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公开(公告)号:CN114091237B
公开(公告)日:2024-08-09
申请号:CN202111222715.8
申请日:2021-10-20
申请人: 中核核电运行管理有限公司
IPC分类号: G06F30/20 , G21D3/00 , G06F119/02
摘要: 本发明属于核电领域,具体涉及一种核电厂数字化反应堆保护系统关键敏感设备识别方法。数字化反应堆保护系统各个卡件之间的关联性很强且有较复杂的逻辑,通过FMEA分析的方法很难全面分析卡件故障对整个系统的影响。本方法与传统SPV识别方法形成互补,为核电厂提供一种快速可靠的数字化反应堆保护系统临时SPV设备识别方法。本方法主要包括建立以零维修零试验反应堆保护系统故障树模型,得到的一阶割集相关设备即为SPV设备;根据反应堆保护系统定期试验规程,建立相应试验的边界条件;建立临时的边界条件,与零维修零试验的故障树模型得到的一阶割集进行对比,新增一阶割集对应的设备即为当前状态下系统的临时SPV。
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公开(公告)号:CN111950838A
公开(公告)日:2020-11-17
申请号:CN202010488989.0
申请日:2020-06-02
申请人: 中核核电运行管理有限公司 , 三门核电有限公司
摘要: 本发明公开了一种核电厂安全功能分析树开发方法,包括如下步骤:步骤一、监测关键安全功能的仪表;步骤二、识别关键安全功能对应的系统;步骤三、识别高风险诱因;步骤四、罗列安全功能分析树的题头;步骤五、确定题头描述;步骤六、确定系统分值;步骤七、确定风险阈值;步骤八、绘制安全功能分析树。本发明的有益效果在于:本发明提供的一种核电厂安全功能分析树开发方法,能够地评估电厂大修活动的风险。且通过充分利用概率安全评价、故障树分析、热工水力分析等结果,使得大修核安全风险评价结果更为贴近电厂实际情况。
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公开(公告)号:CN117171537A
公开(公告)日:2023-12-05
申请号:CN202311246517.4
申请日:2023-09-26
申请人: 中核核电运行管理有限公司 , 湖南工学院
IPC分类号: G06F18/21 , G06F18/214 , G06Q10/0639
摘要: 核电厂人机交互人因工程综合系统验证评价方法及系统,涉及人因工程验证评价技术领域,本发明通过人机交互人因工程综合系统验证,利用自动化的思路,结合有效的验证评估方法,构建人机交互综合系统验证设计理念、设计架构及方法体系,可为核电厂人机交互人因工程综合系统验证计算机化提供系统架构、思路和方法,同时为综合系统验证提高验证效率、验证性能提供技术支持,大大提高了验证的效率,节省了时间,并能够降低数据分析的失误性。
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公开(公告)号:CN116562612A
公开(公告)日:2023-08-08
申请号:CN202310298424.X
申请日:2023-03-24
申请人: 中核核电运行管理有限公司
IPC分类号: G06Q10/0635 , G06Q50/06
摘要: 本公开属于核电技术领域,具体涉及一种核电厂基于功率损失频率的生产计划风险控制方法及装置。本公开将设备参数触发作为机组功率损失故障树的基本事件,并通过故障树建立保护执行机构动作与保护执行机构设备故障及保护信号之间的逻辑关系,建立保护信号触发与保护系统卡件故障及系统参数之间的逻辑关系,建立系统参数与系统功能之间的逻辑关系,建立系统功能失效与系统设备故障模式及其支持系统之间的逻辑关系,从设备参数的变化和保护信号触发作为切入点,能够更加准确的反应核电厂机组设备与功率损失风险之间的关系,从而实现对机组功率损失关键敏感设备的定位和对机组功率损失风险的判断。
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公开(公告)号:CN117171585A
公开(公告)日:2023-12-05
申请号:CN202311246515.5
申请日:2023-09-26
申请人: 中核核电运行管理有限公司 , 湖南工学院
IPC分类号: G06F18/22 , G06F18/21 , G06Q10/0639 , G06F17/13 , G06F17/16
摘要: 核电厂人因工程HFE设计验证评价方法及系统,涉及人因工程验证评价技术领域,本发明基于HFE影响因子,一方面针对每个影响因子设计主观评价数据表,另一方面,构建影响因子不同类别下的局部、全局评价方法,进行局部、全局多目标评价,获得每个类别指标体系下的局部评价结果及该类别下所有指标的全局评价结果,根据局部或全局评估结果,可回溯评估过程HFE因子水平输入值,发现某个或某些指标存在的缺陷及整体设计水平,并能及时、有效进行意见反馈、界面调整与优化。
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公开(公告)号:CN114091237A
公开(公告)日:2022-02-25
申请号:CN202111222715.8
申请日:2021-10-20
申请人: 中核核电运行管理有限公司
IPC分类号: G06F30/20 , G21D3/00 , G06F119/02
摘要: 本发明属于核电领域,具体涉及一种核电厂数字化反应堆保护系统关键敏感设备识别方法。数字化反应堆保护系统各个卡件之间的关联性很强且有较复杂的逻辑,通过FMEA分析的方法很难全面分析卡件故障对整个系统的影响。本方法与传统SPV识别方法形成互补,为核电厂提供一种快速可靠的数字化反应堆保护系统临时SPV设备识别方法。本方法主要包括建立以零维修零试验反应堆保护系统故障树模型,得到的一阶割集相关设备即为SPV设备;根据反应堆保护系统定期试验规程,建立相应试验的边界条件;建立临时的边界条件,与零维修零试验的故障树模型得到的一阶割集进行对比,新增一阶割集对应的设备即为当前状态下系统的临时SPV。
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公开(公告)号:CN111798005A
公开(公告)日:2020-10-20
申请号:CN202010489008.4
申请日:2020-06-02
申请人: 中核核电运行管理有限公司 , 三门核电有限公司
摘要: 本发明公开了一种核电厂大修核安全风险管理工具开发方法,包括如下步骤:步骤一、关键安全功能选取;步骤二、电厂运行状态分析;步骤三、风险表征确定;步骤四:安全功能分析树建立;步骤五:系统故障树建立;步骤六:风险管理导则制定。本发明的有益效果在于:(1)为大修计划人员提供一种方法,以从核安全角度确定将系统退出运行的最佳时间段,优化大修计划;(2)为大修计划人员提供一种方法,从安全的角度系统地确定核安全风险较高的大修阶段,以便制定适当的预防措施和应急计划;(3)协助运行人员识别大修期间的核安全风险,在风险较高的情况下执行预防措施和应急计划;(4)协助员工从核安全的角度对大修计划进行独立审查。
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