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核反应堆保护中的软件可靠性和安全性...
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核反应堆设计的国际标准化
为世界提供能源。核电提供价格合理、可靠且低碳的电力，可为实现供应安全和全球环境承诺的目标做出重要贡献。一旦做出在国家或地区能源结构中引入或扩大核能生产的政策决定，那么理所当然地，应建立监管、立法和经济条件以促进实现这一目标。目前，多种定制反应堆设计以及不同的监管方法和许可制度增加了成本和不确定性，因此远非最有利于核能投资，因为核能投资取决于商业风险的可管理性。标准化可实现透明和可预测的许可流程和监督，这将大大有助于建立稳定的投资框架，从而更快速、更高效、更有序地扩大全球核电。
供应链图 - 核反应堆组件
Couplings Elbow Fasteners (Bolts, Nuts, QuickThrows, Studs,Washers) Filters Flanges, Pipe Flanges, PressureVessel Forgings Insulation, Mirror Insulation, Piping Limit Switch Low Alloy Steel Lubricants Mechanical Switches Metal Bellows Orifices O-rings Packing Materials Packings Piping Materials PipingWall Sleeves Pulsation Dampeners Pump, Air Operated Pump, Centrifugal Pump, diaphragm泵，液压泵，阳性位移泵，往复泵，旋转泵，浆液泵，真空耐火材料材料固定环破裂磁盘密封件密封无缝碳钢
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。
NUREG/CR-6090，“可编程逻辑控制器及其在核反应堆系统中的应用。”
本文件提供了指导审阅者将可编程逻辑控制器 (PLC) 应用于核反应堆的控制、监控和保护的建议。首先讨论的主题是系统级设计问题，具体包括安全性。然后，该文件讨论了有关 PLC 制造组织和保护系统工程组织的担忧。本文件有两个附录作为补充。附录 A 总结了 PLC 特性。具体讨论了使 PLC 比其他电气/电子系统更适合紧急关闭系统的特性，以及提高系统可靠性的特性。还介绍了可能造成不安全操作环境的 PLC 特性。附录 B 概述了在紧急关闭系统中使用可编程逻辑控制器的情况。目的是让读者熟悉将 PLC 应用于 ESD 系统的设计、开发、测试和维护阶段。每个阶段都进行了详细描述，并指出了与 PLC 应用相关的信息。