本文選題：二元決策圖 + 故障樹分析法　； 參考：《上海交通大學(xué)》2013年碩士論文

【摘要】：反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)是由安全級(jí)儀表與控制系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)的，新一代核電儀控系統(tǒng)已經(jīng)采用數(shù)字化技術(shù)。目前，我國(guó)核電站使用的數(shù)字化儀控系統(tǒng)均是由外國(guó)公司設(shè)計(jì)生產(chǎn)。核電數(shù)字化保護(hù)系統(tǒng)的自主開發(fā)對(duì)我國(guó)核電技術(shù)發(fā)展具有重要的意義。按照核電標(biāo)準(zhǔn)與導(dǎo)則的要求，只有通過驗(yàn)證與確認(rèn)的產(chǎn)品才能應(yīng)用于安全級(jí)儀控系統(tǒng)。目前國(guó)內(nèi)尚未建立規(guī)范的驗(yàn)證與確認(rèn)認(rèn)證程序，在保護(hù)系統(tǒng)維護(hù)階段的驗(yàn)證與確認(rèn)程序主要是從功能上進(jìn)行仿真測(cè)試。 本文從核電數(shù)字化反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)軟件開發(fā)平臺(tái)需求出發(fā)，考慮保護(hù)系統(tǒng)維護(hù)階段的驗(yàn)證與確認(rèn)活動(dòng)與軟件可靠性分析相結(jié)合，根據(jù)可靠性分析結(jié)果提出改進(jìn)建議，為核電保護(hù)系統(tǒng)的改進(jìn)與自主設(shè)計(jì)提供思路。 本文的創(chuàng)新點(diǎn)包括以下三點(diǎn)： 1)提出將軟件可靠性分析技術(shù)應(yīng)用到核電廠安全級(jí)應(yīng)用軟件維護(hù)階段的驗(yàn)證與確認(rèn)活動(dòng)中，從而提出保護(hù)系統(tǒng)的改進(jìn)建議，用于滿足不斷升級(jí)的驗(yàn)證與確認(rèn)標(biāo)準(zhǔn)、保證自主設(shè)計(jì)的數(shù)字化保護(hù)系統(tǒng)的質(zhì)量； 2)結(jié)合工程實(shí)際分析核電數(shù)字化保護(hù)系統(tǒng)的故障模式，建立反應(yīng)堆冷卻劑泵保護(hù)邏輯的故障樹結(jié)構(gòu)與二元決策圖，進(jìn)行可靠性定性分析與定量計(jì)算； 3)根據(jù)可靠性分析結(jié)果提出兩種反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的改進(jìn)方法，將兩種方法分別用于反應(yīng)堆冷卻劑泵保護(hù)邏輯并驗(yàn)證各自的改進(jìn)效果，同時(shí)對(duì)兩種改進(jìn)結(jié)果進(jìn)行比較；
[Abstract]:The reactor protection system is realized by the safety level instrument and control system. The new generation of nuclear power instrument control system has adopted digital technology.At present, the digital instrument control systems used in nuclear power plants in China are designed and produced by foreign companies.The independent development of digital nuclear power protection system is of great significance to the development of nuclear power technology in China.According to the requirements of nuclear power standards and guidelines, only through verification and validation of products can be applied to safety level meter control system.At present, no standard verification and verification program has been established in our country, and the verification and verification program in the protection system maintenance stage is mainly simulated and tested from the function.Based on the requirement of software development platform for digital reactor protection system of nuclear power, this paper considers the combination of verification and validation activities in the maintenance stage of the protection system and software reliability analysis, and puts forward some suggestions for improvement according to the results of reliability analysis.It provides ideas for the improvement and independent design of nuclear power protection system.The innovations of this paper include the following three points:1) the software reliability analysis technology is applied to the verification and validation of the safety level application software maintenance stage of the nuclear power plant, and some suggestions for the improvement of the protection system are put forward, which are used to meet the continuously upgraded verification and confirmation standards.Ensure the quality of the digital protection system designed by ourselves;2) the fault mode of digital protection system of nuclear power plant is analyzed based on engineering practice, fault tree structure and binary decision diagram of reactor coolant pump protection logic are established, and reliability qualitative analysis and quantitative calculation are carried out.3) according to the results of reliability analysis, two improved methods of reactor protection system are put forward. The two methods are applied to the protection logic of reactor coolant pump and their improvement results are verified. At the same time, the results of the two improvements are compared.
【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】：2013
【分類號(hào)】：TL364

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本文編號(hào)：1766223