CN110930077B - 一种核电机组高可靠性设计监控系统和方法 - Google Patents
一种核电机组高可靠性设计监控系统和方法 Download PDFInfo
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Abstract
本发明提供了一种核电机组高可靠性设计监控系统和方法，包括核电机组可靠性计算服务器，所述计算服务器用于运行核电机组可靠性设计监控与改进提高的软件，计算服务器分别与用于储存核电机组运行可靠性基础数据的数据库服务器和网页服务器通信连接，网页服务器与用户端浏览器通信连接。本发明通过对核电机组主机及子系统非计划停运小时数比较长的前三个部件进行材料、结构和子系统的改进设计、采用成熟产品、优化核电机组的换料大修天数等方式实现了核电机组可靠性的改进提高，达到了通过可靠性设计监控提高核电机组可靠性的技术效果，实现了设计阶段核电机组可靠性的定量预测和设计监控。
Description
技术领域
本发明涉及一种核电机组高可靠性设计监控系统和方法，应用于设计阶段核电机组可靠性的定量预测和改进提高，属于核电机组设计技术领域。
背景技术
如图2所示，核电机组系统主要由反应堆及冷却系统、核电辅助系统及安全设施、核电控制与保护系统、汽轮机及辅机系统和发电机及电气系统组成，图2中的箭头表示相互作用关系以及核电机组的输入与输出，评价核电机组可靠性的指标是等效可用系数EAF。在核电机组的使用阶段，采用电力行业标准“发电设备可靠性评价规程”(DL/T793)，通过核电机组运行历史数据的统计分析，可以确定核电机组的等效可用系数EAF的运行数据统计值。
已经申请过《一种火电机组可用性的设计监控装置及方法》，申请号201210571915.9，可以在设计阶段定量计算火电机组的等效可用系数；《一种火力发电机组可靠性的预测方法》，申请号200810042762.2，可以在使用阶段定量预测单台火力发电机组的等效可用系数。
由于核电机组的组成与火力发电机组不同，核电机组的计划检修主要为换料大修，已有的火力发电机组的可用性设计监控方法和可靠性预测方法，已经不能应用于核电机组的可靠性设计监控。在核电机组的设计阶段，核电机组可靠性的定量预测、改进提高和设计监控，还没有合适的设计监控方法和软件系统可供使用。
发明内容
本发明的目的是：提供一种核电机组高可靠性设计监控方法，在设计阶段实现核电机组可靠性的定量预测和改进提高。
为实现以上目的，本发明的技术方案是提供了一种核电机组高可靠性设计监控系统，其特征在于：核电机组高可靠性设计监控系统包括核电机组可靠性计算服务器，计算服务器分别与用于储存核电机组运行可靠性基础数据的数据库服务器和网页服务器通信连接，网页服务器与用户端浏览器通信连接。
本发明的另一个技术方案是提供了一种核电机组高可靠性设计监控方法，其特征在于，包括以下步骤：
第一步、在计算服务器上安装用于核电机组可靠性的设计监控与改进提高的软件，建立核电机组运行可靠性的基础数据库并通过数据库服务器储存；
第二步、从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可靠性的基础数据，确定核电机组的可靠性统计数据，包括成套核电机组的统计期间小时数PH、计划停运小时数POH和等效降低出力小时数EUNDH；
第三步、从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可靠性的基础数据，确定核电主机及系统的非计划停运时间，包括成套核电机组的反应堆及冷却系统的非计划停运小时数UOHr、核电辅助系统及安全设施的非计划停运小时数UOHa、核电控制与保护系统的非计划停运小时数UOHc、汽轮机及辅机系统的非计划停运小时数UOHt、发电机及电气系统的非计划停运小时数UOHg；
第四步、从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可靠性的基础数据，计算反应堆及冷却系统的可用度APr，
其中Kr为反应堆及冷却系统的修正系数；
第五步、从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可靠性的基础数据，计算核电辅助系统及安全设施的可用度APa，
其中Ka为核电辅助系统及安全设施的修正系数；
第六步、从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可靠性的基础数据，确定核电控制与保护系统的可用度APc，
其中Kc为核电控制与保护系统的修正系数；
第七步、从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可靠性的基础数据，确定汽轮机及辅机系统的可用度APt，
其中Kt为汽轮机及辅机系统的修正系数；
第八步、确定发电机及电气系统的可用度APg，
其中Kg为发电机及电气系统的修正系数；
第九步、计算服务器计算确定核电机组的可用度AP，
AP＝APr·APa·APc·APt·APg
第十步、计算服务器计算核电机组无换料大修年份的可用系数AF0，
AF0＝AP
第十一步、计算服务器计算核电机组无换料大修年份的等效可用系数EAF0，
第十二步、确定核电机组无换料大修年份的可靠性设计监控的优良值EAF1；
第十三步、把无换料大修年份的核电机组等效可用系数的计算值EAF0与优良值EAF1作比较，进行对无换料大修年份核电机组可靠性的设计监控：
(1)若EAF0≥EAF1，表明该台核电机组无换料大修年份的等效可用系数达到优良值，无换料大修年份核电机组可靠性的设计监控结束，进入第十五步；
(2)若EAF0＜EAF1，表明该台核电机组无换料大修年份的等效可用系数没有达到优良值，需要在设计阶段进行核电机组可靠性的改进提高，进入第十四步；
第十四步、对核电机组的设计阶段进行可靠性优化改进，直到核电机组无换料大修年份的核电机组的等效可用系数EAF0≥优良值EAF1为止；
第十五步、确定核电机组的换料大修天数m；
第十六步、计算核电机组在有换料大修年份的计划停运系数POF，
第十七步、计算服务器计算核电机组有换料大修年份的可用系数AF，
AF＝(1-POF)·AP
第十八步、计算服务器计算核电机组有换料大修年份的等效可用系数EAF，
第十九步、确定核电机组有换料大修年份的可靠性设计监控的优良值EAF2；
第二十步、把有换料大修年份的核电机组等效可用系数的计算值EAF与优良值EAF2作比较，进行对有换料大修年份核电机组可靠性的设计监控：
(1)若EAF≥EAF2，表明该台核电机组有换料大修年份的等效可用系数达到优良值，进入第二十二步；
(2)若EAF<EAF2，表明该台核电机组有换料大修年份的等效可用系数没有达到优良值，需要在设计阶段进行核电机组换料大修的天数优化，进入第二十一步；
第二十一步、对核电机组换料大修的天数进行优化，直到核电机组有换料大修年份的核电机组的等效可用系数EAF≥优良值EAF2为止；
第二十二步、设计监控结束。
优选地，所述核电机组运行可靠性的基础数据包括电厂名称、机组编号、制造企业、机组功率、序号、事件状态起始时间、事件状态终止时间、事件状态名称、降低出力的容量、状态持续小时数、事件编码。
优选地，若反应堆及冷却系统采用了成熟产品，则反应堆及冷却系统的修正系数Kr＝0.8；若反应堆及冷却系统采用了同类型产品，则反应堆及冷却系统的修正系数Kr＝1.0；若反应堆及冷却系统采用了新研制产品，则反应堆及冷却系统的修正系数Kr＝1.2；
若核电辅助系统及安全设施采用了成熟产品，则核电辅助系统及安全设施的修正系数Ka＝0.8；若核电辅助系统及安全设施采用了同类型产品，则核电辅助系统及安全设施的修正系数Ka＝1.0；若核电辅助系统及安全设施采用了新研制产品，则核电辅助系统及安全设施的修正系数Ka＝1.2；
若核电控制与保护系统采用了成熟产品，则核电控制与保护系统的修正系数Kc＝0.8；若核电控制与保护系统采用了同类型产品，则核电控制与保护系统的修正系数Kc＝1.0，若核电控制与保护系统采用了新研制产品，则核电控制与保护系统的修正系数Kc＝1.2；
若汽轮机及辅机系统采用了成熟产品，则汽轮机及辅机系统的修正系数Kt＝0.8；若汽轮机及辅机系统采用了同类型产品，则汽轮机及辅机系统的修正系数Kt＝1.0；若汽轮机及辅机系统采用了新研制产品，则汽轮机及辅机系统的修正系数Kt＝1.2；
若发电机及电气系统采用了成熟产品，则发电机及电气系统的修正系数Kg＝0.8；发电机及电气系统采用了同类型产品，则发电机及电气系统的修正系数Kg＝1.0；发电机及电气系统采用了新研制产品，则发电机及电气系统的修正系数Kg＝1.2。
优选地，所述第十四步中对核电机组的设计阶段进行可靠性优化改进的改进提高措施包括：对于等效可用系数低于优良值的主机或子系统，确定非计划停运小时数时长数排名前三的部件，并进行材料、结构和子系统的改进设计，使它们的非计划停运小时数减少为原有主机或子系统非计划停运时间的二分之一；或对核电机组的反应堆及冷却系统、核电辅助系统及安全设施、核电控制与保护系统、汽轮机及辅机系统、发电机及电气系统采用成熟产品或同类型产品，再重新进行第四步至第十四步的核电机组可靠性的设计监控，直到核电机组无换料大修年份的核电机组的等效可用系数EAF0≥优良值EAF1为止。
优选地，所述第十五步中有换料大修年份的换料大修天数m的取值范围是25-50天。
优选地，所述第二十一步中对核电机组换料大修的天数进行优化的优化措施包括：在核电机组换料大修天数m为25-50天的范围内通过优化检修逐天减少换料大修天数，重新进行第十五步至第二十一步的核电机组可靠性的设计监控，直到核电机组有换料大修年份的核电机组的等效可用系数EAF≥优良值EAF2为止。
优选地，通过网页服务器和用户端浏览器输出并打印核电机组的反应堆及冷却系统的可用度APr、核电辅助系统及安全设施的可用度APa、核电控制与保护系统的可用度APc、汽轮机及辅机系统的可用度APt、发电机及电气系统的可用度APg、核电机组的可用度AP、核电机组无换料大修年份的可用系数AF0、核电机组无换料大修年份的等效可用系数EAF0、核电机组无换料大修年份的等效可用系数设计监控的判据优良值EAF1、核电机组换料大修的优化天数m、核电机组的计划停运系数POF、核电机组有换料大修年份的可用系数AF、核电机组有换料大修年份的等效可用系数EAF和有换料大修年份的核电机组等效可用系数设计监控的判据优良值EAF2，结束核电机组的设计监控。
与现有技术相比，本发明的有益效果是：
本发明提供了核电机组高可靠性设计监控系统和方法，如果核电机组的等效可用系数EAF达不到优良值，通过对核电机组主机及子系统非计划停运小时数比较长的前三个部件进行材料、结构和子系统的改进设计、采用成熟产品、优化核电机组的换料大修天数等方式实现了核电机组可靠性的改进提高，达到了通过可靠性设计监控提高核电机组可靠性的技术效果，实现了设计阶段核电机组可靠性的定量预测和设计监控。
附图说明
图1为本发明一种核电机组高可靠性设计监控系统示意图；
图2为核电机组系统的功能模块示意图；
图3为本发明一种核电机组高可靠性设计监控方法流程图；
图4为本发明所采用的计算机软件框图。
具体实施方式
为使本发明更明显易懂，兹以优选实施例，并配合附图作详细说明如下。
如图1所示，本发明一种核电机组高可靠性设计监控系统由核电机组可靠性计算服务器、数据库服务器、网页服务器和用户端浏览器组成，核电机组可靠性计算服务器与数据服务器和网页服务器建立通信连接，网页服务器与用户端浏览器建立通信连接。
如图3所示，为本发明一种核电机组高可靠性设计监控方法流程图，如图4所示，为本发明采用的计算机软件框图，该软件安装在核电机组可靠性计算服务器上，应用于核电机组可靠性的设计监控与改进提高。下面以压水堆核电站某型号1000MW核电机组设计阶段为例，使用本发明提供的高可靠性设计监控方法，得出该型号1000MW核电机组可靠性的设计结果，具体步骤如下：
第一步、建立核电机组的可靠性数据库：
采用数据库服务器来储存同类1000MW核电机组运行可靠性的基础数据，包括电厂名称、机组编号、制造企业、机组功率、序号、事件状态起始时间、事件状态终止时间、事件状态名称、降低出力的容量、状态持续小时数、事件编码；
第二步、确定核电机组的可靠性统计数据：
从数据库服务器中调取同类1000MW核电机组运行可靠性的基础数据，确定1000MW成套核电机组的统计期间小时数PH＝961302.00h、计划停运小时数POH＝85897.24h和等效降低出力小时数EUNDH＝6576.83h；
第三步、确定核电主机及系统的非计划停运时间：
从数据库服务器中调取同类1000MW核电机组运行可靠性的基础数据，确定1000MW成套核电机组的反应堆及冷却系统的非计划停运小时数UOHr＝590.17h、核电辅助系统及安全设施的非计划停运小时数UOHa＝691.16h、核电控制与保护系统的非计划停运小时数UOHc＝217.71h、汽轮机及辅机系统的非计划停运小时数UOHt＝1196.96、发电机及电气系统的非计划停运小时数UOHg＝790.98；
第四步、计算反应堆及冷却系统的可用度APr：
从数据库服务器中调取同类1000MW核电机组运行可靠性的基础数据，基于同功率等级核电机组的可靠性统计数据、反应堆及冷却系统的非计划停运小时数UOHr，反应堆及冷却系统的可用度APr的计算结果为：
式中，PH为成套核电机组的统计期间小时数，POH为成套核电机组的计划停运小时数，UOHr为反应堆及冷却系统的非计划停运小时数，Kr为反应堆及冷却系统的修正系数，反应堆及冷却系统采用了同类型产品Kr＝1.0；
第五步、计算核电辅助系统及安全设施的可用度APa：
从数据库服务器中调取同类1000MW核电机组运行可靠性的基础数据，基于同功率等级核电机组的可靠性统计数据、核电辅助系统及安全设施的非计划停运小时数UOHa，核电辅助系统及安全设施的可用度APa的计算结果为：
式中，PH为成套核电机组的统计期间小时数，POH为成套核电机组的计划停运小时数，UOHa为核电辅助系统及安全设施的非计划停运小时数，Ka为核电辅助系统及安全设施的修正系数，核电辅助系统及安全设施采用了同类型产品，取Ka＝1.0；
第六步、确定核电控制与保护系统的可用度APc：
从数据库服务器中调取同类1000MW核电机组运行可靠性的基础数据，基于同功率等级核电机组的可靠性统计数据、核电控制与保护系统的非计划停运小时数UOHc，核电控制与保护系统的可用度APc的计算结果为：
式中，PH为成套核电机组的统计期间小时数，POH为成套核电机组的计划停运小时数，UOHc为核电控制与保护系统的非计划停运小时数，Kc为核电控制与保护系统的修正系数，核电控制与保护系统采用了同类型产品，取Kc＝1.0；
第七步、确定汽轮机及辅机系统的可用度APt：
从数据库服务器中调取同类1000MW核电机组运行可靠性的基础数据，基于同功率等级核电机组的可靠性统计数据、汽轮机及辅机系统的非计划停运小时数UOHt，汽轮机及辅机系统的可用度APt的计算结果为：
式中，PH为成套核电机组的统计期间小时数，POH为成套核电机组的计划停运小时数，UOHt为汽轮机及辅机系统的非计划停运小时数，Kt为汽轮机及辅机系统的修正系数，汽轮机及辅机系统采用了新研制产品，取Kt＝1.2；
第八步、确定发电机及电气系统的可用度APg：
从数据库中服务器2中调取同类1000MW核电机组运行可靠性的基础数据，基于同功率等级核电机组的可靠性统计数据、发电机及电气系统的非计划停运小时数UOHg，发电机及电气系统的可用度APg的计算结果为：
式中，PH为成套核电机组的统计期间小时数，POH为成套核电机组的计划停运小时数，UOHg为发电机及电气系统的非计划停运小时数，Kg为发电机及电气系统的修正系数，发电机及电气系统采用了同类型产品，取Kg＝1.0；
第九步、确定核电机组的可用度AP：
采用C语言编写的核电机组可靠性计算软件，运行在计算服务器上，该型号1000MW核电机组可用度AP的计算结果为：
AP＝APr·APa·APc·APt·APg＝0.999326×0.999210×0.999751×0.998359×0.999096＝0.995748
式中，APr为反应堆及冷却系统的可用度，APa为核电辅助系统及安全设施的可用度，APc为核电控制与保护系统的可用度，APt为汽轮机及辅机系统的可用度，APg为发电机及电气系统的可用度；
第十步、计算核电机组无换料大修年份的可用系数AF0：
采用C语言编写的核电机组可靠性计算软件，运行在计算服务器上，在核电机组无换料大修年份，计划停用系数POF＝0，该型号1000MW核电机组可用系数AF0的计算结果为：
AF0＝AP＝0.995748
第十一步、计算核电机组无换料大修年份的等效可用系数EAF0：
采用C语言编写的核电机组可靠性计算软件，运行在计算服务器上，在无换料大修年份，该型号1000MW核电机组等效可用系数EAF0的计算结果为：
式中，AF0为核电机组无换料大修年份的可用系数，EUNDH为核电机组的等效降低出力小时数，PH为成套核电机组的统计期间小时数；
第十二步、确定核电机组无换料大修年份的可靠性设计监控的优良值EAF1：
根据电站业主要求，确定无换料大修年份的核电机组等效可用系数设计监控的判据优良值EAF1＝99％；
第十三步、无换料大修年份核电机组可靠性的设计监控：
把无换料大修年份的核电机组等效可用系数的计算值EAF0与EAF1作比较：鉴于EAF0＝98.89％＜EAF1＝99％，表明该型号1000MW核电机组无换料大修年份的等效可用系数没有达到优良值，需要在设计阶段进行核电机组可靠性的改进提高，进入第十四步；
第十四步、核电机组可靠性的改进提高：
由于EAF0＝98.89％＜EAF1＝99％，表示该型号1000MW核电机组的等效可用系数没有达到优良值，需要在核电机组的设计阶段进行可靠性优化改进，改进提高措施包括：对于可用度比较低的汽轮机及辅机系统，确定非计划停运小时数比较长的前三个部件为汽轮机低压转子、汽轮机轴承和汽轮机调节保安系统，进行材料、结构和子系统的改进设计，使这三个部件非计划停运小时数减少为原有非计划停运时间的二分之一，汽轮机及辅机系统的非计划停运小时数UOHt＝644.87h重新进行第四步至第十四步的核电机组可靠性的设计监控，计算结果为
AP＝APr·APa·APc·APt·APg＝0.999326×0.999210×0.999751×0.999116×0.999096＝0.997366
AF0＝AP＝0.997366
直到该型号1000MW核电机组无换料大修年份的核电机组的等效可用系数EAF0＝99.05％≥EAF1＝99％，进入第十五步；
第十五步、确定核电机组的换料大修天数m：
压水堆核电机组的计划检修为换料大修，核电机组的换料大修天数m是提前安排的，有换料大修年份的换料大修天数m的取值范围是25-50天，本实施例中该型号1000MW核电机组取m＝50天；
第十六步、计算核电机组的计划停运系数POF：
该型号1000MW压水堆核电机组在有换料大修年份的计划停运系数POF的计算结果为
第十七步、计算核电机组有换料大修年份的可用系数AF：
采用C语言编写的核电机组可靠性计算软件，运行在计算服务器上，该型号1000MW核电机组有换料大修年份的可用系数AF的计算结果为：
AF＝(1-POF)·AP＝(1-0.136986)×0.997366＝0.863375
第十八步、计算核电机组有换料大修年份的等效可用系数EAF：
采用C语言编写的核电机组可靠性计算软件，运行在计算服务器上，该型号1000MW核电机组有换料大修年份的等效可用系数EAF的计算结果为：
式中，AF为核电机组有换料大修年份的可用系数，EUNDH为核电机组的等效降低出力小时数，PH为成套核电机组的统计期间小时数；
第十九步、确定核电机组有换料大修年份的可靠性设计监控的优良值EAF2：
根据电站业主要求，确定有换料大修年份的核电机组等效可用系数设计监控的判据优良值EAF2＝88％；
第二十步、有换料大修年份核电机组可靠性的设计监控：
把有换料大修年份的核电机组等效可用系数的计算值EAF与EAF2作比较：
鉴于EAF＝85.65％<EAF2＝88％，表明该型号1000MW核电机组有换料大修年份的等效可用系数没有达到优良值，需要在设计阶段进行核电机组换料大修的天数优化，进入第二十一步；
第二十一步、核电机组换料大修的天数优化：
由于EAF＝85.65％<EAF2＝88％，表示有换料大修年份核电机组的等效可用系数没有达到优良值，需要在设计阶段对该型号1000MW核电机组的进行大修天数优化以提高可靠性，换料大修的天数优化措施包括：在核电机组换料大修天数m为25-50天的范围内通过优化检修逐天减少换料大修天数，重新进行第十五步至第二十一步的核电机组可靠性的设计监控，直到该型号1000MW核电机组换料大修天数m＝40天，有换料大修年份的核电机组的等效可用系数EAF＝88.12％≥EAF2＝88％为止，该型号1000MW核电机组换料大修的天数优化的计算结果如下表所示：
| 序号 | 换料大修天数m | POF | AF | EAF(％) |
| 1 | 50 | 0.136986 | 0.863375 | 85.65 |
| 2 | 49 | 0.134247 | 0.863473 | 85.66 |
| 3 | 48 | 0.131507 | 0.8666205 | 85.94 |
| 4 | 47 | 0.128767 | 0.868937 | 86.21 |
| 5 | 46 | 0.126027 | 0.871671 | 86.48 |
| 6 | 45 | 0.123288 | 0.874403 | 86.76 |
| 7 | 44 | 0.120548 | 0.877136 | 87.03 |
| 8 | 43 | 0.117808 | 0.879868 | 87.30 |
| 9 | 42 | 0.115068 | 0.882601 | 87.58 |
| 10 | 41 | 0.112329 | 0.885333 | 87.85 |
| 11 | 40 | 0.109589 | 0.888066 | 88.12 |
第二十二步、设计监控结束：
通过网页服务器和用户端浏览器输出并打印该型号1000MW核电机组的反应堆及冷却系统的可用度APr＝0.999326、核电辅助系统及安全设施的可用度APa＝0.999210、核电控制与保护系统的可用度APc＝0.999751、汽轮机及辅机系统的可用度APt＝0.999116、发电机及电气系统的可用度APg＝0.999096、核电机组的可用度AP＝0.997366、核电机组无换料大修年份的可用系数AF0＝0.997366、核电机组无换料大修年份的等效可用系数EAF0＝99.05％、核电机组无换料大修年份的等效可用系数设计监控的判据优良值EAF1＝99％、核电机组换料大修的优化天数m＝40天、核电机组的计划停运系数POF＝0.109589、核电机组有换料大修年份的可用系数AF＝0.888066、核电机组有换料大修年份的等效可用系数EAF＝88.12％和有换料大修年份的核电机组等效可用系数设计监控的判据优良值EAF2＝88％。
Claims (7)
1.一种核电机组高可靠性设计监控方法，其特征在于：核电机组高可靠性设计监控系统包括核电机组可靠性计算服务器，计算服务器分别与用于储存核电机组运行可靠性基础数据的数据库服务器和网页服务器通信连接，网页服务器与用户端浏览器通信连接，核电机组高可靠性设计监控方法包括以下步骤：
第一步、在计算服务器上安装用于核电机组可靠性的设计监控与改进提高的软件，建立核电机组运行可靠性的基础数据库并通过数据库服务器储存；
第二步、从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可靠性的基础数据，确定核电机组的可靠性统计数据，包括成套核电机组的统计期间小时数PH、计划停运小时数POH和等效降低出力小时数EUNDH；
第三步、从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可靠性的基础数据，确定核电主机及系统的非计划停运时间，包括成套核电机组的反应堆及冷却系统的非计划停运小时数UOHr、核电辅助系统及安全设施的非计划停运小时数UOHa、核电控制与保护系统的非计划停运小时数UOHc、汽轮机及辅机系统的非计划停运小时数UOHt、发电机及电气系统的非计划停运小时数UOHg；
第四步、从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可靠性的基础数据，计算反应堆及冷却系统的可用度APr，
其中Kr为反应堆及冷却系统的修正系数；
第五步、从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可靠性的基础数据，计算核电辅助系统及安全设施的可用度APa，
其中Ka为核电辅助系统及安全设施的修正系数；
第六步、从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可靠性的基础数据，确定核电控制与保护系统的可用度APc，
其中Kc为核电控制与保护系统的修正系数；
第七步、从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可靠性的基础数据，确定汽轮机及辅机系统的可用度APt，
其中Kt为汽轮机及辅机系统的修正系数；
第八步、确定发电机及电气系统的可用度APg，
其中Kg为发电机及电气系统的修正系数；
第九步、计算服务器计算确定核电机组的可用度AP，
AP＝APr·APa·APc·APt·APg
第十步、计算服务器计算核电机组无换料大修年份的可用系数AF0，
AF0＝AP
第十一步、计算服务器计算核电机组无换料大修年份的等效可用系数EAF0，
第十二步、确定核电机组无换料大修年份的可靠性设计监控的优良值EAF1；
第十三步、把无换料大修年份的核电机组等效可用系数的计算值EAF0与优良值EAF1作比较，进行对无换料大修年份核电机组可靠性的设计监控：
(1)若EAF0≥EAF1，表明该台核电机组无换料大修年份的等效可用系数达到优良值，无换料大修年份核电机组可靠性的设计监控结束，进入第十五步；
(2)若EAF0＜EAF1，表明该台核电机组无换料大修年份的等效可用系数没有达到优良值，需要在设计阶段进行核电机组可靠性的改进提高，进入第十四步；
第十四步、对核电机组的设计阶段进行可靠性优化改进，直到核电机组无换料大修年份的核电机组的等效可用系数EAF0≥优良值EAF1为止；
第十五步、确定核电机组的换料大修天数m；
第十六步、计算核电机组在有换料大修年份的计划停运系数POF，
第十七步、计算服务器计算核电机组有换料大修年份的可用系数AF，
AF＝(1-POF)·AP
第十八步、计算服务器计算核电机组有换料大修年份的等效可用系数EAF，
第十九步、确定核电机组有换料大修年份的可靠性设计监控的优良值EAF2；
第二十步、把有换料大修年份的核电机组等效可用系数的计算值EAF与优良值EAF2作比较，进行对有换料大修年份核电机组可靠性的设计监控：
(1)若EAF≥EAF2，表明该台核电机组有换料大修年份的等效可用系数达到优良值，进入第二十二步；
(2)若EAF<EAF2，表明该台核电机组有换料大修年份的等效可用系数没有达到优良值，需要在设计阶段进行核电机组换料大修的天数优化，进入第二十一步；
第二十一步、对核电机组换料大修的天数进行优化，直到核电机组有换料大修年份的核电机组的等效可用系数EAF≥优良值EAF2为止；
第二十二步、设计监控结束。
2.如权利要求1所述的一种核电机组高可靠性设计监控方法，其特征在于：所述核电机组运行可靠性的基础数据包括电厂名称、机组编号、制造企业、机组功率、序号、事件状态起始时间、事件状态终止时间、事件状态名称、降低出力的容量、状态持续小时数、事件编码。
3.如权利要求1所述的一种核电机组高可靠性设计监控方法，其特征在于：
若反应堆及冷却系统采用了成熟产品，则反应堆及冷却系统的修正系数Kr＝0.8；若反应堆及冷却系统采用了同类型产品，则反应堆及冷却系统的修正系数Kr＝1.0；若反应堆及冷却系统采用了新研制产品，则反应堆及冷却系统的修正系数Kr＝1.2；
若核电辅助系统及安全设施采用了成熟产品，则核电辅助系统及安全设施的修正系数Ka＝0.8；若核电辅助系统及安全设施采用了同类型产品，则核电辅助系统及安全设施的修正系数Ka＝1.0；若核电辅助系统及安全设施采用了新研制产品，则核电辅助系统及安全设施的修正系数Ka＝1.2；
若核电控制与保护系统采用了成熟产品，则核电控制与保护系统的修正系数Kc＝0.8；若核电控制与保护系统采用了同类型产品，则核电控制与保护系统的修正系数Kc＝1.0，若核电控制与保护系统采用了新研制产品，则核电控制与保护系统的修正系数Kc＝1.2；
若汽轮机及辅机系统采用了成熟产品，则汽轮机及辅机系统的修正系数Kt＝0.8；若汽轮机及辅机系统采用了同类型产品，则汽轮机及辅机系统的修正系数Kt＝1.0；若汽轮机及辅机系统采用了新研制产品，则汽轮机及辅机系统的修正系数Kt＝1.2；
若发电机及电气系统采用了成熟产品，则发电机及电气系统的修正系数Kg＝0.8；发电机及电气系统采用了同类型产品，则发电机及电气系统的修正系数Kg＝1.0；发电机及电气系统采用了新研制产品，则发电机及电气系统的修正系数Kg＝1.2。
4.如权利要求1所述的一种核电机组高可靠性设计监控方法，其特征在于：所述第十四步中对核电机组的设计阶段进行可靠性优化改进的改进提高措施包括：对于等效可用系数低于优良值的主机或子系统，确定非计划停运小时数时长数排名前三的部件，并进行材料、结构和子系统的改进设计，使它们的非计划停运小时数减少为原有主机或子系统非计划停运时间的二分之一；或对核电机组的反应堆及冷却系统、核电辅助系统及安全设施、核电控制与保护系统、汽轮机及辅机系统、发电机及电气系统采用成熟产品或同类型产品，再重新进行第四步至第十四步的核电机组可靠性的设计监控，直到核电机组无换料大修年份的核电机组的等效可用系数EAF0≥优良值EAF1为止。
5.如权利要求1所述的一种核电机组高可靠性设计监控方法，其特征在于：所述第十五步中有换料大修年份的换料大修天数m的取值范围是25-50天。
6.如权利要求1所述的一种核电机组高可靠性设计监控方法，其特征在于：所述第二十一步中对核电机组换料大修的天数进行优化的优化措施包括：在核电机组换料大修天数m为25-50天的范围内通过优化检修逐天减少换料大修天数，重新进行第十五步至第二十一步的核电机组可靠性的设计监控，直到核电机组有换料大修年份的核电机组的等效可用系数EAF≥优良值EAF2为止。
7.如权利要求1所述的一种核电机组高可靠性设计监控方法，其特征在于：通过网页服务器和用户端浏览器输出并打印核电机组的反应堆及冷却系统的可用度APr、核电辅助系统及安全设施的可用度APa、核电控制与保护系统的可用度APc、汽轮机及辅机系统的可用度APt、发电机及电气系统的可用度APg、核电机组的可用度AP、核电机组无换料大修年份的可用系数AF0、核电机组无换料大修年份的等效可用系数EAF0、核电机组无换料大修年份的等效可用系数设计监控的判据优良值EAF1、核电机组换料大修的优化天数m、核电机组的计划停运系数POF、核电机组有换料大修年份的可用系数AF、核电机组有换料大修年份的等效可用系数EAF和有换料大修年份的核电机组等效可用系数设计监控的判据优良值EAF2，核电机组的设计监控结束。
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