دانلود رایگان ترجمه مقاله ارزیابی قابلیت اطمینان فازی رخداد اصلی درخت های خطا با پردازش داده های کیفی – الزویر ۲۰۱۲

دانلود رایگان مقاله انگلیسی ارزیابی قابلیت اطمینان فازی وقایع پایه درخت های خطا از طریق پردازش داده های کیفی به همراه ترجمه فارسی

 

عنوان فارسی مقاله: ارزیابی قابلیت اطمینان فازی وقایع پایه درخت های خطا از طریق پردازش داده های کیفی
عنوان انگلیسی مقاله: A fuzzy reliability assessment of basic events of fault trees through qualitative data processing
رشته های مرتبط: مهندسی صنایع، بهینه سازی سیستم ها، برنامه ریزی و تحلیل سیستم
فرمت مقالات رایگان مقالات انگلیسی و ترجمه های فارسی رایگان با فرمت PDF میباشند
کیفیت ترجمه کیفیت ترجمه این مقاله خوب میباشد 
توضیحات صفحات ۷ الی ۱۲ ترجمه شده است.
نشریه الزویر – Elsevier
کد محصول f213

مقاله انگلیسی رایگان

دانلود رایگان مقاله انگلیسی

ترجمه فارسی رایگان 

دانلود رایگان ترجمه مقاله
جستجوی ترجمه مقالات جستجوی ترجمه مقالات مهندسی صنایع

 

 

بخشی از ترجمه فارسی مقاله:

. بررسی الگوریتم
در این بخش ما توصیف می کنیم که چگونه قابلیت اطمینان الگوریتم پیشنهاد شده تایید می شود. برای بررسی امکان پذیری الگوریتم پیشنهاد شده، احتمال شکست واقعی حاصله از آزمایش عملیاتی سیستم حفاظتی راکتور مهندسی سوختی (CERPS) در طول در دوره ی ۱۹۸۴ تا اواسط ۱۹۹۸ که سندیت خوبی در کار Wierman و همکاران می شوند. ، با احتمالات شکست تولید شده توسط الگوریتم مقایسه می شوند. بسیار از نویسندگان در گذشته از این منابع داده ایی برای تایید مطالعات تجربیاتی خود استفاده کرده اند.
Bondavalli و Filippini از این منابع داده ایی برای تایید مدل نمایش Petri net پیشنهاد شده برای تعیین عملکرد و قابلیت دسترسی تابع ایمنی سیستم حفاظتی راکتور استفاده کردند. در این مطالعه، توسط Bartha و همکاران این داده ها را برای تایید مدل های آزمایشی خروجی سیستم های حفاظتی راکتور در Paks Nuclear Power Plant و پیش بینی پیشنهاد شده ی آنها استفاده کردند. Meanwhile, Kang و Han از این منابع داده ایی برای محاسبه ی پارامترهای حروف الفبا برای ایجاد علت عمومی شکست حتی احتمالات شکست، مناسب برای ژنراتور دیزلی فوری برای Ulchin Unit3 استفاده کردند. Bickel از این مجموعه داده ها برای ارزیابی مفاهیم ریسک شکست سیستم محاسبه گر حفاظت هسته ایی در سیستم حفاظتی راکتور استفاده کرد. احتمالات شکست اجزا در کار Wierman و همکاران در سه مقدار متفاوت: مقادیر اطمینان حد بالاتر، حد پایین تر و بهترین تخمین ارائه می شوند. مقدار قابلیت اطمینان بهترین تخمین، داده های قابلیت اطمینان توصیه شده برای استفاده در FTA می باشد. ضمناً، حد بالاتر و پایین تر مقادیر قابلیت اطمینان، یک رنجی از داده های تخمینی قابلیت اطمینان را نمایش می دهند. برای بازبینی امکان پذیری و قابلیت اجرای الگوریتم پیشنهادی، احتمالات شکست رویداد ابتدایی تولید شده توسط الگوریتم پیشنهادی بین مقادیر حد بالاتر و حد پایین تر قابلیت اطمینان و بسیار نزدیک به مقدار قابلیت اطمینان بهترین تخمین قرار می گیرد. اگر نتایج نشان دهد که احتمالات شکست ایجاد شده ماورای رنجی از تخمین داده های قابلیت اطمینان باشد، توابع عضویت برای نمایش داده های کیفی نیاز به توضیح مفصل تر دارند.

۶٫ یک مطالعه ی حالت گویا
این بخش دسته داده هایی را توصیف می کند که برای تایید الگوریتم پیشنهادی و بیان کمیتی عملکرد الگوریتم، همچنین، انجام تجزیه و تحلیل نتیجه برای تصدیق امکان پذیری الگوریتم پیشنهادی استفاده می شوند.
۶٫۱٫ دسته داده های رویداد ابتدایی
یک سیستم محافظت راکتور یکی از سیستم های ایمنی در راکتورهای تجاری است که تعداد بیشماری از ترکیبات مکانیکی و الکتریکی را برای ایجاد خاموشی دستی یا اتوماتیک در بر می گیرد، زمانی که آزمایش راکتور، شرایط و نیازهای یک گردش را برای توقف واکنش هسته ایی برهم می زند. رویدادهای ابتدایی استفاده شده در اینجا از سه نقص CERPS ارائه شده در کار Wierman و همکاران حاصل می شوند.
ما می توانیم از جدول ۲ ببینیم که ۳۷ رویداد ابتدایی برای تعیین شدن وجود دارند. برای توضیح اینکه چگونه الگوریتم پیشنهادی احتمالات شکست رویداد ابتدایی را از سه نقص CERPS، تولید می کند، ما دو رویداد ابتدایی را از جدول ۲ یعنی b5 و b18 را انتخاب کردیم. احتمالات شکست برای تمام رویدادهای ابتدایی دیگر توسط الگوریتم تولید شده در ضمیمه ی A نشان داده شده است.

بخشی از مقاله انگلیسی:

۵٫ Algorithm verification

In this section, we describe how the proposed fuzzy reliability algorithm is validated. To investigate the feasibility of the proposed algorithm, the actual failure probabilities taken from the US Combustion Engineering reactor protection system (CERPS) during the period 1984 through 1998 operating experience, which are well documented in Wierman et al. [50], are compared to the failure probabilities generated by the algorithm. Many authors in the past have used this data source to validate their experimental studies. Bondavalli and Filippini [4] used this data source to validate their proposed stochastic Petri net to assess the availability and performance of the safety function of the reactor protection system. In the study by Bartha et al. [1], this data was used to validate their proposed periodic and outage testing methodology of the reactor protection systems in the Paks Nuclear Power Plant. Meanwhile, Kang and Han [23] used this data source to calculate alpha parameters to make the common cause failure event failure probabilities suitable for the emergency diesel generator for Ulchin Unit 3. Bickel [2] used this data set to evaluate the risk implications of the core protection calculator system failure in the reactor protection system. Component failure probabilities in Wierman et al. [50] are presented in three different values, i.e. best estimate, lower bound, and upper bound reliability values. The best estimate reliability value is the recommended reliability data to be used in the FTA. Meanwhile, the upper and the lower bound reliability values represent a range of reliability data estimation. To verify the feasibility and the applicability of the proposed algorithm, the basic event failure probabilities generated by the proposed algorithm have to be between the upper and the lower bound reliability values and as close as possible to the best estimate reliability value. If the results show that the generated failure probabilities are beyond the range of the reliability data estimation, the membership functions to represent the qualitative data need to be explored in more detail.

۶٫ An illustrative case study

This section describes the data sets used to verify the proposed algorithm and quantify the algorithm performance as well as carry out result analysis to verify the feasibility of the proposed algorithm.

۶٫۱٫ Basic event data sets A reactor protection system is one of many safety systems in commercial reactors that comprises numerous electronic and mechanical components to produce an automatic or manual rapid shutdown when the reactor experiences disturbed conditions and requires a trip to stop the nuclear reaction. Basic events used here are taken from the CERPS fault tree presented in Wierman et al. [50]. We can see from Table 2 that there are 37 basic events to be assessed. To illustrate how the proposed algorithm generates the basic event failure probabilities of the CERPS fault tree, we choose two basic events from Table 2, i.e. b5 and b18. The failure probabilities for all other basic events generated by the algorithm are shown in Appendix A.