本文關(guān)鍵詞：基于Markov模型的核電站功能安全數(shù)字化控制系統(tǒng)可靠性評(píng)估方法研究

  更多相關(guān)文章： 核電站 數(shù)字化控制系統(tǒng) 可靠性 故障模式和影響分析 Markov

【摘要】：數(shù)字化控制系統(tǒng)的可靠性直接影響核電站的安全性和可用性,本文針對(duì)核電站數(shù)字化功能安全控制系統(tǒng),研究了其適用的可靠性評(píng)估方法。用于數(shù)字化儀控系統(tǒng)可靠性評(píng)估的方法很多,但是在核電行業(yè)并沒(méi)有統(tǒng)一的標(biāo)準(zhǔn)和業(yè)界普遍認(rèn)可的一套方法用于數(shù)字化儀控系統(tǒng)的可靠性評(píng)估。核電數(shù)字化儀控系統(tǒng)的可靠性評(píng)估既要考慮控制系統(tǒng)與工藝系統(tǒng)之間的相互影響,又要考慮控制系統(tǒng)本身部件之間的相互影響,現(xiàn)行采用的故障樹(shù)分析方法是靜態(tài)的方法,它可以刻畫(huà)控制系統(tǒng)與工藝系統(tǒng)之間的相互影響,但是它無(wú)法描述系統(tǒng)的動(dòng)態(tài)特性。本文以核電站典型的數(shù)字化功能安全控制系統(tǒng)為研究對(duì)象,采用Markov模型對(duì)其進(jìn)行可靠性評(píng)估。主要內(nèi)容如下:1.分析了核電站儀控系統(tǒng)的主要功能,核電站儀控系統(tǒng)的總體結(jié)構(gòu)、保護(hù)系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)特點(diǎn),分析了核島典型功能安全數(shù)字化控制系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)、組成、特點(diǎn)以及工作模式和流程。2.采用故障模式和影響分析方法對(duì)核島典型功能安全數(shù)字化控制系統(tǒng)的模擬量輸入模塊、主控制器、備用控制器、電源模塊、數(shù)字量輸出模塊等部件進(jìn)行分析。3.建立了核島典型功能安全數(shù)字化控制系統(tǒng)的Markov模型,計(jì)算了其可用率和MTTF,驗(yàn)證了Markov模型可以提供用戶需求的信息。4.對(duì)控制器的共模故障進(jìn)行了探討,建立核島典型功能安全數(shù)字化控制系統(tǒng)考慮共模故障的Markov模型,并計(jì)算了其可用率和MTTF,共模故障對(duì)于可靠性影響較大,評(píng)估過(guò)程中必須考慮其影響。5.將Markov模型與現(xiàn)行的核電站靜態(tài)分析方法-故障樹(shù)進(jìn)行了比較,相比于故障樹(shù)分析方法,Markov模型具有如下優(yōu)點(diǎn):1)一個(gè)Markov模型可以求解多類(lèi)可靠性指標(biāo),比如計(jì)算系統(tǒng)的穩(wěn)態(tài)可用率和MTTF,為用戶提供要求的信息。2)一個(gè)模型可以反映系統(tǒng)多種狀態(tài)(正常運(yùn)行、降級(jí)運(yùn)行和失效狀態(tài)),可以分析多個(gè)影響可靠性的因素。3)Markov模型可以刻畫(huà)維修等系統(tǒng)的動(dòng)態(tài)特性。通過(guò)結(jié)果對(duì)比可知Markov模型計(jì)算的結(jié)果正確的,Markov模型可用于核電站核島典型功能安全數(shù)字化控制系統(tǒng)的系統(tǒng)級(jí)可靠性評(píng)估。
【關(guān)鍵詞】：核電站 數(shù)字化控制系統(tǒng) 可靠性 故障模式和影響分析 Markov
【學(xué)位授予單位】：上海交通大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2015
【分類(lèi)號(hào)】：TM623.8
【目錄】：

• 摘要5-7
• ABSTRACT7-11
• 第一章 緒論11-24
• 1.1 研究的背景及意義11-13
• 1.2 可靠性評(píng)估的規(guī)范要求13-14
• 1.3 核電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)傳統(tǒng)可靠性靜態(tài)分析技術(shù)現(xiàn)狀14-17
• 1.4 數(shù)字化儀控系統(tǒng)可靠性評(píng)估動(dòng)態(tài)方法分析17-21
• 1.5 核電數(shù)字化儀控系統(tǒng)可靠性分析方法的適用性探討21-22
• 1.6 論文主要內(nèi)容和結(jié)構(gòu)安排22-24
• 第二章 核電站數(shù)字化儀控系統(tǒng)結(jié)構(gòu)分析24-36
• 2.1 概述24
• 2.2 核電站儀控系統(tǒng)的功能24-26
• 2.3 數(shù)字化儀控系統(tǒng)總體結(jié)構(gòu)26-29
• 2.4 核電站保護(hù)系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)29-31
• 2.5 核電站核島典型功能安全數(shù)字化控制系統(tǒng)結(jié)構(gòu)31-35
• 2.6 本章小結(jié)35-36
• 第三章 數(shù)字化儀控系統(tǒng)故障模式和影響分析36-46
• 3.1 故障模式和影響分析方法36-38
• 3.1.1 FMEA分析的目的36
• 3.1.2 FMEA分析范圍36-37
• 3.1.3 分析前的準(zhǔn)備37
• 3.1.4 FMEA通用方法37-38
• 3.2 核島典型功能安全數(shù)字化控制系統(tǒng)的故障模式和影響分析38-44
• 3.2.1 模擬量輸入模塊39-40
• 3.2.2 主控制器A40-42
• 3.2.3 備用控制器B42-43
• 3.2.4 數(shù)字量輸出模塊43-44
• 3.2.5 電源模塊44
• 3.2.6 切換單元44
• 3.3 關(guān)鍵性分析44-45
• 3.4 本章小結(jié)45-46
• 第四章 MARKOV模型可靠性分析方法46-63
• 4.1 MARKOV模型概述46-49
• 4.2 基于MARKOV模型的核島典型功能安全數(shù)字化控制系統(tǒng)分析49-59
• 4.2.1 Markov模型49-51
• 4.2.2 系統(tǒng)可用率計(jì)算51-52
• 4.2.3 系統(tǒng)平均故障前時(shí)間（MTTF）計(jì)算52-55
• 4.2.4 關(guān)于共模故障的討論55-59
• 4.2.5 Markov模型分析與討論59
• 4.3 MARKOV方法與故障樹(shù)分析方法的比較59-61
• 4.3.1 故障樹(shù)模型59-61
• 4.3.2 比較分析61
• 4.4 本章小結(jié)61-63
• 第五章 總結(jié)和展望63-65
• 5.1 總結(jié)63-64
• 5.2 展望64-65
• 參考文獻(xiàn)65-68
• 致謝68-69
• 攻讀碩士學(xué)位期間已發(fā)表或錄用的論文69

【共引文獻(xiàn)】

中國(guó)期刊全文數(shù)據(jù)庫(kù) 前4條

1 李偉;袁屹昆;徐霞軍;苑偉宇;;WWER型核電機(jī)組反應(yīng)堆停堆保護(hù)系統(tǒng)設(shè)計(jì)優(yōu)化與改造[J];核電子學(xué)與探測(cè)技術(shù);2011年12期

2 朱建偉;;過(guò)程行業(yè)安全儀表系統(tǒng)典型評(píng)估方法探討[J];科技信息;2010年28期

3 張薛;李福志;趙璇;;核電廠放射性廢水調(diào)研[J];核安全;2015年03期

4 鐘峰;田軍;周紅英;于淼;徐召金;楊帆;李宇春;;基于指標(biāo)異常診斷的核電化學(xué)知識(shí)庫(kù)的研究及創(chuàng)建[J];核電子學(xué)與探測(cè)技術(shù);2015年06期

中國(guó)博士學(xué)位論文全文數(shù)據(jù)庫(kù) 前4條

1 楊紅義;中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆設(shè)計(jì)階段內(nèi)部事件一級(jí)概率安全評(píng)價(jià)[D];中國(guó)原子能科學(xué)研究院;2004年

2 高峗;基于粗糙集的故障診斷和容錯(cuò)控制理論和方法研究[D];西安科技大學(xué);2005年

3 周衛(wèi)東;組合導(dǎo)航系統(tǒng)應(yīng)用軟件可靠性研究[D];哈爾濱工程大學(xué);2006年

4 陳志輝;一體化反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)故障診斷方法研究[D];哈爾濱工程大學(xué);2009年

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本文編號(hào)：1080616