新技術(shù)研究與應(yīng)用（指針高壓兆歐表）提高核電機組的運營技術(shù)水平
2010-07-09
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關(guān)鍵詞：指針高壓兆歐表,核電站；運行；可靠性；技術(shù)創(chuàng)新
1 立項背景
大亞灣核電站是從法國引進的具有80年代末水平的壓水堆核電機組，是國家改革開放，發(fā)展經(jīng)濟的重點項目之一，受到國內(nèi)外專家、*以及核能界的普遍關(guān)注。投產(chǎn)初期也有許多專家學(xué)者對大亞灣核電站的技術(shù)可行性、經(jīng)濟性和環(huán)保性等方面有疑問和顧慮。雖然機組是引進的，但要取得良好的運行業(yè)績單單靠引進的技術(shù)基礎(chǔ)，沒有消化、吸收和創(chuàng)新是無法實現(xiàn)的。引進大型成套發(fā)電設(shè)備，因運行技術(shù)跟不上，導(dǎo)致重大設(shè)備損壞，企業(yè)、國家蒙受重大損失的先例也是有過的。所以作為當(dāng)時國內(nèi)*的商用核電站，大亞灣核電站對迅速提高運營技術(shù)水平，創(chuàng)造良好的經(jīng)濟和環(huán)保社會效益，有很迫切的要求。
為此，大亞灣核電站投產(chǎn)之初就收集國內(nèi)外的技術(shù)資料，跟蹤核電運行技術(shù)動態(tài)，研究如何提高運營技術(shù)。90年代，核能界的運營技術(shù)水平大幅提高，機組的平均可用率從 1989年的62%提高到1999年的85.5%。根據(jù)美國核能研究所（NEI）提供的數(shù)據(jù)，美國核能界在沒有新機組投產(chǎn)的條件下，近十年的核能發(fā)電量增長30%。同一時期內(nèi)，每座核電站的非計劃自動停堆中間值從1.2降至零，運行業(yè)績令人矚目。經(jīng)歸納總結(jié)，核電站提高運行業(yè)績主要在提高發(fā)電能力、縮短機組大修工期、減少非計劃停機等三個重點領(lǐng)域，實施了一系列的新技術(shù)研究與應(yīng)用，包括應(yīng)用*的堆芯燃料管理技術(shù)，實現(xiàn)長周期運行，提高機組電功率以增加發(fā)電能力；加強大修計劃控制，開發(fā)大修新技術(shù)以縮短大修工期；應(yīng)用以可靠性為中心的維修技術(shù)（RCM）和概率風(fēng)險評價技術(shù)，以提高設(shè)備運行可靠性，降低機組運行風(fēng)險，減少非計劃停機等。
大亞灣核電站積極借鑒核電站的技術(shù)經(jīng)驗，以達到*核電機組運行水平為總體目標(biāo)，有計劃地研究和應(yīng)用核電運營新技術(shù)。經(jīng)過三年的研究和前期準(zhǔn)備，在1996年正式啟動"大亞灣核電站運營技術(shù)開發(fā)與實踐"項目。
2.1 技術(shù)研發(fā)總體思路
大亞灣核電站從提高發(fā)電能力、縮短大修工期、減少非計劃停機等三個技術(shù)領(lǐng)域著手，提高核電機組的運營技術(shù)水平。
2.2 提高發(fā)電能力的技術(shù)開發(fā)與實踐
大亞灣核電站為900MW級核電機組經(jīng)設(shè)計改進型機組，電功率已經(jīng)在設(shè)計階段作了提升。堆芯核燃料運行技術(shù)提升是大亞灣核電站商業(yè)運行后提高發(fā)電能力的主要途徑。通過實施18個月?lián)Q料長周期運行技術(shù)、延伸運行技術(shù)，解決投運初期存在的堆芯象限功率傾斜技術(shù)難題，增加機組能力因子2%-3%。
（1）大亞灣核電站18個月?lián)Q料長周期運行技術(shù)的研究與實施（實施低泄漏裝料，提高燃料經(jīng)濟性，提高循環(huán)長度，提高電廠能力因子和經(jīng)濟性，延長反應(yīng)堆壓力容器壽命）
就安全性、重要性和占核電站總成本的角度看，核燃料都是核電站中zui敏感、zui核心和zui重要的部分。燃料循環(huán)技術(shù)的水平直接關(guān)系到核電站的安全性和經(jīng)濟性。大亞灣核電站的原始核燃料在反應(yīng)堆內(nèi)的裝載模式是比較落后的高泄漏（OUT-IN）模式，其主要缺點是燃料經(jīng)濟性較低，中子泄漏率高導(dǎo)致壓力殼壽命降低（從而影響整個核電站的壽命）。18個月?lián)Q料是世界上目前比較*而復(fù)雜的換料技術(shù)。它是將原來落后的OUT-IN高泄漏短周期燃料循環(huán)模式改變?yōu)?的IN-OUT低泄漏長周期循環(huán)模式，提高燃料經(jīng)濟性，大幅度提高機組能力因子和發(fā)電能力，減少乏燃料數(shù)量，使大亞灣核電站的燃料循環(huán)技術(shù)達到*水平。法國EDF的少量 900MW機組和1300MW機組雖然也實施了18個月?lián)Q料，但大亞灣核電站的18個月?lián)Q料無論是在循環(huán)長度、堆芯參數(shù)、還是核燃料技術(shù)都于法國 EDF核電機組5年左右。18個月?lián)Q料項目不但使大亞灣核電站的燃料運行技術(shù)達到*水平，還推動國內(nèi)*壓水堆核電站的自主設(shè)計能力的提高。此外，該項目還推動了新一代核燃料組件的國產(chǎn)化。18個月?lián)Q料項目從可行性研究到新型燃料組件入堆，用了6年時間。項目實施后證明該項目的設(shè)計具有前瞻性和*性，在滿足電網(wǎng)的需要、適應(yīng)電網(wǎng)的限制方面具有靈活性大的優(yōu)勢，總體技術(shù)水平和主要技術(shù)、經(jīng)濟指標(biāo)，達到了*水平，*。有顯著的經(jīng)濟效益和社會效益，所取得的經(jīng)驗使我國掌握了*燃料管理技術(shù)并直接提高了百萬千瓦級壓水堆核電站核燃料設(shè)計能力。平均年經(jīng)濟效益增值約1.65億元人民幣。
（2）核電站延伸運行技術(shù)的研究與實施（提高燃料經(jīng)濟性，增加額外發(fā)電效益，調(diào)節(jié)大修窗口）
延伸運行是指燃料循環(huán)結(jié)束時，通過特殊方式降低一回路冷卻劑溫度和降功率引入反應(yīng)性，以保證反應(yīng)堆繼續(xù)滿功率（或降功率）運行并加深燃耗的特殊運行模式。延伸運行是一項*而復(fù)雜的運行技術(shù)。延伸運行主要目的是為了提高燃料使用的經(jīng)濟性，以及提高大修停機窗口安排的靈活性。
延伸運行是超出原堆芯設(shè)計循環(huán)長度的一種特殊運行方式，是大亞灣核電站原始設(shè)計不具備的運行方式。由于延伸運行超出了原始設(shè)計技術(shù)規(guī)范，需要進行相關(guān)的專門設(shè)計論證與安全分析；同時延伸運行需要降低一回路平均溫度，將導(dǎo)致蒸汽發(fā)生器出口的蒸汽品質(zhì)降低，濕度增大，因此需要專門論證延伸運行對常規(guī)島所有的系統(tǒng)、設(shè)備安全運行的影響；另外在實施延伸運行時，堆芯平均溫度的降低將引起反應(yīng)性測量、控制、保護系統(tǒng)一系列參數(shù)及定值的改變。因此，延伸運行的論證過程比較復(fù)雜。延伸運行在實施過程中要不斷調(diào)整多個反應(yīng)堆系統(tǒng)的控制和保護定值，實施過程風(fēng)險比較大。
大亞灣核電站研究制定了實施延伸運行的核心技術(shù)文件——質(zhì)量安全計劃，該計劃從技術(shù)和實施過程上覆蓋了堆芯控制、儀表控制和運行控制的全部內(nèi)容，論證了由于延伸運行系統(tǒng)參數(shù)的變化而帶來的安全裕量的改變及其措施。這份質(zhì)量安全計劃用于延伸運行的準(zhǔn)備、執(zhí)行，反應(yīng)堆保護整定值的調(diào)整和延伸運行后的系統(tǒng)恢復(fù)，詳細描述了延伸運行的操作步驟。2003年在大亞灣核電站1號機組第九次換料大修前成功應(yīng)用，機組延伸運行9天，多發(fā)電0.3億千瓦時，創(chuàng)造經(jīng)濟效益1740萬元人民幣，為今后30天的延伸運行積累了成功經(jīng)驗。
該項目屬于國內(nèi)*，*原始設(shè)計的空白和*。
（3）核電機組堆芯象限功率傾斜研究與抑制方法（研究并發(fā)現(xiàn)堆芯象限功率傾斜機理，找到有效的抑制措施，保證機組安全運行）
1995年大亞灣核電站在啟動后曾經(jīng)發(fā)生比較嚴重的堆芯象限功率傾斜問題,影響了機組的安全性和發(fā)電量（被迫在97%功率下運行一個月）。對于出現(xiàn)功率象限傾斜，以往的作法是采用重新安全評價，再重新進行安全執(zhí)照申請，這是一種被動的處理方法。
1995-1996年期間，大亞灣核電站開始對堆芯功率象限傾斜進行機理分析研究。堆芯象限功率傾斜發(fā)生的原因很復(fù)雜，涉及反應(yīng)堆工程堆物理試驗、堆物理分析、核設(shè)計，同時涉及反應(yīng)堆運行、反應(yīng)堆熱工水力及核燃料。應(yīng)用微擾理論推導(dǎo)反應(yīng)性平衡方程，引入燃耗系數(shù)、象限燃耗傾斜比及象限反應(yīng)性擾動源等新的物理量或物理概念，奠定從反應(yīng)性平衡入手研究堆芯象限功率傾斜的理論基礎(chǔ)。利用所建立的理論和數(shù)值模型，分析研究大亞灣核電站和法國電力公司的實測數(shù)據(jù)，發(fā)現(xiàn)壓水堆堆芯功率象限傾斜超限的根本原因。建立了分析研究堆芯象限功率傾斜的理論和數(shù)值模型，并找到了抑制堆芯功率象限傾斜的方法，處于水平。
有關(guān)成果已應(yīng)用于大亞灣核電站第四循環(huán)及以后的換料堆芯設(shè)計，效果理想，給核電站帶來顯著經(jīng)濟效益。成果已被同行引用。從第四循環(huán)開始采用本研究成果后，不再發(fā)生堆芯功率象限傾斜超限，不需要降功率運行，兩個機組多發(fā)電產(chǎn)生的經(jīng)濟效益是非常顯著的。由于不再發(fā)生堆芯象限功率傾斜超限，消除了核電站的一大安全隱患。
2.3 縮短大修工期的技術(shù)開發(fā)與實踐
核電站換料大修有數(shù)千項維修項目，電站普通的大修工期都在40-50天左右，大修工期、大修質(zhì)量對電站的能力因子損失貢獻約為 10%-15%。大亞灣核電站通過對商業(yè)通用生產(chǎn)管理軟件MAXIMO進行二次開發(fā)，形成新的生產(chǎn)管理信息系統(tǒng)COMIS，對大修進行自動化精細管理，研制大修檢修項目的反應(yīng)堆控制系統(tǒng)在線試驗臺和旋啟式隔離止回閥在線試驗臺，大亞灣核電站大修工期較投產(chǎn)初期縮短接近20天，提高能力因子約5%。
（1）生產(chǎn)管理信息系統(tǒng)（COMIS）的開發(fā)
計劃控制技術(shù)是核電站換料大修的核心技術(shù)之一。大亞灣核電站對大修計劃的控制是通過工作票形式來實現(xiàn)的。電站先后開發(fā)了工作票管理系統(tǒng)（WRS）、工作過程管理系統(tǒng)（WPMS），但隨著大修管理的提高，原工作票系統(tǒng)已不能滿足日益精細化的大修計劃控制要求，為此電站按zui高水準(zhǔn)將美國PSDI公司（項目軟件與開發(fā)公司）的商業(yè)通用生產(chǎn)管理軟件（MAXIMO）進行了二次開發(fā)，使其本地化，成為電站生產(chǎn)管理信息系統(tǒng)（COMIS）。這次開發(fā)是MAXIMO軟件*次在核電站的應(yīng)用，缺乏技術(shù)整合經(jīng)驗，開發(fā)難度大。大亞灣核電站結(jié)合實際情況，進行了大量創(chuàng)造性的開發(fā)，特別是風(fēng)險管理、過程管理等功能模塊上引進了大量適用于核電站的*理念和方法，使得COMIS成為MAXIMO這個世界的通用軟件在核電站的*次成功應(yīng)用，處于水平。
這一系統(tǒng)基于*的設(shè)備管理理念，擁有龐大的數(shù)據(jù)庫。該系統(tǒng)功能強大，有《工作票管理》、《預(yù)防性維護》、《倉儲管理》、《設(shè)備管理》、《采購管理》、《標(biāo)準(zhǔn)包管理》、《人員管理》、《日歷管理》、《資源管理》、《定制管理》《系統(tǒng)設(shè)置》、《實用程序》共12個主功能模塊、63個子項。COMIS系統(tǒng)共包含預(yù)防性維修項目2800項，糾正性維修項目5500項，定期試驗4000項，標(biāo)準(zhǔn)隔離指令6700項，標(biāo)準(zhǔn)工作指令18000項，質(zhì)量計劃2000份，工作報告8000份。2000年系統(tǒng)投運后，在大修中，利用其分合票功能，有效的減少了工作許可票的產(chǎn)生，使以往4000多張工作票減少了1/3，大大提高了大修的計劃控制水平。
（2）反應(yīng)堆控制系統(tǒng)在線試驗臺的研制
大亞灣核電站反應(yīng)堆控制系統(tǒng)在線試驗臺采用了Bailey9020組裝式儀表，由于缺少有效的檢修方法，能夠?qū)嵤┑木S修活動是在大修過程中對一些重要的板件進行校驗，也不管該校驗是否必要，而且一次只能對單一模塊進行檢查。不僅測試方法煩瑣，測試手段落后，頻繁的插、拔板件也將會減少控制模塊的壽命，造成模塊接觸不良，嚴重影響機組的安全運行。另外對一些含有時間常數(shù)的動態(tài)模塊，如調(diào)節(jié)器、濾波器和超前滯后等模塊更是缺少有效的檢測手段，只能用記錄儀來記錄響應(yīng)曲線，再對記錄的曲線進行分析和判斷，這種校驗方法費時費力，附加誤差較大。根據(jù)法國同類核電站的經(jīng)驗反饋，也有類似的問題。為此，法國電力公司專門組織人力和物力開發(fā)用于對反應(yīng)堆控制系統(tǒng)進行檢查和校驗的設(shè)備，該設(shè)備對大亞灣核電站的售價非常高，達450多萬元人民幣。
電站在沒有原始控制通道模型、維修方法和資料的情況下，通過詳細的功能分析和控制模塊分析，建立了反應(yīng)堆控制系統(tǒng)各控制通道模型并進行了仿真試驗，研制出由數(shù)據(jù)分析計算機、I/O控制站、信號輸出、采集模塊組成的反應(yīng)堆控制系統(tǒng)在線試驗臺，研制費用為80萬人民幣。通過在線試驗臺在不變動原有接線和拔插控制板件的情況下，向控制通道注入模擬信號，同時采集控制通道中各模塊的輸入輸出信號。在線試驗臺按照數(shù)學(xué)模型進行控制方案和算法組態(tài)，再根據(jù)現(xiàn)場模塊實測輸入計算模塊的理論輸出，與實測輸出對比，查找調(diào)節(jié)參數(shù)是否偏離設(shè)計，判斷模塊響應(yīng)是否正常，從而一次性完成反應(yīng)堆控制通道中的所有模塊在線檢查。
大修中采用控制系統(tǒng)在線試驗臺后，既提高了大修質(zhì)量又縮短了大修工期2天。如對于蒸汽旁路排放控制系統(tǒng)（含25個模塊）只需要一個小時的試驗時間，而采用原有的檢測方法則至少需要24小時，且結(jié)果不準(zhǔn)確。
（3）核級旋啟式隔離止回閥在線試驗臺的研制
大亞灣核電站核級旋啟式隔離止回閥因缺乏可靠的在線檢修鑒定技術(shù)，機組大修后重新啟機時常出現(xiàn)閥門內(nèi)漏，偏離運行技術(shù)規(guī)范標(biāo)準(zhǔn)，導(dǎo)致機組狀態(tài)后撤，造成大修工期延誤，嚴重影響了機組的正常營運。由于止回閥對密封要求嚴格，傳統(tǒng)檢修中的密封面“藍油”檢驗技術(shù)已不能滿足密封檢測要求。
為從根本上解決了此問題，電站研制出此類閥門的在線試驗臺，檢測泄漏率，提出了雙“O”環(huán)四腔室壓變密封判斷法，設(shè)計了雙“O”環(huán)三側(cè)浮動密封塞和密封塞可調(diào)支撐機構(gòu)，研制出核級旋啟式隔離止回閥在線試驗臺，制定了試驗臺鑒定試驗驗收技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)。在線試驗臺在2001 年的機組大修中成功應(yīng)用，解決了核級旋啟式隔離止回閥檢修后內(nèi)漏超標(biāo)的技術(shù)難題，避免機組狀態(tài)后撤導(dǎo)致的潛在經(jīng)濟損失4900萬元人民幣。
以上三項大修新技術(shù)，對國內(nèi)核電站以及常規(guī)電廠的大修過程自動化管理、模擬控制系統(tǒng)在線檢測以及閥門試驗均有積極的推廣應(yīng)用價值。
2.4 減少非計劃停機的技術(shù)開發(fā)與實踐
設(shè)備故障和人因失誤均會造成機組的非計劃停機。為提高設(shè)備運行可靠性，大亞灣核電站對上新發(fā)展的以可靠性為中心的維修分析技術(shù)（Reliability-Centered Maintenance,RCM）開展了應(yīng)用化研究，從管理故障后果方面提高機組運行可靠性。同時在研究成果的基礎(chǔ)上，開發(fā)了適用于大型核電站的預(yù)測性維修專家系統(tǒng)，對機組運行設(shè)備的狀況進行跟蹤監(jiān)測，預(yù)測運行趨勢以及可能發(fā)生的故障模式。為減少人因失誤帶來的運行風(fēng)險，運用概率論方法，開發(fā)了能用于實際生產(chǎn)運行風(fēng)險定量評價的概率風(fēng)險評估模型（Probabilistic Risk Assessment,PRA）。通過應(yīng)用RCM和PRA技術(shù)，加強設(shè)備維修質(zhì)量管理和運行風(fēng)險控制，電站非計劃停機次數(shù)已由每年平均5次降低至1次以下。
（1）以設(shè)備可靠性為中心的維修技術(shù)的研究與應(yīng)用（新型維修概念和技術(shù)，大大提高維修的準(zhǔn)確性）
以可靠性為中心的維修（Reliability-Centered Maintenance,RCM）技術(shù)理論是以管理設(shè)備故障影響和后果為基礎(chǔ)的維修分析理論，區(qū)別于傳統(tǒng)的以設(shè)備運行時間為基礎(chǔ)的定期解體維修理論。90 年代才逐漸應(yīng)用于工業(yè)發(fā)達國家生產(chǎn)設(shè)備的維修領(lǐng)域。美國核電站正是由于應(yīng)用了RCM分析技術(shù)，其可用率才有了大幅提升。
RCM分析技術(shù)主要的難點在于此維修分析技術(shù)首先需要熟知設(shè)備的功能和性能，需要多領(lǐng)域的專家支持進行系統(tǒng)分析，分析過程復(fù)雜，缺乏統(tǒng)一的標(biāo)準(zhǔn)。將分析結(jié)果應(yīng)用于維修活動，涉及到維修體系的大量調(diào)整。工作量因系統(tǒng)復(fù)雜性而大幅增加。所以國內(nèi)RCM的理論研究較多，但真正將此理論轉(zhuǎn)化成技術(shù)成功應(yīng)用于生產(chǎn)企業(yè)的不多。
大亞灣核電站的主要系統(tǒng)有230多個，設(shè)備近萬余項，采用傳統(tǒng)的周期性維修方法不僅耗費巨大，平均每年大修的費用超過千萬，而且還常因設(shè)備解體檢查再投運后故障多，使機組運行可靠性下降。要全面地應(yīng)用RCM分析技術(shù)，在技術(shù)難度和工作量上都是一個浩大的工程。大亞灣核電站在RCM通用的分析邏輯基礎(chǔ)上，增加了多個判據(jù)，如單一、多重故障導(dǎo)致機組非計劃停運的判據(jù)，導(dǎo)致安全功能設(shè)備不可用的判據(jù)，開發(fā)出適合核電廠的RCM分析技術(shù)。制訂了復(fù)雜設(shè)備系統(tǒng)的RCM技術(shù)分析標(biāo)準(zhǔn)步驟：分析系統(tǒng)設(shè)備的功能和性能標(biāo)準(zhǔn)、分析功能失效模式、分析故障影響和故障后果、利用決策樹確定所采用的維修類型和頻度、分析成果審查形成維修導(dǎo)則。
大亞灣核電站已對60個關(guān)鍵系統(tǒng)進行了RCM分析。通過RCM分析，每年按原定期維修技術(shù)確定的400余項設(shè)備項目中有超過50%項目進行了調(diào)整，取消了140項的檢修項目。在2003年機組第九次大修中共節(jié)約直接維修費用174萬元人民幣。核電廠雖然系統(tǒng)冗余功能多、安全要求高，但其與常規(guī)電廠相比同樣具有系統(tǒng)設(shè)備功能復(fù)雜和可靠性要求高的相似之處，大亞灣核電站的RCM分析技術(shù)對國內(nèi)的常規(guī)電廠及核電廠提高設(shè)備維修水平具有同樣的推廣價值。
（2）預(yù)測性維修專家系統(tǒng)的開發(fā)與應(yīng)用（研制出適用于大型核電站的在線監(jiān)測和故障診斷系統(tǒng)）
大型機組的在線監(jiān)測和故障診斷技術(shù)一直是科研院校、電力企業(yè)重點研究的技術(shù)，其主要技術(shù)原理是對機組各項設(shè)備的運行參數(shù)進行綜合的監(jiān)測，根據(jù)設(shè)備的運行特性以及故障模式，評估設(shè)備的運行狀態(tài)，預(yù)測設(shè)備可能發(fā)生的故障，從而提高設(shè)備運行的可靠性。監(jiān)測數(shù)據(jù)模型以及診斷技術(shù)是其中的關(guān)鍵技術(shù)。國內(nèi)也有不少在線監(jiān)測和故障診斷系統(tǒng)，但一般只適用于火電機組。對于安全性能要求高、系統(tǒng)復(fù)雜、設(shè)備冗余多的大型核電機組，由于其監(jiān)測數(shù)據(jù)模型和診斷技術(shù)，與常規(guī)火電廠有很大的不同，所以無法直接引進套用現(xiàn)有專家系統(tǒng)。
大亞灣核電站預(yù)測性維修專家系統(tǒng)將RCM分析技術(shù)應(yīng)用于在線監(jiān)測和故障診斷系統(tǒng)的開發(fā)中，根據(jù)電站對系統(tǒng)設(shè)備的RCM分析結(jié)果，從眾多的參數(shù)中找出真正影響設(shè)備運行可靠性的表征參數(shù)，構(gòu)建監(jiān)測數(shù)據(jù)模型，解決了普通專家系統(tǒng)中的設(shè)備參數(shù)多而雜亂，依賴于人工經(jīng)驗，適用性差的應(yīng)用性難題。設(shè)備故障診斷模型中，采用故障模式->性能癥狀->監(jiān)測參數(shù)三個層次進行故障診斷模型描述。在建立故障診斷專家?guī)鞎r，依據(jù)RCM分析技術(shù)得出的重要故障模式，推導(dǎo)設(shè)備的性能癥狀和相對應(yīng)的設(shè)備運行監(jiān)測參數(shù)的邏輯方式。在診斷過程中，則使用這一邏輯方式的逆向推導(dǎo)。這一種模型構(gòu)建邏輯，思路清晰、易于操作和理解，在工業(yè)領(lǐng)域中具有較強的實用價值。
在預(yù)測性維修專家系統(tǒng)的開發(fā)中，電站還使用了數(shù)據(jù)總線的技術(shù)解決多個離散的底層參數(shù)監(jiān)測系統(tǒng)的數(shù)據(jù)交換問題。在底層數(shù)據(jù)與應(yīng)用層之間建立一個公共數(shù)據(jù)接口，增加了系統(tǒng)的兼容性和可擴展性。
目前大亞灣核電站預(yù)測性維修專家系統(tǒng)包含624個設(shè)備監(jiān)測項目，1400個設(shè)備運行監(jiān)測參數(shù)、3000多個故障診斷模式。預(yù)測性維修專家系統(tǒng)對設(shè)備運行狀態(tài)及維修需求的評估準(zhǔn)確率達97%，及早發(fā)現(xiàn)和處理了多起重大設(shè)備隱患，如發(fā)電機定子線棒氫氣泄漏故障、冷卻海水入口旋轉(zhuǎn)濾網(wǎng)驅(qū)動軸承腐蝕損壞等，避免了停機檢修和設(shè)備損壞造成的重大損失。
大亞灣核電站預(yù)測性維修專家系統(tǒng)可以使得核電站結(jié)合RCM分析成果，對重要設(shè)備的健康狀態(tài)進行及時有效的跟蹤、評估，使運行、維修、技術(shù)三個層面的設(shè)備監(jiān)測和故障診斷構(gòu)成整體智能平臺。對于目前以傳統(tǒng)設(shè)備監(jiān)測和維修技術(shù)占主導(dǎo)地位的國內(nèi)核電廠和常規(guī)電廠，推廣應(yīng)用基于RCM分析基礎(chǔ)的預(yù)測性維修專家系統(tǒng)，可以大幅提高設(shè)備監(jiān)測和維修的有效性，進一步提高機組的運行可靠性。
（3）核電站風(fēng)險定量分析技術(shù)的研究與應(yīng)用（創(chuàng)建系統(tǒng)、設(shè)備損壞對機組安全運行風(fēng)險的貢獻的定量分析模型）
核電站zui初的系統(tǒng)可靠性與風(fēng)險分析主要側(cè)重于以工程確定論為基礎(chǔ)的定性分析。定性分析簡單易懂，在工程中廣泛應(yīng)用。但由于是定性分析，無法做到化，造成了核電站系統(tǒng)可靠性、安全風(fēng)險分析和監(jiān)管標(biāo)準(zhǔn)過分保守。隨著近年來，核電行業(yè)普遍受到電力市場放松管制的影響。管制放松形成了“競價上網(wǎng)”，使核電面臨著其他能源，尤其是天然氣（發(fā)電）的激烈競爭，核能界開始在確定論的基礎(chǔ)上，結(jié)合概率論，對系統(tǒng)可靠性和安全風(fēng)險進行定量分析，在確保足夠安全的前提下，大幅降低運行和監(jiān)管成本。定量風(fēng)險評價技術(shù)遠比定性方法更精細、更復(fù)雜，主要有概率風(fēng)險評價PRA（Probabilistic Risk Assessment）、GO-FLOW法、火災(zāi)爆炸指數(shù)法FEI（Fire Explosion Index）等。
這幾種方法有各自不同的應(yīng)用領(lǐng)域，在武器裝備、航空航天等*門應(yīng)用zui廣的是PRA法，而像FEI法則主要適用于化工行業(yè)。PRA技術(shù)已在*核電站廣泛應(yīng)用，但在國內(nèi)核電站應(yīng)用才剛剛開始應(yīng)用。在一個電站系統(tǒng)地應(yīng)用PRA技術(shù)，須要涉及失效模式與效應(yīng)分析、故障樹分析、事件樹分析、人因可靠性分析等各項分析技術(shù)。應(yīng)用 PRA技術(shù)，建立與系統(tǒng)實際相符的定量風(fēng)險計算模型是關(guān)鍵。其需要對整個電站系統(tǒng)設(shè)備可靠性、失效模式、以及人因失誤行為進行全面的、系統(tǒng)的概率分析，構(gòu)建完整的事件樹、故障樹以及事件序列，建立設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)庫和人因可靠性數(shù)據(jù)庫。
PRA技術(shù)研發(fā)過程中首先是利用故障樹分析法演繹出核電站系統(tǒng)故障模型并得到硬件系統(tǒng)故障概率。利用人認知可靠性和人失誤率預(yù)測技術(shù)以及熱工水力學(xué)分析獲得核電站人因失誤概率，同時建立設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)庫和人因可靠性數(shù)據(jù)庫。利用參考PRA和統(tǒng)計及分析得到的初因事件頻率，綜合系統(tǒng)故障概率、人因失誤概率以及由熱工水力學(xué)分析得到的成功準(zhǔn)則對電站針對各種初因事件的響應(yīng)實施事件樹分析，從而得到各種初因事件條件下電站安全事故的序列和以概率形式表述的安全事故風(fēng)險度。
為了構(gòu)建可應(yīng)用于實際運行生產(chǎn)的可靠性和風(fēng)險分析的PRA模型，大亞灣核電站從系統(tǒng)手冊、運行規(guī)程、事故處理規(guī)程出發(fā)，重新建造全部事件樹和故障樹分析，并對每棵故障樹均實施了失效模式影響分析。在事件樹和故障樹建造過程中補充考慮了壓縮空氣系統(tǒng)、通風(fēng)系統(tǒng)和電氣系統(tǒng)等支持系統(tǒng)的影響。對一些重點事件和事故規(guī)程的時間進程進行熱工水力分析，對事件樹、故障樹涉及到的人因事件進行人因分析和人誤概率計算。
進行了電廠和廠外電源、設(shè)備可靠性和初因事件的收集和處理。根據(jù)原子能機構(gòu)（IAEA）同行指導(dǎo)意見，對初因事件進行了主邏輯圖分析。結(jié)合可靠性數(shù)據(jù)庫工作的開展，吸收EDF的*經(jīng)驗，編制了大亞灣核電站的設(shè)備分類、功能、經(jīng)驗反饋數(shù)據(jù)采集報告。
在目前大亞灣核電站PRA模型中包含有：
1）12大類初因事件，64個子初因事件，66棵事件樹；
2）3個核安全相關(guān)系統(tǒng)的可靠性分析及相關(guān)設(shè)備的失效模式與效應(yīng)分析；
3）2003個故障樹邏輯門；
4）2581個基本事件；
5）490個嚴重安全事故序列（導(dǎo)致堆芯熔化）。
大亞灣核電站運用PRA技術(shù)，進行可靠性和風(fēng)險定量分析研究，在運行、維修及工程改造等方面進行了眾多事件的決策分析。迄今為止，已在近30個項目中成功地應(yīng)用PRA分析技術(shù)的評價結(jié)果，電站取得了明顯的安全效益和經(jīng)濟效益。據(jù)統(tǒng)計由于采用這些分析作為決策的，使電站避免了直接或間接的經(jīng)濟損失近2億元人民幣，其中純收入近7000萬元人民幣。如大亞灣核電站RAM系統(tǒng)（控制棒驅(qū)動機構(gòu)電源系統(tǒng)）原設(shè)計的電壓急降保護裝置經(jīng)常誤動作，容易引起非計劃停機停堆。法瑪通公司建議電站安裝新的保護裝置。電站經(jīng)應(yīng)用PRA技術(shù)進行可靠性和風(fēng)險定量分析后認為此裝置對機組運行風(fēng)險貢獻較小，可以取消該保護而不需安裝新的保護裝置，直接節(jié)約改造費用300萬元人民幣。
大亞灣核電站構(gòu)建PRA應(yīng)用模型，進行系統(tǒng)可靠性和風(fēng)險定量分析技術(shù)，是一種以概率論為基礎(chǔ)的對大型復(fù)雜設(shè)施（電站、大型工藝系統(tǒng)等）的設(shè)計、運行進行全面綜合研究的分析技術(shù)。既定量考慮安全評價的不確定性，又定量考慮專家意見和工程判斷，系統(tǒng)地、現(xiàn)實地評估各種事故頻率和后果，為安全有關(guān)問題的決策提供了協(xié)調(diào)一致、完整的方法，可廣泛應(yīng)用在核電站及常規(guī)電站的設(shè)計變更和改造、運行風(fēng)險管理。
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