CN110941801B - 一种单台在役压水堆核电机组可靠性的预测方法及系统 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一种单台在役压水堆核电机组可靠性的预测方法及系统，属于核动力工程技术领域。包括数据库服务器、计算服务器、人机接口网页服务器和用户终端浏览器。使用本发明提供的预测系统和方法，根据单台在役压水堆核电机组的可靠性历史数据的统计结果以及今后几年的非计划停运天数和换料大修天数来定量预测单台在役压水堆核电机组的等效可用系数，并定量评价其可靠性。实现了单台在役压水堆核电机组可靠性的计算机在线定量预测和定量评价，使单台在役压水堆核电机组的可靠性处于受控状态，以保证单台在役压水堆核电机组等效可用系数达到一流核电机组的可靠性要求。

Description

一种单台在役压水堆核电机组可靠性的预测方法及系统
技术领域
本发明涉及一种单台在役压水堆核电机组可靠性的预测方法及系统，属于核动力工程技术领域。
背景技术
在核电机组使用阶段，通过对单台在役压水堆核电机组的运行历史数据进行统计分析，可以确定单台在役压水堆核电机组等效可用系数的统计结果。从1994年起，电力行业每年召开新闻发布会，公布国内在役压水堆核电机组可靠性的统计结果。但是现有在用的在役压水堆核电机组的可靠性统计方法，还无法在使用阶段定量预测今后几年单台在役压水堆核电机组的等效可用系数。
现有技术中，有本发明申请人已经授权专利《一种火力发电机组可靠性的预测方法》申请号200810042764.1，技术特征是涉及定量预测火力发电机组的非计划停运次数；《一种火力发电机组等效强迫停运率的预测方法》申请号200810042763.7，技术特征是涉及定量预测火力发电机组的等效强迫停运率；《一种火力发电机组可用性的预测方法》申请号200810042762.2，技术特征是涉及定量预测火力发电机组的等效可用系数；《一种厂级多台发电机组可靠性在线预测方法》申请号201210571922.9，技术特征是涉及定量预测厂级多台发电机组的等效可用系数。
目前现有技术提供的是火力发电机组的定期检修，按照检修间隔与检修停运时间的长短，划分为A级检修(计划大修)、B级检修(计划中修)、C级检修(计划小修)和D级检修(节日检修)。压水堆核电机组的定期检修只有一种，就是换料大修。由于压水堆核电机组的定期检修完全不同于火力发电机组，已有的火力发电机组的可靠性预测方法，已经不能应用于压水堆核电机组的可靠性预测。单台在役压水堆核电机组可靠性的定量预测，还没有适合的方法和系统可供使用，这是本技术领域迫切需要解决的技术问题。
发明内容
本发明的目的是为解决目前没有适合的方法和系统用于单台在役压水堆核电机组可靠性的定量预测的技术问题。
为达到解决上述问题的目的，本发明所采取的技术方案是提供一种单台在役压水堆核电机组可靠性的预测系统，包括数据库服务器、计算服务器、人机接口网页服务器和用户终端浏览器；所述的用户终端浏览器通过人机接口网页服务器分别与数据库服务器和计算服务器连接，计算服务器与数据库服务器相连接。
本发明还提供一种单台在役压水堆核电机组可靠性的预测方法，采用C语言，编制单台在役压水堆核电机组等效可用系数预测的计算软件，运行在核电站核电机组可靠性预测系统的计算服务器上，其方法为：
第一步：选择单台在役压水堆核电机组的类型。
单台在役压水堆核电机组的类型划分为两类，一类是二代压水堆核电机组(包括二代改进型)，二代压水堆核电机组的换料大修间隔T为10-20月，另一类是三代压水堆核电机组，三代压水堆核电机组的换料大修间隔T为16-26月。
第二步：输入压水堆核电机组的等效可用系数考核基础值EAF0和EAFA。
按照电力行业的一流核电机组的可靠性考核要求，确定不同容量单台在役压水堆核电机组无换料大修年份的等效可用系数考核基础值EAF0和有换料大修年份的等效可用系数考核基础值EAFA。
第三步：统计单台在役压水堆核电机组可靠性的历史数据。
按照《发电设备可靠性评价规程》(DL/T793)统计第ti年的单台在役压水堆核电机组的等效可用系数EAF(ti)和计划停运系数POF(ti)。
第四步：建立单台在役压水堆核电机组的可靠性数据库。
采用数据库来存储单台在役压水堆核电机组的可靠性历史数据的统计结果，包括电厂名称、机组编号、制造企业、序号、事件状态起止时间、事件状态名称、降低出力数量、状态持续小时数、事件编码、非计划停运天数ni，以及单台在役压水堆核电机组第ti年的等效可用系数EAF(ti)和计划停运系数POF(ti)的统计结果。
第五步：计算扣除计划停运的等效可用系数EAP(ti)的统计值。
已知单台在役压水堆核电机组第ti年的的等效可用系数EAF(ti)和计划停运系数POF(ti)的历史数据的统计结果，其第ti年的扣除计划停运的等效可用系数EAP(ti)的计算公式表示为
Figure BDA0002306036070000021
第六步：确定扣除计划停运的等效可用系数EAP(ti)的计算模型和待定参数。
根据多年从事单台在役压水堆核电机组可靠性技术研究积累的经验，提出使用历史数据的统计结果来拟合单台在役压水堆核电机组扣除出计划停运的等效可用系数的计算模型，通过对单台在役压水堆核电机组扣除计划可用系数EAP(ti)的历史数据进行计算与分析，确定该计算模型的待定参数α和β，得出投运第ti年的扣除计划停运的等效可用系数EAP(ti)的计算公式为
Figure BDA0002306036070000031
第七步：确定单台在役压水堆核电机组的非计划停运天数ni。
依据压水堆核电机组可靠性数据库中同型号1000MW压水堆核电机组非计划停运天数的统计值，确定今后该台1000MW在役压水堆核电机组的非计划检修天数ni分别取为0-7天。
第八步：计算单台在役压水堆核电机组的非计划停运系数UOF(ti)。
预测今后该台1000MW在役压水堆核电机组，对应非计划检修天数ni分别取为1-7天的非计划停运系数UOF(ti)的计算公式为
Figure BDA0002306036070000032
第九步：确定单台在役压水堆核电机组的换料大修天数mi。
在役压水堆核电机组的换料大修天数mi是提前安排的，确定今后第i年单台在役压水堆核电机组的换料大修天数mi，mi的取值范围是25-50天。
第十步：计算单台在役压水堆核电机组的计划停运系数POF(ti)。
预测今后单台在役压水堆核电机组在有换料大修年份的计划停运系数POF(ti)的计算公式为
Figure BDA0002306036070000033
第十一步：计算单台在役压水堆核电机组的等效可用系数EAF(ti)。
采用C语言编写单台在役压水堆核电机组等效可用系数预测的计算机软件运行在计算服务器上，预测单台在役压水堆核电机组的等效可用系数EAP(ti)已知单台在役压水堆核电机组的扣除计划停运等效可用系数EAP(ti)的变化规律和投运第ti年的非计划停运系数UOF(ti)与计划停运系数POF(ti)的预测值，其等效可用系数EAF(ti)的计算公式为
Figure BDA0002306036070000041
第十二步：单台在役压水堆核电机组可靠性的定量评价。
根据今后第i年的换料大修天数mi和非计划停运天数ni，计算得出今后第i年单台在役压水堆核电机组的等效可用系数EAF(ti)，并与相同机组容量的等效可用系数考核基础值EAF0和EAFA作比较：
(1)在有换料大修年份：若EAF(ti)≥EAFA，表明该单台在役压水堆核电机组的等效可用系数达到一流核电机组的可靠性要求；若EAF(ti)<EAFA，则该单台在役压水堆核电机组的等效可用系数没有达到一流核电机组的可靠性要求，在核电机组换料大修天数mi为25-50天的范围内通过优化检修来减少换料大修天数，直至该单台在役压水堆核电机组的EAF(ti)≥EAFA，达到了一流核电机组的可靠性要求为止。
(2)在无换料大修年份：mi＝0，若EAF(ti)≥EAF0，表明该单台在役压水堆核电机组的等效可用系数达到一流核电机组的可靠性要求；若EAF(ti)<EAF0,则该单台在役压水堆核电机组的等效可用系数没有达到一流核电机组的可靠性要求，在核电机组换料大修间隔T的范围内，缩短换料大修间隔T，通过前一次换料大修消缺，减少该单台在役压水堆核电机组的非计划停运天数ni，直至EAF(ti)≥EAF0，达到了一流核电机组的可靠性要求为止。
本发明使用以上给定的系统和方法，根据单台在役压水堆核电机组的可靠性历史数据的统计结果以及今后几年的非计划停运天数和换料大修天数来定量预测单台在役压水堆核电机组的等效可用系数，并定量评价其可靠性。
相比现有技术，本发明具有如下有益效果：
本发明在单台在役压水堆核电机组的使用阶段，在制定单台在役压水堆核电机组的今后几年的换料大修天数和换料大修间隔后，可以定量预测单台在役压水堆核电机组的等效可用系数，实现了单台在役压水堆核电机组可靠性的计算机在线定量预测和定量评价。依据单台在役压水堆核电机组的等效可用系数预测值来优化换料大修天数和换料大修间隔，能够使单台在役压水堆核电机组的可靠性处于受控状态，以保证单台在役压水堆核电机组等效可用系数达到一流核电机组的可靠性要求。
附图说明
图1为单台在役压水堆核电机组的可靠性预测系统的方框图；
图2为单台在役压水堆核电机组的可靠性预测所采用的方法流程图；
图3为单台在役压水堆核电机组的可靠性预测所采用方法的计算机软件框图；
图4为某型号1000MW单台在役压水堆核电机组的投运第9年可靠性预测结果的曲线图；
图5为某型号1000MW单台在役压水堆核电机组的投运第10年可靠性预测结果的曲线图。
图6为某型号1000MW单台在役压水堆核电机组的投运第11年可靠性预测结果的曲线图。
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，为单台在役压水堆核电机组的可靠性预测系统，由数据库服务器1、计算服务器2、人机接口网页服务器3和用户终端浏览器4组成，用户终端浏览器4通过人机接口网页服务器3分别与数据库服务器1和计算服务器2连接，计算服务器2和数据库服务器1相连接。计算服务器2安装有相应的计算软件。
如图2所示，为本发明提供方法的流程图，如图3所示，为采用C语言编写的单台在役压水堆核电机组等效可用系数预测的计算软件框图，该软件安装在核电站的控制中心的计算服务器2上，在本发明提供的单台在役压水堆核电机组的可靠性预测系统中，由数据库服务器1和等效可用系数预测的可靠性计算软件构成单台在役压水堆核电机组的可靠性预测的计算机软件系统。采用单台在役压水堆核电机组的可靠性预测所采用方法的计算机软件，得出单台在役压水堆核电机组的可靠性预测结果，应用于该台在役压水堆核电机组的可靠性定量预测和定量评价。
实施例：某型号1000MW单台在役压水堆核电1号机组，已投运8年。采用图1所示单台在役压水堆核电机组的可靠性预测系统和图3所示单台在役压水堆核电机组的等效可靠性系数预测计算机软件，运行在核电站控制中心的计算服务器上。对于该型号1000MW单台在役压水堆核电机组进行可靠性预测，采用图2所示的单台在役压水堆核电机组可靠性预测的流程图，得出该型号1000MW单台在役压水堆核电机组的可靠性预测结果。如图4、图5和图6所示，为采用单台在役压水堆核电机组的可靠性预测所采用方法的计算机软件得出的某型号1000MW单台在役压水堆核电机组的第9年、第10年和第11年的可靠性预测结果曲线图，应用于该台在役压水堆核电机组的可靠性定量预测和定量评价。
第一步：选择单台在役压水堆核电机组的类型。
该台在役压水堆核电机组二代压水堆核电机组，二代压水堆核电机组的换料大修间隔T为10-20月；
第二步：输入压水堆核电机组的等效可用系数考核基础值EAF0和EAFA。
按照电力行业的一流核电机组的可靠性考核要求，确定该型号1000MW单台在役压水堆核电机组无换料大修年份的等效可用系数考核基础值EAF0＝99％和有换料大修年份的等效可用系数考核基础值EAFA＝88％；
第三步：统计单台在役压水堆核电机组可靠性的历史数据。
按照《发电设备可靠性评价规程》(DL/T793)统计，得出该台1000MW压水堆核电机组投运第1年至第8年的等效可用系数EAF(ti)的统计结果分别为0.7138，0.7483，0.8725，1.0000，0.8691，0.9000，0.9002，0.9128；投运第1年至第8年的计划停运系数POF(ti)的统计结果分别为0.2726，0.2451，0.1275，0.0000，0.1312，0.0915，0.0995，0.0872。
第四步：建立单台在役压水堆核电机组的可靠性数据库。
利用本发明建立的单台在役压水堆核电机组可靠性预测系统的数据库服务器1，存放该型号1000MW单台在役压水堆核电机组投运第1年至第8年的等效可用系数EAF(ti)和计划停运系数POF(ti)的等可靠性历史数据的统计结果；
第五步：计算扣除计划停运的等效可用系数EAP(ti)的统计值。
已知单台在役压水堆核电机组第1年至第8年的的等效可用系数EAF(ti)和计划停运系数POF(ti)的历史数据的统计结果，其第1年至第8年的扣除计划停运的等效可用系数EAP(ti)的计算结果列于表1；
表1：
年份 EAF(t<sub>i</sub>) POF(t<sub>i</sub>) EAP(t<sub>i</sub>)
1 0.7138 0.2726 0.9813
2 0.7483 0.2451 0.9913
3 0.8725 0.1275 1.0000
4 1.0000 0.0000 1.0000
5 0.8691 0.1312 1.0003
6 0.9000 0.0915 0.9906
7 0.9002 0.0995 0.9997
8 0.9128 0.0872 1.0000
第六步：确定扣除计划停运的等效可用系数EAP(ti)的计算模型和待定参数。
根据多年从事单台在役压水堆核电机组可靠性技术研究积累的经验，提出使用历史数据的统计结果来拟合单台在役压水堆核电机组扣除出计划停运的等效可用系数的计算模型，通过对表1该台1000MW在役压水堆核电机组扣除计划可用系数EAP(ti)的历史数据进行计算与分析，确定该计算模型的待定参数α＝3.159120和β＝0.004565，得出投运第ti年的扣除计划停运的等效可用系数EAP(ti)的计算公式为
Figure BDA0002306036070000071
第七步：确定单台在役压水堆核电机组的非计划停运天数ni。
依据压水堆核电机组可靠性数据库中同型号压水堆核电机组非计划停运天数的统计值，确定今后该台1000MW在役压水堆核电机组的非计划检修天数ni，ni的取值分别为0天、1天、2天、3天、4天、5天、6天、7天。
第八步：计算单台在役压水堆核电机组的非计划停运系数UOF(ti)
预测今后该台1000MW在役压水堆核电机组的非计划停运系数UOF(ti)的计算结果列于表2；
表2：
n<sub>i</sub>(天) 0 1 2 3 4 5 6 7
UOF(t<sub>i</sub>) 0.0000 0.0027 0.0055 0.0082 0.0110 0.0137 0.0164 0.0192
第九步：确定单台在役压水堆核电机组的换料大修天数mi。
在役压水堆核电机组的换料大修天数mi是提前安排的，确定今后第i年单台在役压水堆核电机组的换料大修天数mi，该台1000MW在役压水堆核电机组的换料大修天数mi取值分别为25天、30天、35天、40天、45天、50天。
第十步：计算单台在役压水堆核电机组的计划停运系数POF(ti)。
预测今后该台1000MW在役压水堆核电机组在有换料大修年份的计划停运系数POF(ti)的计算结果列于表3；
表3：
m<sub>i</sub>(天) 25 30 35 40 45 50
POF(t<sub>i</sub>) 0.0685 0.0822 0.0959 0.1096 0.1233 0.1370
第十一步：计算单台在役压水堆核电机组的等效可用系数EAF(ti)。
采用C语言编写单台在役压水堆核电机组等效可用系数预测的计算机软件运行在计算服务器上，预测单台在役压水堆核电机组的等效可用系数EAP(ti)已知单台在役压水堆核电机组的扣除计划停运等效可用系数EAP(ti)的变化规律以及投运第ti年的非计划停运系数UOF(ti)与计划停运系数POF(ti)的预测值，得出等效可用系数EAF(ti)的计算结果；
该台1000MW在役压水堆核电机组的第9年1季度有换料大修1次，其等效可用系数EAF(9)的计算结果列于表4，可靠性预测结果的曲线如图4所示；
表4：
Figure BDA0002306036070000081
Figure BDA0002306036070000091
该台1000MW在役压水堆核电机组的第10年4季度有换料大修1次，其等效可用系数EAF(10)算结果列于表5，可靠性预测结果的曲线如图5所示；
表5：
Figure BDA0002306036070000092
该台1000MW在役压水堆核电机组的第11年无换料大修，其等效可用系数EAF(11)计算结果列于表6，可靠性预测结果曲线如图6所示；
表6：
Figure BDA0002306036070000093
第十二步：单台在役压水堆核电机组可靠性的定量评价。
根据今后第9年至第11年的非计划停运天数ni和换料大修天数mi，计算得出今后3年该台1000MW在役压水堆核电机组的等效可用系数EAF(9)、EAF(10)和EAF(11)，并与相同容量机组的等效可用系数考核基础值EAF0和EAFA作比较：
(1)在第9年1季度有换料大修1次：从表4和图4知，换料大修天数mi不超过35天且非计划停运天数ni不超过7天，或者换料大修天数mi不超过40天且非计划停运天数ni不超过3天，有EAF(9)≥EAFA＝88％，表明该台1000MW在役压水堆核电机组的等效可用系数达到一流核电机组的可靠性要求；换料大修天数mi超过45天，有EAF(9)<EAFA＝88％，则该台1000MW在役压水堆核电机组的等效可用系数没有达到一流核电机组的可靠性要求，在核电机组换料大修天数mi为25-50天的范围内通过优化检修来减少换料大修天数至40天，且该年份非计划停运天数ni≤3，该台1000MW在役压水堆核电机组的EAF(9)≥EAFA＝88％，达到了一流核电机组的可靠性要求为止。
(2)在第10年4季度有换料大修1次：从表5和图5知，换料大修天数mi不超过35天且非计划停运天数ni不超过7天，或者换料大修天数mi不超过40天且非计划停运天数ni不超过3天，有EAF(10)≥EAFA＝88％，表明该台1000MW在役压水堆核电机组的等效可用系数达到一流核电机组的可靠性要求；换料大修天数mi超过45天，有EAF(10)<EAFA＝88％，则该台1000MW在役压水堆核电机组的等效可用系数没有达到一流核电机组的可靠性要求，在核电机组换料大修天数mi为25-50天的范围内通过优化检修来减少换料大修天数至40天，且该年份非计划停运天数ni≤3，该台1000MW在役压水堆核电机组的EAF(9)≥EAFA＝88％，达到了一流核电机组的可靠性要求为止。
(3)在第11年无换料大修：从表6和图6知，非计划停运天数ni不超过3天，有EAF(11)≥EAF0＝99％，表明该台1000MW在役压水堆核电机组的等效可用系数达到一流核电机组的可靠性要求；若非计划停运天数ni超过3天，EAF(11)<EAF0＝99％,则该台1000MW台在役压水堆核电机组的等效可用系数没有达到一流核电机组的可靠性要求，在核电机组换料大修间隔T的范围内，缩短换料大修间隔T，通过前一次换料大修消缺，确保该台1000MW在役压水堆核电机组在第11年的非计划停运天数ni不超过3天，直至EAF(ti)≥EAF0，达到了一流核电机组的可靠性要求为止。
使用以上本发明给定的系统和方法，根据该台1000MW在役压水堆核电机组的可靠性历史数据的统计结果以及今后3年的非计划停运天数和换料大修天数来定量预测该台在役压水堆核电机组的等效可用系数，够使单台在役压水堆核电机组的可靠性处于受控状态，以保证该台1000MW在役压水堆核电机组等效可用系数达到一流核电机组的可靠性要求。
以上所述，仅为本发明的较佳实施例，并非对本发明任何形式上和实质上的限制，应当指出，对于本技术领域的普通技术人员，在不脱离本发明的前提下，还将可以做出若干改进和补充，这些改进和补充也应视为本发明的保护范围。凡熟悉本专业的技术人员，在不脱离本发明的精神和范围的情况下，当可利用以上所揭示的技术内容而做出的些许更动、修饰与演变的等同变化，均为本发明的等效实施例；同时，凡依据本发明的实质技术对上述实施例所作的任何等同变化的更动、修饰与演变，均仍属于本发明的技术方案的范围内。

Claims (2)

1.一种单台在役压水堆核电机组可靠性的预测方法，其特征在于，采用C语言，编制单台在役压水堆核电机组等效可用系数预测的计算软件，运行在核电站核电机组可靠性预测系统的计算服务器上，其方法为：
第一步：选择单台在役压水堆核电机组的类型；
单台在役压水堆核电机组的类型划分为两类，一类是二代压水堆核电机组，另一类是三代压水堆核电机组；
第二步：输入压水堆核电机组的等效可用系数考核基础值EAF0和EAFA；
按照电力行业的一流核电机组的可靠性考核要求，确定不同容量单台在役压水堆核电机组无换料大修年份的等效可用系数考核基础值EAF0和有换料大修年份的等效可用系数考核基础值EAFA；
第三步：统计单台在役压水堆核电机组可靠性的历史数据；
按照《发电设备可靠性评价规程》(DL/T793)统计第ti年的单台在役压水堆核电机组的等效可用系数EAF(ti)和计划停运系数POF(ti)；
第四步：建立单台在役压水堆核电机组的可靠性数据库；
采用数据库来存储单台在役压水堆核电机组的可靠性历史数据的统计结果，包括电厂名称、机组编号、制造企业、序号、事件状态起止时间、事件状态名称、降低出力数量、状态持续小时数、事件编码、非计划停运天数ni，以及单台在役压水堆核电机组第ti年的等效可用系数EAF(ti)和计划停运系数POF(ti)的统计结果；
第五步：计算扣除计划停运的等效可用系数EAP(ti)的统计值；
已知单台在役压水堆核电机组第ti年的等效可用系数EAF(ti)和计划停运系数POF(ti)的历史数据的统计结果，其第ti年的扣除计划停运的等效可用系数EAP(ti)的计算公式表示为
Figure FDA0003273937700000011
第六步：确定扣除计划停运的等效可用系数EAP(ti)的计算模型和待定参数；
根据多年从事单台在役压水堆核电机组可靠性技术研究积累的经验，提出使用历史数据的统计结果来拟合单台在役压水堆核电机组扣除出计划停运的等效可用系数的计算模型，通过对单台在役压水堆核电机组扣除计划可用系数EAP(ti)的历史数据进行计算与分析，确定该计算模型的待定参数α和β，得出投运第ti年的扣除计划停运的等效可用系数EAP(ti)的计算公式为
Figure FDA0003273937700000021
第七步：确定单台在役压水堆核电机组的非计划停运天数ni；
依据压水堆核电机组可靠性数据库中同型号1000MW压水堆核电机组非计划停运天数的统计值，确定今后单台1000MW在役压水堆核电机组的非计划检修天数ni分别取为0-7天；
第八步：计算单台在役压水堆核电机组的非计划停运系数UOF(ti)；
预测今后单台1000MW在役压水堆核电机组，对应非计划检修天数ni分别取为1-7天的非计划停运系数UOF(ti)的计算公式为
Figure FDA0003273937700000022
第九步：确定单台在役压水堆核电机组的换料大修天数mi；
在役压水堆核电机组的换料大修天数mi是提前安排的，确定今后第i年单台在役压水堆核电机组的换料大修天数mi，mi的取值范围是25-50天；
第十步：计算单台在役压水堆核电机组的计划停运系数POF(ti)；
预测今后单台在役压水堆核电机组在有换料大修年份的计划停运系数POF(ti)的计算公式为
Figure FDA0003273937700000023
第十一步：计算单台在役压水堆核电机组的等效可用系数EAF(ti)；
采用C语言编写单台在役压水堆核电机组等效可用系数预测的计算机软件运行在计算服务器上，预测单台在役压水堆核电机组的等效可用系数EAP(ti)已知单台在役压水堆核电机组的扣除计划停运等效可用系数EAP(ti)的变化规律和投运第ti年的非计划停运系数UOF(ti)与计划停运系数POF(ti)的预测值，其等效可用系数EAF(ti)的计算公式为
Figure FDA0003273937700000024
第十二步：单台在役压水堆核电机组可靠性的定量评价；
根据今后第i年的换料大修天数mi和非计划停运天数ni，计算得出今后第i年单台在役压水堆核电机组的等效可用系数EAF(ti)，并与相同机组容量的等效可用系数考核基础值EAF0和EAFA作比较：
(1)在有换料大修年份：若EAF(ti)≥EAFA，表明该单台在役压水堆核电机组的等效可用系数达到一流核电机组的可靠性要求；若EAF(ti)<EAFA，则该单台在役压水堆核电机组的等效可用系数没有达到一流核电机组的可靠性要求，在核电机组换料大修天数mi为25-50天的范围内通过优化检修来减少换料大修天数，直至该单台在役压水堆核电机组的EAF(ti)≥EAFA，达到了一流核电机组的可靠性要求为止；
(2)在无换料大修年份：mi＝0，若EAF(ti)≥EAF0，表明该单台在役压水堆核电机组的等效可用系数达到一流核电机组的可靠性要求；若EAF(ti)<EAF0，则该单台在役压水堆核电机组的等效可用系数没有达到一流核电机组的可靠性要求，在核电机组换料大修间隔T的范围内，缩短换料大修间隔T，通过前一次换料大修消缺，减少该单台在役压水堆核电机组的非计划停运天数ni，直至EAF(ti)≥EAF0，达到了一流核电机组的可靠性要求为止。
2.一种单台在役压水堆核电机组可靠性的预测系统，其特征在于：应用如权利要求1所述的一种单台在役压水堆核电机组可靠性的预测方法，包括数据库服务器(1)、计算服务器(2)、人机接口网页服务器(3)和用户终端浏览器(4)；所述的用户终端浏览器(4)通过人机接口网页服务器(3)分别与数据库服务器(1)和计算服务器(2)连接，计算服务器(2)与数据库服务器(1)相连接。
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