CN105184685B - 用于核电设计阶段的可用性评价方法 - Google Patents

Abstract

一种用于核电设计阶段的可用性评价方法，包括：S1、筛选出单一故障可能导致机组跳机跳堆的系统；S2、针对筛选出的系统的设备，进行FMEA分析确定引发机组跳机跳堆的设备故障模式；S3、针对每个设备故障模式，参考经验数据库确定每个设备故障模式的故障率和强迫不可用时间；S4、通过每个设备故障模式的故障率和故障发生的年次数/年时间，计算核电站的年非计划停堆频率；通过每个设备故障模式的故障率和强迫不可用时间，计算核电站的年强制性不可用时间；S5、基于年非计划停堆频率和年强制性不可用时间判断核电站的可用性。本发明对核电站可用性进行定量预测，适合差异性的及设计阶段设备运行维修经验缺乏的新建核电站。

Description

用于核电设计阶段的可用性评价方法

技术领域

本发明涉及核电站可靠性技术领域，尤其涉及一种应用于核电站可用性的定量预测和定量评价、以非计划停堆频率和非计划停堆时间为评价指标的用于核电设计阶段的可用性评价方法。

背景技术

核电厂电力生产以机组安全可靠为中心，以经济运行为目标。非计划停运次数越多、非计划停运时间越长，则表明核电机组的可靠性越差，经济运行的目标则无法实现。因此电厂在设计阶段，需要对电厂的可用性是否能达到业主或行业标准的要求进行检测。

现有的核电厂设计阶段可用性的确定，大多是参考国外相似电站或国内同类电站得来，并未经过详细的分析评价。其中，机组的强迫停机时间和非计划停机频率的确定，尚无定量化的评价方法可供使用。对于新建的创新型有差异性的核电站，这样同类参考来确定相关经济性指标的方法并不可取；又由于设计阶段设备缺乏运行维修经验，不具备足够的相关数据积累，传统的经验反馈法也很难适用，不易推广。

发明内容

本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的上述经验参考和反馈法不能适用于有差异性的新建核电站以及设计阶段设备运行维修经验、不易推广的缺陷，提供一种用于核电设计阶段的可用性评价方法。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种用于核电设计阶段的可用性评价方法，包括以下步骤：

S1、从核电站的所有系统中筛选出单一故障可能导致机组跳机跳堆的系统；

S2、针对步骤S1中筛选出的系统中的设备，分别进行FMEA分析确定引发机组跳机跳堆的所有设备故障模式；

S3、针对每个设备故障模式，参考行业内设备类和/或在运核电站的经验数据库分别确定每个设备故障模式的故障率和强迫不可用时间；

S4、通过每个设备故障模式的故障率和故障发生的年次数/年时间，计算核电站的年非计划停堆频率；通过每个设备故障模式的故障率和强迫不可用时间，计算核电站的年强制性不可用时间；

S5、基于所述年非计划停堆频率和年强制性不可用时间判断核电站的可用性。

在本发明所述的用于核电设计阶段的可用性评价方法中，

所述步骤S1之前还包括：设定年非计划停堆频率、年强制性不可用时间的预设初始值，并对年强制性不可用时间值进行初始分配；

所述步骤S5包括：判断计算得到的年非计划停堆频率、年强制性不可用时间是否在各自的预设初始值范围内，如果是，则认为核电站的可用性符合要求；如果否，则基于所述年非计划停堆频率、年强制性不可用时间与各自的预设初始值之间的差值对核电设计进行优化。

在本发明所述的用于核电设计阶段的可用性评价方法中，

所述步骤S2中所述的FMEA分析包括：

S21、针对设备在机组RP模式下可能发生的故障模式，分别分析每个故障模式的故障影响；其中，所述故障影响包括系统功能级故障影响和机组级故障影响；

S22、筛选出机组级故障影响所对应的故障模式作为引发机组跳机跳堆的所述设备故障模式。

在本发明所述的用于核电设计阶段的可用性评价方法中，所述步骤S4包括：

S41、基于每个设备故障模式的故障率和故障发生的年次数/年时间，计算每个设备故障模式的每年的非计划停堆频率；将所有的设备故障模式的每年的非计划停堆频率累加得到所述的核电站的年非计划停堆频率；

S42、通过每个设备故障模式的故障率和强迫不可用时间，计算每个设备故障模式每年的强制性不可用时间,将所有的设备故障模式的每年的强制性不可用时间累加得到所述的核电站的年强制性不可用时间。

在本发明所述的用于核电设计阶段的可用性评价方法中，所述步骤S3包括：针对每个设备故障模式分别执行以下步骤：

S31、根据行业内设备类故障率的通用数据和在运核电站的运维经验数据确定所述故障率；

S32、根据在该运核电站的运维经验数据，确定所述强迫不可用时间。

在本发明所述的用于核电设计阶段的可用性评价方法中，所述步骤S32包括：

S321、根据在运核电站的运维经验数据以及设备可隔离可达条件，确定待分析设备故障模式的检修窗口；

S322、根据反应堆的各个运行模式的持续时长以及所述检修窗口，确定设备故障模式导致机组自动或手动上、下行的上下行不可用时间；

S323、根据作为参考的在运核电站的运维经验数据确定设备的故障诊断时间、维修准备时间、维修时间MTTR和再鉴定时间；

S324、将步骤S322中的上下行不可用时间和S323中的故障诊断时间、维修准备时间、维修时间MTTR、再鉴定时间根据机组降功率比率全部累加得到所述强迫不可用时间。

实施本发明的用于核电设计阶段的可用性评价方法，具有以下有益效果：本发明可以在核电设计阶段计算核电站的年非计划停堆频率和年强制性不可用时间，以该频率和时间作为评价指标，可对核电站可用性进行定量预测和定量评价，避免了以往凭借参考电站经验反馈的方法确定机组经济性指标的局限性。因此适合差异性的以及设计阶段设备运行维修经验缺乏的新建核电站，容易推广，除了对新建核电站设计阶段经济指标评估有很好的适用性外，本发明还可以推广应用到在运之初的核电站在全寿命期间的经济性评估工作、由差异性和创新型核电站(如小型堆等)设计和在运之初的经济性评估研究领域。

附图说明

下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：

图1是本发明用于核电设计阶段的可用性评价方法的流程图。

具体实施方式

为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。

如图1所示，是本发明用于核电设计阶段的可用性评价方法的流程图。

本发明的用于核电设计阶段的可用性评价方法，其特征在于,包括以下步骤：

S1、从核电站的所有系统中筛选出单一故障可能导致机组跳机跳堆的系统；

S2、针对步骤S1中筛选出的系统中的设备，分别进行FMEA分析确定引发机组跳机跳堆的所有设备故障模式；

S3、针对步骤S1中筛选出的设备故障模式，参考行业内设备类的经验数据库和/或在运核电站的经验数据库分别确定每个设备故障模式的故障率和强迫不可用时间；

S4、通过每个设备故障模式的故障率和故障发生的年次数/年时间，计算核电站的年非计划停堆频率；通过每个设备故障模式的故障率和强迫不可用时间，计算核电站的年强制性不可用时间；

S5、基于所述年非计划停堆频率和年强制性不可用时间判断核电站的可用性。

优选的，所述步骤S1之前还包括：设定年非计划停堆频率、年强制性不可用时间的预设初始值，并对年强制性不可用时间值进行初始分配。其中，年非计划停堆频率和年强制性不可用时间的预设初始值一般是已知的，年强制性不可用时间的初始分配值是根据经验将设定的初始强迫不可用时间分配到在各个相关系统得到。

所述步骤S5包括：判断计算得到的年非计划停堆频率、年强制性不可用时间是否在各自的预设初始值范围内，如果是，则认为核电站的可用性符合要求；如果否，则基于所述年非计划停堆频率、年强制性不可用时间与各自的预设初始值之间的差值对核电设计进行优化。

其中，所述步骤S2中所述的FMEA分析包括：

S21、针对设备在机组RP模式状态下可能发生的故障模式，分别分析每个故障模式的故障影响；其中，所述故障影响包括系统功能级故障影响和机组级故障影响；

S22、筛选出机组级故障影响所对应的故障模式作为引发机组跳机跳堆的所述设备故障模式。

其中，年次数/年时间是可以由设计人员设定的，例如作为参考的在运核电站中一般通过实验每个月对某个故障进行一次检测，则在新核电站在设计阶段可以设定相应设备的故障发生的年次数为12次/年。

其中，所述步骤S3包括：针对每个设备故障模式分别执行以下步骤：

S31、根据行业内设备类故障率的通用数据和在运核电站的运维经验数据确定所述故障率；

S32、根据国内在运良好的核电机组的运维经验数据，确定所述强迫不可用时间。

其中，所述步骤S4包括：

S41、基于每个设备故障模式的故障率和故障发生的年次数/年时间，计算每个设备故障模式的每年的非计划停堆频率；将所有的设备故障模式的每年的非计划停堆频率累加得到所述的核电站的年非计划停堆频率；

S42、通过每个设备故障模式的故障率和强迫不可用时间，计算每个设备故障模式每年的强制性不可用时间,将所有的设备故障模式的每年的强制性不可用时间累加得到所述的核电站的年强制性不可用时间。

下面以某新建压水堆核电站为例进行说明。

某型号压水堆核电机组设计研发阶段，需对设计可用率进行评估，其中非计划停堆指标是计算可用率非常重要的参数，故需对其进行详细计算和评价，因此采用本发明的方法如下：

S1、根据经验数据，从核电站的所有系统中筛选出单一故障可能导致机组跳机跳堆的系统。

S2、针对步骤S1中筛选出的系统中的设备，分别进行FMEA分析确定引发机组跳机跳堆的所有设备故障模式。

这里仅针对设备在机组RP模式状态下可能发生的故障模式进行分析，并非设备全部故障模式。每个故障模式的故障影响按照类型分为系统功能级故障影响和机组级故障影响。

其中，系统功能级故障影响仅评判对系统的运行功能OF和安全功能SF的部分丧失、完全丧失或无影响，并对原因进行简要说明。机组级故障影响分为对机组的短期影响和长期影响。短期影响指设备单一故障在很短的时间内导致机组跳机跳堆，如：保护信号直接触发停机停堆信号等。长期影响是指设备单一故障在一个相对较长的时间内，自动或手动引发机组停机停堆，如：技术规范要求的项目，持续泄漏等。

以一个步骤S1的一个系统为例，参考表1，为故障模式的FMEA分析表：

表1

从上表可见，主蒸汽管线在开启状态下可能发生的故障模式包括：外漏、拒关、误关闭，然后通过FMEA分析确定：外漏导致的故障影响属于系统功能级故障影响，拒关、误关闭导致的故障影响属于机组级故障影响。因此，可以确定参与后续流程分析的设备故障模式只有SGSi206VV和SGSi207VV的拒关、误关闭。

S3、确定每个设备故障模式的故障率和强迫不可用时间。

首先，根据该在运核电站的预设时间段(例如几十年)内的运维经验数据和设备类的通用数据确定所述故障率，例如本实施例中根据设备功能、设备类型选择为设备类的通用数据。如下表2所示为故障模式的故障率表格：

表2

从上表2可以看出，参考参考设备类通用数据，可以确定SGSi206VV和SGSi207VV的拒关、误关闭的概率分别为：0.00031、0.0000019。

然后，根据国内在运良好的核电机组的运维经验数据，确定所述强迫不可用时间。例如对于本实施例的SGSi206VV和SGSi207VV所对应的设备，可以参考其他在运核电站中该设备的运维经验数据，按照如下过程计算强迫不可用时间：

S321、根据国内在运核电机组的运维经验数据以及设备可隔离可达条件，确定待分析设备的检修窗口；

所述可隔离可达表示：设备可退出的工况下，可以对设备进行最小单元的隔离(即可隔离)；以及设备可退出的工况下，维修工具/仪器和人员可接近设备进行维修活动(即可达)。

S322、根据反应堆的各运行模式的持续时长以及所述检修窗口，确定设备故障模式导致机组自动或手动上、下行的上下行不可用时间；参考表3，即为某核电站反应堆各模式持续时间

表3

S323、再根据参考核电站的运维经验数据确定设备的故障诊断时间、维修准备时间、维修时间MTTR和再鉴定时间；

S324、将步骤S322中的上下行不可用时间和S323中的故障诊断时间、维修准备时间、维修时间MTTR、再鉴定时间根据机组降功率比率全部累加即可得到所述强迫不可用时间。

如上就可以确定每个设备故障模式的故障率和强迫不可用时间。

S4、计算核电站的年非计划停堆频率、年强制性不可用时间。

首先，针对筛选出的每个设备故障模式，将其故障率与故障发生的年次数/年时间相乘得到每个设备故障模式每年的非计划停堆频率，然后将所有的设备故障模式每年的非计划停堆频率累加得到核电站的年非计划停堆频率。

同理，针对每个设备故障模式，将其每个设备故障模式的故障率、强迫不可用时间相乘可以计算得到每个设备故障模式每年的停堆检修时间，如果是自动状态，可还要考虑年次数/年时间，即将年次数/年时间、故障率、强迫不可用时间三者相乘(如果是以年时间计算时，需要再乘以机组的可用率预设值，如：机组满功率运行时间为全年总时间的90％)，然后将所有的设备故障模式每年的停堆检修时间累加得到核电站的年强制性不可用时间。

如下表4，示意出了各设备故障模式每年的非计划停堆频率、停堆检修时间汇总得到核电站的年非计划停堆频率、年强制性不可用时间的情况。

表4

如上表中，年非计划停堆频率如下计算得到：

0.00031*12+0.0000019*8760+0.000000879*8760+0.0000028*8760+0.0003*6+0.000000308*8760＝0.05709(次/年)。

年强制性不可用时间如下计算得到：

以SGSi206VV、SGSi207VV为例，其拒关的设备故障模式在每年的强制性不可用时间为上下行不可用时间、维修准备时间、维修时间MTTR、再鉴定时间全部累加得到，表3中仅仅给出了上下行不可用时间，故障诊断时间、维修准备时间、维修时间MTTR、再鉴定时间是根据参考核电站的运维经验数据确定，最后得到总的时间为76小时，则两列每年的强制性不可用时间为76*0.00031*12*2＝0.566；其误关的设备故障模式在每年的强制性不可用时间为20小时，则两列每年的停堆检修时间为20*0.0000019*8760*0.95*2＝0.632。其他系统中的设备故障模式的计算同理，于是可以计算得到整个核电站的所有设备故障模式的每年的强制性不可用时间分别为：0.566、0.632、0.938、1.3516、0.2736、0.1026；然后累加得到核电站的年强制性不可用时间如下：

0.566+0.632+0.938+1.3516+0.2736+0.1026＝3.8636(h/年)。

S5、判断计算得到的年非计划停堆频率、年强制性不可用时间是否在各自的预设初始值范围内，如果是，则认为核电站的可用性符合要求；如果否，则基于所述年非计划停堆频率、年强制性不可用时间与各自的预设初始值之间的差值对核电设计进行优化。例如，如果年非计划停堆频率超过1次/年或者年强制性不可用时间超过3天/年，则判断核电站的可用性不符合要求，进而提醒改进设计，并根据具体的差值进行优化，例如系统配置、设备选型、设备布置等的改进优化。

综上所述，实施本发明的用于核电设计阶段的可用性评价方法，具有以下有益效果：本发明可以在核电设计阶段计算核电站的年非计划停堆频率和年强制性不可用时间，以该频率和时间作为评价指标，可对核电站可用性进行定量预测和定量评价，避免了以往凭借参考电站经验反馈的方法确定机组经济性指标的局限性。因此适合差异性的以及设计阶段设备运行维修经验缺乏的新建核电站，容易推广，除了对新建核电站设计阶段经济指标评估有很好的适用性外，本发明还可以推广应用到在运之初的核电站在全寿命期间的经济性评估工作、由差异性和创新型核电站(如小型堆等)设计和在运之初的经济性评估研究领域。

上面结合附图对本发明的实施例进行了描述，但是本发明并不局限于上述的具体实施方式，上述的具体实施方式仅仅是示意性的，而不是限制性的，本领域的普通技术人员在本发明的启示下，在不脱离本发明宗旨和权利要求所保护的范围情况下，还可做出很多形式，这些均属于本发明的保护之内。

Claims (6)

1.一种用于核电设计阶段的可用性评价方法，其特征在于，包括以下步骤：

S1、从核电站的所有系统中筛选出单一故障可能导致机组跳机跳堆的系统；

S2、针对步骤S1中筛选出的系统中的设备，分别进行FMEA分析确定引发机组跳机跳堆的所有设备故障模式；

S3、针对每个设备故障模式，参考行业内设备类和/或在运核电站的经验数据库分别确定每个设备故障模式的故障率和强迫不可用时间；

S4、通过每个设备故障模式的故障率和故障发生的年次数/年时间，计算核电站的年非计划停堆频率；通过每个设备故障模式的故障率和强迫不可用时间，计算核电站的年强制性不可用时间；

S5、基于所述年非计划停堆频率和年强制性不可用时间判断核电站的可用性。

2.根据权利要求1所述的用于核电设计阶段的可用性评价方法，其特征在于，

所述步骤S1之前还包括：设定年非计划停堆频率、年强制性不可用时间的预设初始值，并对年强制性不可用时间值进行初始分配；

所述步骤S5包括：判断计算得到的年非计划停堆频率、年强制性不可用时间是否在各自的预设初始值范围内，如果是，则认为核电站的可用性符合要求；如果否，则基于所述年非计划停堆频率、年强制性不可用时间与各自的预设初始值之间的差值对核电设计进行优化。

3.根据权利要求1所述的用于核电设计阶段的可用性评价方法，其特征在于，所述步骤S2中所述的FMEA分析包括：

S21、针对设备在机组RP模式下可能发生的故障模式，分别分析每个故障模式的故障影响；其中，所述故障影响包括系统功能级故障影响和机组级故障影响；

S22、筛选出机组级故障影响所对应的故障模式作为引发机组跳机跳堆的所述设备故障模式。

4.根据权利要求1所述的用于核电设计阶段的可用性评价方法，其特征在于，所述步骤S4包括：

S41、基于每个设备故障模式的故障率和故障发生的年次数/年时间，计算每个设备故障模式的每年的非计划停堆频率；将所有的设备故障模式的每年的非计划停堆频率累加得到所述的核电站的年非计划停堆频率；

S42、通过每个设备故障模式的故障率和强迫不可用时间，计算每个设备故障模式每年的强制性不可用时间,将所有的设备故障模式的每年的强制性不可用时间累加得到所述的核电站的年强制性不可用时间。

5.根据权利要求1所述的用于核电设计阶段的可用性评价方法，其特征在于，所述步骤S3包括：针对每个设备故障模式分别执行以下步骤：

S31、根据行业内设备类故障率的通用数据和在运核电站的运维经验数据确定所述故障率；

S32、根据在运核电站的运维经验数据，确定所述强迫不可用时间。

6.根据权利要求5所述的用于核电设计阶段的可用性评价方法，其特征在于，所述步骤S32包括：

S321、根据在运核电站的运维经验数据以及设备可隔离可达条件，确定待分析设备故障模式的检修窗口；

S322、根据反应堆的各个运行模式的持续时长以及所述检修窗口，确定设备故障模式导致机组自动或手动上、下行的上下行不可用时间；

S323、根据作为参考的在运核电站的运维经验数据确定设备的故障诊断时间、维修准备时间、维修时间MTTR和再鉴定时间；

S324、将步骤S322中的上下行不可用时间和S323中的故障诊断时间、维修准备时间、维修时间MTTR、再鉴定时间根据机组降功率比率全部累加得到所述强迫不可用时间。