XiaoMi-AI文件搜索系统
World File Search System数字仪表
Magnescale 数字仪表
• 测量范围：110 mm / 4.33" • 精度：4 μ m • 分辨率：0.5 μ m • 直接连接到 A/B 正交计数器 • 减少测量误差 • 精密双主轴支持可实现平稳的主轴运动和几乎无误差的测量。• 减小测量力 使用测量平衡器（选件），测量力可以在三个可选步骤中降低到最小 0.3 N。无论主轴运动方向如何，力都保持恒定。• 软主轴返回。制动机制降低了主轴返回速度，从而消除了损坏表面板或工件的危险。
数字仪表总目录 - Magnescale
MT13 • 分辨率 ：1 μm、5 μm、10 μm • 输出信号 ：A/B 相（报警期间输出变为高阻抗） • 输出格式 ：电压差分线路驱动器输出（符合 EIA-422） MT14 • 分辨率 ：1 μm、5 μm、10 μm • 输出信号 ：A/B 相、报警（报警期间输出不变为高阻抗） • 输出格式 ：电压差分线路驱动器输出（符合 EIA-422） MT20 • 分辨率 ：1 μm、5 μm、10 μm • 仅适用于 MF10 MT30 • 分辨率 ：1 μm、5 μm、10 μm • USB2.0
数字仪表总目录 - MotionUSA - Amazon S3
DK800SA/DK每50ns检测一次测量单元的移动长度，DK800SB每100ns检测一次测量单元的移动长度，并输出与移动量成比例的相位差。相位差量以50ns或100ns的整数倍变化。此外，DK800SA/DK的A相和B相的最小相位差为50ns，DK800SB的A相和B相的最小相位差为100ns。
新建和现有研究反应堆的数字仪表和控制系统
国际原子能机构的法定职责是“寻求加速和扩大原子能对全世界和平、健康和繁荣的贡献”。除其他职能外，国际原子能机构被授权“促进有关和平利用原子能的科学和技术信息交流”。实现这一目标的方法之一是通过一系列技术出版物，包括国际原子能机构核能系列。国际原子能机构核能系列包括旨在进一步利用核技术支持可持续发展、推进核科学技术、促进创新和建设能力以支持现有和扩大核能使用和核科学应用的出版物。这些出版物包括涵盖涉及和平利用核技术活动的定义和实施的所有政策、技术和管理方面的信息。国际原子能机构安全标准制定了确保核安全的基本原则、要求和建议，并作为保护人类和环境免受电离辐射有害影响的全球参考。当国际原子能机构核能系列出版物涉及安全时，确保将国际原子能机构安全标准作为核技术应用的当前边界条件。国际原子能机构在研究反应堆运行和维护领域的工作旨在提高成员国利用良好工程和管理实践的能力，以提高研究反应堆的可靠性和可用性。特别是，国际原子能机构支持解决研究反应堆仪器和控制 (I&C) 系统老化管理的活动。本出版物的目的是为现有设施翻新和新研究反应堆的数字 I&C 系统的设计和运行方面提供工程指导。本指南适用于当今现有的各种研究反应堆类型。本出版物附有在线补充文件，可在本出版物的单独网页 www.iaea.org/publications 上找到。国际原子能机构感谢所有为本出版物做出贡献的人，特别是 D. Jinchuk（阿根廷）。负责本出版物的国际原子能机构官员是 C.R.Morris、R. Sharma 和 Y.G.核燃料循环和废物技术司的 Cho 和 D.V.核设施安全司的 Rao。
先进的控制系统可提高核电站的可靠性和效率
过去二十年，数字和自动化技术取得了长足进步，导致数字仪表控制系统在过程工业和传统发电厂中得到广泛和大规模的应用。现代仪表控制系统的部署使这些工厂比旧的模拟工厂运行得更高效。然而，安全和许可方面的考虑限制了新技术在核电站中的作用。因此，数字技术的潜力和优势尚未在核应用中得到充分发挥 [1.1]。尽管如此，在世界各地现有核电站的改造过程中，数字仪表控制系统和组件的应用取得了长足进步。
NUREG/CR-6942“用于核反应堆概率风险评估的数字仪表和控制系统的动态可靠性建模。”
作为美国核管理委员会 (NRC) 推进数字系统风险和可靠性分析最新进展的努力的一部分，NRC 核管理研究办公室正在资助对传统和动态建模方法的研究。NUREG/CR-6901 中报告的一项最新研究的结果表明，传统的事件树 (ET)/故障树 (FT) 方法可能无法在数字 I&C 系统的可靠性建模中产生令人满意的结果。使用基于报告经验的主观标准，NUREG/CR-6901 已将动态流程图方法 (DFM) 和马尔可夫方法确定为在根据数字 I&C 系统可靠性建模要求进行评估时具有最多积极特征和最少消极或不确定特征的前两种方法。NUREG/CR-6901 还得出结论，应定义基准系统，以便使用一组通用的硬件/软件/固件状态和状态转换数据来评估针对数字 I&C 系统可靠性建模而提出的动态方法。本报告：a) 基于运行中的压水反应堆 (PWR) 的蒸汽发生器给水控制系统定义此类基准系统，b) 提供程序来说明如何使用 DFM 和马尔可夫方法构建基准系统的动态可靠性模型，以及，c) 说明如何使用 SAPHIRE 作为示例 ET/FT PRA 工具将生成的动态可靠性模型集成到现有 PWR 的概率风险评估 (PRA) 模型中。本报告还讨论了 DFM 和马尔可夫方法在多大程度上满足 NUREG/CR-6901 中给出的数字 I&C 系统可靠性建模要求。确定了一些挑战。结论是，通过用户友好界面和分布式计算将现有的基于 ET/FT 的工厂 PRA 工具与动态方法联系起来，有可能应对大部分挑战。最难解决的挑战是所用故障数据的可接受性。虽然还得出结论，所提出的方法可用于获得有关数字 I&C 系统故障特征的定性和定量信息，并且在这方面，即使数据问题未得到解决，也有助于识别风险重要事件序列，但该报告仅提供了概念验证研究。需要开展更多工作来验证所提出方法对其他数字系统的实用性并解决已发现的挑战。
![关于网络安全功能对核电站安全至关重要的数字仪表和控制系统的影响的共识 [CP-08]](/simg/g:\will\search\icon\source\e\e3762808f53a6f438cb93ea755cd89e98bec6218.webp)
关于网络安全功能对核电站安全至关重要的数字仪表和控制系统的影响的共识 [CP-08]
核监管活动委员会 (CNRA) 负责处理核能机构关于核设施监管、许可和检查的计划和活动，涉及核安全的技术和人为方面。该委员会是监管机构之间有效交流安全相关信息和经验的论坛。在适当的情况下，委员会审查可能影响监管要求的发展情况，目的是让成员了解正在考虑的新监管要求的动机，并有机会提出可能改进这些要求的建议，并帮助成员国达成共识。特别是，它审查了当前安全管理战略的监管方面以及核设施的安全管理实践和运营经验，包括酌情考虑安全与安保之间的接口，以传播经验教训。根据《核能机构战略计划：2023-2028》，委员会促进成员国之间的合作，利用经验反馈制定措施，确保高标准的安全，进一步提高监管过程的效率和有效性，并在核安全领域保持足够的基础设施和能力。
研究信息信函-1002：数字仪表和控制 (DI&C) 安全系统中故障模式的识别和分析 - 专家诊所调查结果，第 2 部分。
三份研究信息函 (RIL)，RIL-1001、RIL-1002 和 RIL-1003，涉及委员会的 SRM。2011 年 5 月 4 日的 RIL-1001（第 1 部分）讨论了阻碍包含软件的 DI&C 安全系统合理保证确定的不确定性。RIL-1002（第 2 部分）讨论了工作人员在识别和分析 DI&C 故障模式方面的进展。RIL-1003（第 3 部分）计划于 2015 年初完成。它将讨论将故障模式分析应用于量化与 DI&C 系统相关的风险的可行性。本报告识别并比较了 11 组 DI&C 安全系统故障模式。工作人员的工作产生了一组合成的通用系统级 DI&C 故障模式。工作人员的分析发现，合成的故障模式可以部分地用于支持系统设计基础的开发，以及用于分析运行过程中的性能下降。但是，工作人员的分析还发现，合成的故障模式可能不适合确定 DI&C 安全系统的安全级别。研究结果表明，可能存在其他尚未识别的系统特定故障模式。此外，识别出的部分或全部故障模式可能不会在特定系统中表现出来。因此，合成的故障模式集可能对确定合理的安全保证没有帮助。NRC 工作人员正在研究替代方案
ISL-ESRD-TR-14-03，“用于开发核电站安全相关数字仪表和控制软件的工具指南评估”，-任务 2 报告：实践状况分析。
近年来，软件工具在新型反应堆设计、开发以及现有反应堆升级和运行中的应用不断增加。总体而言，如果软件工具设计精良、开发细致、测试严格且使用得当，则其使用效率比传统开发流程更高，并且可能比手动工程流程产生更少的故障。但是，自动化工具或工具辅助工程活动中未检测到的故障可能会对核安全造成严重风险。对于核工业的所有利益相关者（包括设备供应商、公用事业许可证持有者和政府监管机构）而言，拥有良好的流程和一致的方法来评估软件工具在核安全系统中使用的安全性非常重要。但是，目前美国核工业中还没有针对软件工具资格或认证的具体、详细的标准和普遍接受的做法。
介绍 INTELLI-OX+ - Airgas
* 请注意，环境和背景噪音可能会影响警报的可听性。听力障碍也可能影响个人检测警报的能力。数字仪表上的视觉显示（而不是以特定间隔设置的声音警报）通过显示以下内容提供了确定剩余医用氧气量的主要实时方法：(1) 压力条形图 (2) 气体体积（以升为单位）和 (3) 使用气瓶时的剩余时间计算。