统PSA分析方法得到的验证数据对其实施效果和推广价值进行了必要的分析确认。通过本文的分析研究工作,不仅通过拒动、误动两个方面的工程安全性和可用性角度逐层对核电厂安全喷淋专设控制的可靠性开展了全面而系统的剖析;同时,首次尝试运用系统理论过程分析方法STPA开展核电厂安全喷淋系统的可靠性分析,这为工程应用中开拓新的可靠性分析方法、实现STPA的工程应用提供了良好的示范、积累了实践的经验;而且,基于本次可靠性分析的结果,为方案的优化改进提供了有效可行的建议,这也有助于进一步提高安全喷淋系统控制功能正确执行的可靠性,从而为核电厂的安全稳定运行提供有力的保证。
盛静,陈树明[9]（2015）在《快堆保护系统与数字化浅析》文中指出在核电站的设计和运行中,安全是至关重要的。反应堆保护系统的主要功能是保证安全停堆以及防止放射性材料的释放。为了防止无保护瞬态事故威胁到快堆安全,我们需要一个高度可靠的反应堆保护系统。数字化仪控系统与模拟仪控系统相比,其经济效益和可用性都要更高,但在软件可靠性和共因失效上引进了新的问题,且缺乏有效的V&V方法,即使如此其发展依然势不可挡。本文概述了一些国际上典型的快中子反应堆的保护系统,简述其结构和逻辑,同时就数字化反应堆保护系统的应用现状和优缺点,阐述了其发展可能遇到的困难,认为在软件完全取代硬件前,使用FPGA的专用集成电路技术已经是目前最为适用且普遍接受的方案,讨论了这一方案中如何消减软件带来的共因失效,并就反应堆保护系统完全数字化之后可能出现的问题提出了一些预测分析和建议。
王强,黎国民,况德军[10]（2014）在《基于TXS平台的数字化反应堆保护系统实现特性》文中研究表明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。
二、核电站数字化反应堆保护系统研究（论文开题报告）
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
三、核电站数字化反应堆保护系统研究（论文提纲范文）
（1）核电站保护安全监测系统研究及应用（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 核电站保护安全监测系统的研究背景和研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 国内相关研究 |
| 1.2.2 国外相关研究 |
| 1.3 研究内容与结构框架 |
| 1.3.1 研究内容 |
| 1.3.2 结构框架 |
| 第2章 保护安全监测系统结构功能及硬件组成 |
| 2.1 美国AP1000核电机组技术对保护安全监测系统结构 |
| 2.2 俄罗斯AES-91型核电机组对保护安全监测系统结构 |
| 2.3 法国EPR1000型核电机组对保护安全监测系统结构 |
| 2.4 美俄法保护安全监测系统技术对比 |
| 2.5 保护安全监测系统功能组成 |
| 2.5.1 反应堆停堆系统 |
| 2.5.2 专设安全设施驱动系统 |
| 2.5.3 核测仪表系统 |
| 2.5.4 数据处理系统 |
| 2.6 保护安全监测系统的硬件接口组成 |
| 2.6.1 双稳态逻辑处理器(BPL)盘柜 |
| 2.6.2 就地符合逻辑(LCL)盘柜 |
| 2.6.3 反应堆停堆触发和接口逻辑矩阵 |
| 2.6.4 综合逻辑处理器(ILP)盘柜 |
| 2.6.5 事件顺序(SOE)盘柜 |
| 2.6.6 接口和试验处理器(ITP)盘柜 |
| 2.6.7 综合通信处理器(ICP) |
| 2.6.8 维修试验盘(MTP)盘柜 |
| 2.6.9 爆破阀控制器(SVC)盘柜 |
| 2.6.10 合格的数据处理系统(QDPS) |
| 2.6.11 保护安全监测系统供电 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 保护安全监测系统设备鉴定实验 |
| 3.1 EMC试验 |
| 3.1.1 EMI/RFI发射测试 |
| 3.1.2 CE101低频传导发射 |
| 3.1.3 CE102高频传导发射 |
| 3.1.4 RE101磁场辐射发射 |
| 3.1.5 RE102电场辐射发射 |
| 3.1.6 EMI/RFI抗扰度测试 |
| 3.2 热老化试验 |
| 3.3 抗震试验 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 保护安全监测系统可靠性分析 |
| 4.1 可靠性计算方法 |
| 4.1.1 部件的可用性计算 |
| 4.1.2 系统的可用性计算 |
| 4.2 电源模块的可用性 |
| 4.3 单通路双稳态逻辑处理器的可用性 |
| 4.4 自动停堆断路器的可用性 |
| 4.5 专设安全功能的可用性 |
| 4.6 非公因故障下系统的可用性 |
| 4.7 预测五序列冗余系统分析 |
| 4.8 本章小结 |
| 第5章 保护安全监测系统调试及测试环境 |
| 5.1 软件调试平台 |
| 5.2 系统响应时间预运行试验 |
| 5.3 系统旁通功能验证 |
| 5.4 超温和超功率停堆保护功能验证 |
| 5.5 停堆断路器预运行功能验证 |
| 5.6 本章小结 |
| 第6章 全文总结与展望 |
| 6.1 全文总结 |
| 6.2 不足与展望 |
| 参考文献 |
| 作者简介 |
| 附录 |
| 致谢 |
| 答辩决议书 |
| 吉林大学指导教师对硕士学位论文审议意见 |
（2）基于SCADE的核反应堆停堆逻辑的同步性与确定性建模与验证（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及选题意义 |
| 1.2 研究现状 |
| 1.2.1 核电仪控系统发展历程 |
| 1.2.2 国外RPR系统介绍 |
| 1.2.3 国内RPR系统介绍 |
| 1.2.4 核电仪控软件开发研究现状 |
| 1.3 论文研究内容及结构 |
| 第2章 基于时间同步的核电关键软件建模开发方法 |
| 2.1 并发性与确定性要求及SCADE机理 |
| 2.1.1 可预测与决定论的需求 |
| 2.1.2 SCADE确定性与可预测性机理 |
| 2.1.3 同步通信及其循环融合实现机理 |
| 2.1.4 SCADE的实时性原理及其缺陷 |
| 2.2 SCADE基于模型的验证方法 |
| 2.2.1 模型检查 |
| 2.2.2 模型仿真和覆盖分析 |
| 2.2.3 形式化验证 |
| 2.3 核电安全级软件开发项目管理要求 |
| 2.3.1 核电安全级反应堆保护系统软件开发的法规要求 |
| 2.3.2 核电安全级软件完整性等级及质量要求 |
| 2.4 核电安全软件开发过程 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 反应堆保护系统停堆逻辑 |
| 3.1 概述 |
| 3.2 反应堆保护系统介绍 |
| 3.2.1 保护系统设计准则 |
| 3.2.2 保护系统组成与工作原理 |
| 3.3 分布式RPR系统结构与响应时间 |
| 3.4 RPR系统逻辑研究 |
| 3.4.1 RPR系统整体逻辑概述 |
| 3.4.2 保护系统内的安全联锁信号 |
| 3.4.3 核启动停堆 |
| 3.4.4 超功率停堆 |
| 3.4.5 反应堆堆芯释热停堆 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 RPR系统建模与仿真 |
| 4.1 RPR系统建模 |
| 4.2 中间量程停堆模块 |
| 4.3 功率量程(低整定值)停堆模块 |
| 4.4 功率量程(高定值)停堆模块 |
| 4.5 功率量程高中子变化率停堆模块 |
| 4.6 稳压器压力低停堆模块 |
| 4.7 稳压器水位高停堆模块 |
| 4.8 冷却剂流量低停堆模块 |
| 4.9 反应堆冷却剂主泵转速低停堆模块 |
| 4.10 保护系统停堆逻辑集成模型时间延迟分析 |
| 4.11 本章小结 |
| 第5章 基于SCADE的反应堆分布式RPR停堆模型验证 |
| 5.1 同步性与确定性验证需求 |
| 5.2 基于SCADE的模型确定性验证 |
| 5.2.1 测试用例编写 |
| 5.2.2 主机上的功能测试 |
| 5.2.3 模型覆盖率分析 |
| 5.2.4 形式化验证 |
| 5.3 利用simulink进行模型同步性验证 |
| 5.4 基于VS软件集成平台的代码移植测试 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 参考文献 |
| 附录1 MC/DC覆盖率分析测试用例和测试场景脚本(仅以两个模块为例) |
| 攻读硕士学位期间发表的学术论文及参与的科研项目 |
| 致谢 |
| 学位论文评阅及答辩情况表 |
（3）核电站反应堆控制保护系统的设计与研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 图表清单及主要符号表 |
| 主要符号及代码清单 |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 核电站数字化仪控系统概述 |
| 1.3 数字化仪表控制系统与传统控制系统的比较 |
| 1.4 传统反应堆控制保护系统结构 |
| 1.5 问题的提出 |
| 第二章 核电站反应堆保护设计逻辑及原则 |
| 2.1 反应堆保护系统的结构及设计 |
| 2.2 反应堆保护系统的设计准则 |
| 2.2.1 单一故障准则 |
| 2.2.2 冗余性和独立性 |
| 2.2.3 多样性 |
| 2.2.4 故障安全准则 |
| 2.2.5 可试验性和可维修性 |
| 2.3 反应堆保护系统的设计思路 |
| 2.3.1 燃料包壳的保护 |
| 2.3.2 核仪表系统提供的保护 |
| 2.3.3 反应堆保护系统的控制逻辑设计 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 反应堆控制保护硬件结构设计 |
| 3.1 反应堆控制保护系统的功能分配 |
| 3.2 反应堆控制系统的结构设计 |
| 3.2.1 功能分配 |
| 3.2.2 接口 |
| 3.2.3 各类子系统构成介绍 |
| 3.3 本章小结 |
| 第四章 反应堆控制保护系统软件设计 |
| 4.1 反应堆控制保护系统软件设计 |
| 4.1.1 设计流程 |
| 4.1.2 软件控制逻辑的功能配置 |
| 4.2 软件相关的专项设计 |
| 4.2.1 旁通设计 |
| 4.2.2 自诊断设计 |
| 4.2.3 优先级管理功能设计 |
| 4.2.4 缺省值设计 |
| 4.2.5 偏差报警设计 |
| 4.2.6 隔离设计 |
| 4.3 反应堆控制保护系统软件的“V&V”验证 |
| 4.3.1 范围 |
| 4.3.2 生命周期模型 |
| 4.3.3 软件完整性级别方案 |
| 4.3.4 V&V执行流程 |
| 4.3.5 验证基线评估 |
| 4.3.6 验证执行 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 总结与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| Ⅳ-2答辩委员会对论文的评定意见 |
（4）安全级数字化反应堆保护系统设备鉴定技术（论文提纲范文）
| 0 引言 |
| 1 数字化反应堆保护系统设备鉴定项目 |
| 1.1 老化试验 |
| 1.1.1 湿度老化 |
| 1.1.2 运行老化 |
| 1.1.3 振动 |
| 1.1.4 地震 |
| 1.2 电磁兼容试验 |
| 2 鉴定样机代表性研究 |
| 3 功能测试与验收原则 |
| 4 辅助测试支持系统 |
| 5 结束语 |
（5）核电站反应堆保护系统定期试验方案设计（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 核电的发展背景 |
| 1.2 数字化保护系统发展历程 |
| 1.3 定期试验研究目的及意义 |
| 1.4 定期试验平台 |
| 1.5 本文主要内容 |
| 第2章 反应堆保护系统及定期试验研究 |
| 2.1 反应堆保护系统设计标准与准则 |
| 2.1.1 相关标准 |
| 2.1.2 设计准则 |
| 2.2 反应堆保护系统安全分级 |
| 2.3 反应堆保护系统架构及功能 |
| 2.3.1 反应堆停堆保护系统 |
| 2.3.2 专设安全设施驱动系统 |
| 2.4 自诊断功能 |
| 2.5 定期试验方案 |
| 2.5.1 TXS平台定期试验方案 |
| 2.5.2 Common Q平台定期试验方案 |
| 2.5.3 MELTAC平台定期试验方案 |
| 2.5.4 Tricon平台定期试验方案 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 反应堆保护系统定期试验设计 |
| 3.1 需求分析及设计要求 |
| 3.1.1 需求分析 |
| 3.1.2 标准要求 |
| 3.1.3 其他要求 |
| 3.2 定期试验总体设计方案 |
| 3.3 定期试验具体设计方案 |
| 3.3.1 T1试验设计 |
| 3.3.2 T2试验设计 |
| 3.3.3 T3试验设计 |
| 3.3.4 响应时间试验 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 反应堆保护系统定期试验实现与验证 |
| 4.1 定期试验方案实现 |
| 4.1.1 试验硬件设备 |
| 4.1.2 试验逻辑设计 |
| 4.1.3 试验表格设计 |
| 4.2 定期试验方案验证 |
| 4.2.1 试验验证工具 |
| 4.2.2 试验功能验证 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 结论与展望 |
| 5.1 结论 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 致谢 |
（6）核电站数字化仪控系统信息安全风险分析和应对（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 选题背景 |
| 1.2 仪控系统信息安全的研究现状 |
| 1.3 本课题研究的内容 |
| 1.4 本章小结 |
| 第二章 核电站信息安全需求 |
| 2.1 核电站信息安全定义 |
| 2.2 核电站计算机系统信息安全顶层标准 |
| 2.3 核电站仪控系统信息安全需求 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 核电站数字化仪控系统资产属性评估 |
| 3.1 核电站关键数字资产识别方法 |
| 3.2 核电站数字化仪控系统资产属性分析 |
| 3.2.1 核电站仪控系统概况 |
| 3.2.2 核电站数字化系统资产属性识别 |
| 3.3 本章小结 |
| 第四章 核电站数字化仪控系统信息安全设计 |
| 4.1 仪控系统信息安全总体设计过程 |
| 4.2 仪控系统信息安全设计要求 |
| 4.3 信息安全风险识别及评估 |
| 4.4 信息安全风险防护 |
| 4.4.1 技术手段 |
| 4.4.2 管理手段 |
| 4.4.3 仪控系统信息安全风险应对措施 |
| 4.5 信息安全事故的缓解 |
| 4.5.1 信息安全攻击的识别 |
| 4.5.2 信息安全攻击的应对 |
| 4.5.3 信息安全攻击的后备手段 |
| 4.5.4 信息安全技术纵深防御层次 |
| 4.6 本章小结 |
| 第五章 全文总结 |
| 5.1 主要结论 |
| 5.2 研究展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
（7）基于蒙特卡洛法的核电站DCS可靠性分析方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 DCS研究现状 |
| 1.3 动态可靠性分析方法概述 |
| 1.4 蒙特卡洛方法概述 |
| 1.5 本文主要研究内容 |
| 第2章 DCS的结构与FMEA |
| 2.1 DCS的结构 |
| 2.2 RPS的结构 |
| 2.3 RPS的FMEA |
| 2.3.1 FMEA方法概述 |
| 2.3.2 FMEA结果与分析 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 蒙特卡洛可靠性分析方法研究 |
| 3.1 基本原理 |
| 3.1.1 伪随机数与随机抽样 |
| 3.1.2 收敛判据与误差分析 |
| 3.2 减少抽样方差的技术 |
| 3.2.1 重要抽样法 |
| 3.2.2 分层抽样法 |
| 3.2.3 对偶抽样法 |
| 3.2.4 控制变量法 |
| 3.3 统一乘子法 |
| 3.3.1 基本原理 |
| 3.3.2 分析流程 |
| 3.4 自适应重要抽样法 |
| 3.4.1 基本原理 |
| 3.4.2 分析流程 |
| 3.5 实例分析 |
| 3.5.1 理论分析 |
| 3.5.2 统一乘子法仿真分析 |
| 3.5.3 自适应重要抽样法仿真分析 |
| 3.6 本章小结 |
| 第4章 拟蒙特卡洛可靠性分析方法研究 |
| 4.1 基本原理 |
| 4.1.1 偏差 |
| 4.1.2 Koksma-Hlawka不等式 |
| 4.2 低偏差序列的构造 |
| 4.2.1 Halton序列 |
| 4.2.2 Sobol序列 |
| 4.2.3 (t,m,s)网和(t,s)序列 |
| 4.3 随机化低偏差序列 |
| 4.3.1 随机漂移法 |
| 4.3.2 Owen随机化法 |
| 4.3.3 线性矩阵加扰法 |
| 4.4 基于自适应重要抽样的随机化拟蒙特卡洛法 |
| 4.4.1 分析流程 |
| 4.4.2 仿真分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文和取得的科研成果 |
| 致谢 |
（8）核电厂安全喷淋专设控制的可靠性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 选题背景 |
| 1.2 技术应用和发展趋势 |
| 1.2.1 核电仪控系统的应用与发展 |
| 1.2.2 可靠性技术在核电领域的应用与发展 |
| 1.3 核电安全喷淋专设控制可靠性研究的必要性 |
| 1.4 课题研究的主要内容 |
| 1.5 本章小结 |
| 第二章 安全喷淋专设控制的可靠性需求分析 |
| 2.1 功能需求分析 |
| 2.1.1 保证电站安全性的要求 |
| 2.1.2 维护电站可用性的要求 |
| 2.2 工程应用中的可靠性实际问题 |
| 2.2.1 工程上存在的安喷控制拒动问题 |
| 2.2.2 工程上存在的安喷控制误动问题 |
| 2.3 安全喷淋可靠性的综合分析 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 安全喷淋控制系统特性及可靠性方法适应性分析 |
| 3.1 安全喷淋控制系统的分析 |
| 3.1.1 安喷启动控制信号的产生 |
| 3.1.2 实现安喷信号的控制系统组成 |
| 3.2 安全喷淋控制系统对象特性分析 |
| 3.2.1 单一故障准则要求 |
| 3.2.2 冗余配置的CPU |
| 3.2.3 故障监测和诊断功能 |
| 3.3 可靠性方法适用性分析 |
| 3.3.1 传统可靠性分析方法特点及其对安喷控制的适应性分析 |
| 3.3.2 STPA方法的特点及其对安喷控制的适应性分析 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 安喷控制拒动问题的可靠性分析 |
| 4.1 安喷拒动相关的工程方案分析 |
| 4.1.1 基于事故序列的安全喷淋控制拒动影响 |
| 4.1.2 防止安喷拒动的现有设计分析 |
| 4.2 运用STPA的安喷拒动可靠性建模分析 |
| 4.3 基于分析结果的优化方案 |
| 4.3.1 减少拒动的优化建议 |
| 4.3.2 改进方案的可行性验证 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 安喷控制误动问题的可靠性分析 |
| 5.1 安喷误动相关的工程方案分析 |
| 5.1.1 基于不同工况的安全喷淋控制误动影响 |
| 5.1.2 防止安喷误动的现有设计分析 |
| 5.2 运用STPA的安喷误动可靠性建模分析 |
| 5.3 基于分析结果的优化方案 |
| 5.3.1 减少误动的优化建议 |
| 5.3.2 改进方案的可行性验证 |
| 5.4 本章小结 |
| 第六章 总结与展望 |
| 6.1 主要工作与创新点 |
| 6.2 后续研究工作 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
（10）基于TXS平台的数字化反应堆保护系统实现特性（论文提纲范文）
| 1 岭澳核电站反应堆保护系统功能 |
| 2 岭澳核电站反应堆保护系统 (RPS) 结构 |
| 3 岭澳核电站反应堆保护系统 (RPS) 特性分析 |
| 3.1 TXS总线技术 |
| 3.2 反应堆保护预处理系统 (PIPS) |
| 3.3 TXS冗余与多样性 |
| 3.4 反应堆停堆典型硬件逻辑 (RT) |
| 3.5 专设安全设施典型硬件逻辑 (ESFAS) |
| 3.6 反应堆保护支持系统 (Support System) |
| 3.7 优选管理模块AV42 |
| 3.8 反应堆保护系统定期试验 |
| 4 结论 |
四、核电站数字化反应堆保护系统研究（论文参考文献）
- [1]核电站保护安全监测系统研究及应用[D]. 侯宇驰. 吉林大学, 2020(03)
- [2]基于SCADE的核反应堆停堆逻辑的同步性与确定性建模与验证[D]. 柳云鹤. 山东大学, 2019(09)
- [3]核电站反应堆控制保护系统的设计与研究[D]. 郑志兴. 华南理工大学, 2019(01)
- [4]安全级数字化反应堆保护系统设备鉴定技术[J]. 冯雪,俞磊. 自动化仪表, 2018(09)
- [5]核电站反应堆保护系统定期试验方案设计[D]. 张钦. 华北电力大学, 2018(01)
- [6]核电站数字化仪控系统信息安全风险分析和应对[D]. 田勇. 上海交通大学, 2018(06)
- [7]基于蒙特卡洛法的核电站DCS可靠性分析方法研究[D]. 朱宏益. 哈尔滨工程大学, 2018(01)
- [8]核电厂安全喷淋专设控制的可靠性研究[D]. 李悠然. 上海交通大学, 2016(01)
- [9]快堆保护系统与数字化浅析[A]. 盛静,陈树明. 中国核科学技术进展报告（第四卷）——中国核学会2015年学术年会论文集第2册（核能动力分卷（上））, 2015
- [10]基于TXS平台的数字化反应堆保护系统实现特性[J]. 王强,黎国民,况德军. 核科学与工程, 2014(03)