反應(yīng)堆冷卻劑泵保護(hù)系統(tǒng)可靠性分析.pdf

1、反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)是由安全級儀表與控制系統(tǒng)實現(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,我國核電站使用的數(shù)字化儀控系統(tǒng)均是由外國公司設(shè)計生產(chǎn)。核電數(shù)字化保護(hù)系統(tǒng)的自主開發(fā)對我國核電技術(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,只有通過驗證與確認(rèn)的產(chǎn)品才能應(yīng)用于安全級儀控系統(tǒng)。目前國內(nèi)尚未建立規(guī)范的驗證與確認(rèn)認(rèn)證程序,在保護(hù)系統(tǒng)維護(hù)階段的驗證與確認(rèn)程序主要是從功能上進(jìn)行仿真測試。
　　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

2、需求出發(fā),考慮保護(hù)系統(tǒng)維護(hù)階段的驗證與確認(rèn)活動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)計提供思路。
　　本文的創(chuàng)新點包括以下三點:
　　1)提出將軟件可靠性分析技術(shù)應(yīng)用到核電廠安全級應(yīng)用軟件維護(hù)階段的驗證與確認(rèn)活動中,從而提出保護(hù)系統(tǒng)的改進(jìn)建議,用于滿足不斷升級的驗證與確認(rèn)標(biāo)準(zhǔn)、保證自主設(shè)計的數(shù)字化保護(hù)系統(tǒng)的質(zhì)量;
　　2)結(jié)合工程實際分析核電數(shù)字化保護(hù)系統(tǒng)的故障模式,建立反