CN111178607A - 一种核电机组高可用性设计监控方法 - Google Patents

一种核电机组高可用性设计监控方法 Download PDF

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CN111178607A CN201911334742.7A CN201911334742A CN111178607A CN 111178607 A CN111178607 A CN 111178607A CN 201911334742 A CN201911334742 A CN 201911334742A CN 111178607 A CN111178607 A CN 111178607A
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蒋俊
谭振山
徐望人
李汪繁
王建业
杨宇
邓志成
汪勇
王家鋆
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Abstract

本发明提供了一种核电机组高可用性设计监控方法。本发明的另一个技术方案是提供了一种核电机组可用性设计监控装置。本发明的优点是提供了核电机组高可用性设计监方法，实现了设计阶段核电机组运行可用度与等效强迫停运率的定量预测和设计监控。如果核电机组的运行可用度或等效强迫停运率达不到优良值，通过对核电机组主机及子系统强迫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，以实现核电机组可用性的改进提高，达到了通过设计监控提高核电机组可用性的技术效果。

Description

一种核电机组高可用性设计监控方法
技术领域
本发明涉及一种核电机组高可用性设计监控方法，应用于设计阶段核电机组可用性的定量预测和改进提高，属于核电机组的技术领域。
背景技术
核电机组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、发电机及电气系统组成，评价核电机组可用性的指标是运行可用度AO与等效强迫停运率EFOR。在核电机组的使用阶段，采用电力行业标准“发电设备运行可靠性评价规程”(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运行可用度AO与等效强迫停运率EFOR的运行数据统计值。核电机组的运行可用度AO的数值大或等效强迫停运率EFOR的数值小，表示核电机组的可用性高。
申请人已经申请过“一种火电机组可靠性的设计监控装置及方法”，申请号201210572971.4，可以在设计阶段定量计算火电机组的等效强迫停运率EFOR；“一种火力发电机组等效强迫停运率的预测方法及系统”，申请号200810042763.7，可以在使用阶段定量预测单台火力发电机组的等效强迫停运率EFOR。
由于核电机组的组成与火力发电机组不同，已有的火力发电机组的等效强迫停运率EFOR设计监控方法和预测方法，已经不能应用于核电机组可用性的设计监控。在核电机组的设计阶段，核电机组可用性的定量预测、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
本发明目的是：在设计阶段实现核电机组运行可用度和等效强迫停运率的定量预测和改进提高。
为了达到上述目的，本发明的技术方案是提供了一种核电机组高可用性设计监控方法，其特征在于，包括以下步骤：
步骤1、建立核电机组的运行可用性数据库
采用数据库服务器来储存核电机组运行可用性的基础数据；
步骤2、确定核电机组运行可用性的统计数据
从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可用性的基础数据，确定成套核电机组的运行小时数SH；
步骤3、确定核电主机及系统的强迫停运时间
从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可用性的基础数据，确定成套核电机组的反应堆及冷却系统的强迫停运小时数FOHr、核电辅助系统及安全设施的强迫停运小时数FOHa、核电控制与保护系统的强迫停运小时数FOHc、汽轮机及辅机系统的强迫停运小时数FOHt、发电机及电气系统的强迫停运小时数FOHg；
步骤4、计算反应堆及冷却系统的运行可用度AOr
从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可用性的基础数据，基于同功率等级核电机组的运行可用性统计数据、反应堆及冷却系统的强迫停运小时数FOHr，反应堆及冷却系统的运行可用度AOr的计算公式表示为式(1)：
Figure BDA0002330645590000021
式(1)中，SH为成套核电机组的运行小时数，FOHr为反应堆及冷却系统的强迫停运小时数，Cr为反应堆及冷却系统的修正系数；
步骤5、计算核电辅助系统及安全设施的运行可用度AOa
从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可用性的基础数据，基于同功率等级核电机组的运行可用性统计数据、核电辅助系统及安全设施的强迫停运小时数FOHa，核电辅助系统及安全设施的运行可用度AOa的计算公式表示为式(2)：
Figure BDA0002330645590000022
式(2)中，SH为成套核电机组的运行小时数，FOHa为核电辅助系统及安全设施的强迫停运小时数，Ca为核电辅助系统及安全设施的修正系数；
步骤6、确定核电控制与保护系统的运行可用度AOc
从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可用性的基础数据，基于同功率等级核电机组的运行可用性统计数据、核电控制与保护系统的强迫停运小时数FOHc，核电控制与保护系统的运行可用度AOc的计算公式表示为式(3)：
Figure BDA0002330645590000031
式(3)中，SH为成套核电机组的运行小时数，FOHc为核电控制与保护系统的强迫停运小时数，Cc为核电控制与保护系统的修正系数；
步骤7、确定汽轮机及辅机系统的运行可用度AOt
从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可用性的基础数据，基于同功率等级核电机组的运行可用性统计数据、汽轮机及辅机系统的强迫停运小时数FOHt，汽轮机及辅机系统的运行可用度AOt的计算公式表示为式(4)：
Figure BDA0002330645590000032
式(4)中，SH为成套核电机组的运行小时数，FOHt为汽轮机及辅机系统的强迫停运小时数，Ct为汽轮机及辅机系统的修正系数；
步骤8、确定发电机及电气系统的运行可用度AOg
从数据库中服务器中调取同功率等级核电机组运行可用性的基础数据，基于同功率等级核电机组的运行可用性统计数据、发电机及电气系统的强迫停运小时数FOHg，发电机及电气系统的运行可用度AOg的计算公式表示为式(5)：
Figure BDA0002330645590000033
式(5)中，SH为成套核电机组的运行小时数，FOHg为发电机及电气系统的强迫停运小时数，Cg为发电机及电气系统的修正系数；
步骤9、确定核电机组的运行可用度AO
在计算服务器上运行可用性计算软件，由该可用性计算软件利用式(6)计算核电机组运行可用度AO：
AO＝AOr·AOa·AOc·AOt·AOg×100％(6)
式(6)中，AOr为步骤4计算得到的反应堆及冷却系统的运行可用度，AOa为步骤5计算得到的核电辅助系统及安全设施的运行可用度，AOc为步骤6计算得到的核电控制与保护系统的运行可用度，AOt为步骤7计算得到的汽轮机及辅机系统的运行可用度，AOg为步骤8计算得到的发电机及电气系统的运行可用度；
步骤10、确定核电机组运行可用度设计监控的优良值
根据电站业主要求，确定核电机组运行可用度设计监控的优良值AO1；
步骤11、核电机组运行可用度的设计监控
把核电机组运行可用度的计算值AO与优良值AO1作比较：
(1)若AO≥AO1，表明该台核电机组的运行可用度达到优良值，可用性设计监控结束，进入步骤13；
(2)若AO＜AO1，表明该台核电机组的运行可用度没有达到优良值，需要在设计阶段进行核电机组运行可用性的改进提高，进入步骤12；
步骤12、核电机组运行可用性的改进提高
由于AO＜AO1，表示该台核电机组的运行可用度没有达到优良值，需要在核电机组的设计阶段进行可用性优化改进，改进后重新进行步骤4至步骤12的核电机组可用性的设计监控，直到核电机组的运行可用度AO≥AO1为止，进入步骤13；
步骤13、计算核电机组的强迫停运率FOR
在计算服务器上运行可用性计算软件，该可用性计算软件利用式(7)计算核电机组强迫停运率FOR：
FOR＝100-AO (7)
式(7)中，AO为核电机组运行可用度的计算值；
步骤14、计算核电机组的等效强迫停运率EFOR
在计算服务器上运行可用性计算软件，该可用性计算软件利用式(8)计算核电机组等效强迫停运率EFOR：
EFOR＝Cmf×FOR(％) (8)
式(8)中，FOR为核电机组的强迫停运率，Cmf为核电机组强迫停运率修正系数的台年加权平均值；
步骤15、确定核电机组等效强迫停运率设计监控的优良值
根据电站业主要求，确定核电机组等效强迫停运率EFOR设计监控的优良值EFOR2；
步骤16、核电机组等效强迫停运率的设计监控
把核电机组等效强迫停运率的计算值EFOR与EFOR2作比较：
(1)若EFOR≤EFOR2，表明该台核电机组等效强迫停运率达到优良值，进入步骤18；
(2)若EFOR＞EFOR2，表明该台核电机组等效强迫停运率没有达到优良值，进入步骤17；
步骤17、核电机组可用性的优化改进
由于EFOR＞EFOR2，表明该台核电机组等效强迫停运率没有达到优良值，需要在设计阶段进行核电机组可用性的改进提高，改进提高后，重新执行步骤4至步骤16，直到EFOR≤EFOR2为止，进入步骤18；
步骤18、可用性设计监控结束
输出并打印核电机组的反应堆及冷却系统的运行可用度AOr、核电辅助系统及安全设施的运行可用度AOa、核电控制与保护系统的运行可用度AOc、汽轮机及辅机系统的运行可用度AOt、发电机及电气系统的运行可用度AOg、核电机组的运行可用度AO、核电机组运行可用度设计监控的优良值AO1、强迫停运率FOR、核电机组等效强迫停运率EFOR、核电机组等效强迫停运率设计监控的优良值EFOR2。
优选地，步骤1中，所述核电机组运行可用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，步骤4中，若反应堆及冷却系统采用了成熟产品Cr＝0.8，若反应堆及冷却系统采用了同类型产品Cr＝1.0，若反应堆及冷却系统采用了新研制产品Cr＝1.2；
步骤5中，若核电辅助系统及安全设施采用了成熟产品Ca＝0.8，若核电辅助系统及安全设施采用了同类型产品Ca＝1.0，若核电辅助系统及安全设施采用了新研制产品Ca＝1.2；
步骤6中，若核电控制与保护系统采用了成熟产品Cc＝0.8，若核电控制与保护系统采用了同类型产品Cc＝1.0，若核电控制与保护系统采用了新研制产品Cc＝1.2
步骤7中，若汽轮机及辅机系统采用了成熟产品Ct＝0.8，若汽轮机及辅机系统采用了同类型产品Ct＝1.0，若汽轮机及辅机系统采用了新研制产品Ct＝1.2；
步骤8中，若发电机及电气系统采用了成熟产品Cg＝0.8，若发电机及电气系统采用了同类型产品Cg＝1.0，若发电机及电气系统采用了新研制产品Cg＝1.2。
优选地，步骤9中、步骤13中、步骤14中，所述可用性计算软件采用C语言编写。
优选地，步骤12、步骤17中，进行核电机组运行可用性的改进提高的措施包括：对于运行可用度比较低的主机或子系统，确定强迫停运小时数比较长的前三个部件，并进行材料、结构和子系统的改进设计，使其强迫停运小时数减少为原有主机或子系统强迫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。
优选地，步骤14中，核电机组强迫停运率修正系数的台年加权平均值Cmf的取值范围是1.18845～1.98845。
本发明的另一个技术方案是提供了一种核电机组可用性设计监控装置，其特征在于，运行上述的核电机组高可用性设计监控方法，包括核电机组可用性的数据库服务器、计算服务器、网页服务器和用户端浏览器，数据库服务器、计算服务器和网页服务器连接，网页服务器与用户端浏览器连接。
本发明的优点是提供了核电机组高可用性设计监方法，实现了设计阶段核电机组运行可用度与等效强迫停运率的定量预测和设计监控。如果核电机组的运行可用度或等效强迫停运率达不到优良值，通过对核电机组主机及子系统强迫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，以实现核电机组可用性的改进提高，达到了通过设计监控提高核电机组可用性的技术效果。
附图说明
图1为本发明所采用的可用性设计监控装置的方框图；
图2为本发明所采用的高可用性设计监控方法的流程图；
图3为本发明所采用方法的计算机软件框图。
具体实施方式
下面结合具体实施例，进一步阐述本发明。应理解，这些实施例仅用于说明本发明而不用于限制本发明的范围。此外应理解，在阅读了本发明讲授的内容之后，本领域技术人员可以对本发明作各种改动或修改，这些等价形式同样落于本申请所附权利要求书所限定的范围。
如图1所示，为本发明核电机组运行可用性设计监控装置的方框图，本发明核电机组可用性设计监控装置，由核电机组运行可用性的数据库服务器1、计算服务器2、网页服务器3和用户端浏览器4组成，核电机组运行可用性计算服务器2与数据服务器1和网页服务器3连接，网页服务器3与用户端浏览器4连接。
如图2示，为本发明核电机组高运行可用性设计监控方法的流程图，如图3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用性的计算服务器2，应用于核电机组可用性的设计监控与改进提高。
对某型号1000MW核电机组进行可用性设计监控，在设计阶段，使用本发明提供的高可用性设计监控方法，得出该型号1000MW核电机组运行可用性的设计结果，具体步骤如下：
第一步：建立核电机组的运行可用性数据库
采用数据库服务器1来储存同类1000MW核电机组运行可用性的基础数据，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：确定核电机组运行可用性的统计数据
从数据库服务器1中调取同类1000MW核电机组运行可用性的基础数据，确定成套核电机组的运行小时数SH＝863630.98h；
第三步：确定核电主机及系统的强迫停运时间
从数据库服务器1中调取同类1000MW核电机组运行可用性的基础数据，确定成套核电机组的反应堆及冷却系统的强迫停运小时数FOHr＝570.07h、核电辅助系统及安全设施的强迫停运小时数FOHa＝667.62h、核电控制与保护系统的强迫停运小时数FOHc＝210.29h、汽轮机及辅机系统的强迫停运小时数FOHt＝1156.19、发电机及电气系统的强迫停运小时数FOHg＝764.04；
第四步：计算反应堆及冷却系统的运行可用度AOr
从数据库服务器1中调取同类1000MW核电机组运行可用性的基础数据，基于同功率等级核电机组的运行可用性统计数据、反应堆及冷却系统的强迫停运小时数FOHr，反应堆及冷却系统的运行可用度AOr的计算结果为：
Figure BDA0002330645590000081
式中，SH为成套核电机组的运行小时数，FOHr为反应堆及冷却系统的强迫停运小时数，Cr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Cr＝1.0；
第五步：计算核电辅助系统及安全设施的运行可用度AOa
从数据库服务器1中调取同类1000MW核电机组运行可用性的基础数据，基于同功率等级核电机组的运行可用性统计数据、核电辅助系统及安全设施的强迫停运小时数FOHa，核电辅助系统及安全设施的运行可用度AOa的计算结果为：
Figure BDA0002330645590000082
式中，SH为成套核电机组的运行小时数，FOHa为核电辅助系统及安全设施的强迫停运小时数，Ca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Ca＝1.0；
第六步：确定核电控制与保护系统的运行可用度AOc
从数据库服务器1中调取同类1000MW核电机组运行可用性的基础数据，基于同功率等级核电机组的运行可用性统计数据、核电控制与保护系统的强迫停运小时数FOHc，核电控制与保护系统的运行可用度AOc的计算结果为：
Figure BDA0002330645590000083
式中，SH为成套核电机组的运行小时数，FOHc为核电控制与保护系统的强迫停运小时数，Cc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Cc＝1.0；
第七步：确定汽轮机及辅机系统的运行可用度AOt
从数据库服务器1中调取同类1000MW核电机组运行可用性的基础数据，基于同功率等级核电机组的运行可用性统计数据、汽轮机及辅机系统的强迫停运小时数FOHt，汽轮机及辅机系统的运行可用度AOt的计算公式表示为：
Figure BDA0002330645590000084
式中，SH为成套核电机组的运行小时数，FOHt为汽轮机及辅机系统的强迫停运小时数，Ct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Ct＝1.2；
第八步：确定发电机及电气系统的运行可用度AOg
从数据库中服务器1中调取同类1000MW核电机组运行可用性的基础数据，基于同功率等级核电机组的运行可用性统计数据、发电机及电气系统的强迫停运小时数FOHg，发电机及电气系统的运行可用度AOg的计算结果为：
Figure BDA0002330645590000091
式中，SH为成套核电机组的运行小时数，FOHg为发电机及电气系统的强迫停运小时数，Cg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Cg＝1.0；
第九步：确定核电机组的运行可用度AO
采用C语言编写的核电机组运行可用性计算软件，运行在计算服务器2上，核电机组运行可用度AO的计算结果为：
AO＝AOr·AOa·AOc·AOt·AOg×100％
＝0.999340×0.999228×0.999757×0.998396×0.999116×100％＝99.58％
式中，AOr为反应堆及冷却系统的运行可用度，AOa为核电辅助系统及安全设施的运行可用度，AOc为核电控制与保护系统的运行可用度，AOt为汽轮机及辅机系统的运行可用度，AOg为发电机及电气系统的运行可用度；
第十步：确定核电机组运行可用度设计监控的优良值
根据电站业主要求，确定该型号1000MW核电机组运行可用度设计监控的优良值AO1＝99.5％；
第十一步：核电机组运行可用度的设计监控
把该型号1000MW核电机组运行可用度的计算值AO与AO1作比较：
由于AO＝99.58％≥AO1＝99.5％，表明该型号1000MW核电机组的运行可用度达到优良值，可用性设计监控结束，进入第十三步；
第十三步：计算核电机组的强迫停运率FOR
采用C语言编写的核电机组运行可用性计算软件，运行在计算服务器2上，该型号1000MW核电机组强迫停运率FOR的计算结果为：
FOR＝100-AO＝1-99.58＝0.42％
第十四步：计算核电机组的等效强迫停运率EFOR
采用C语言编写的核电机组运行可用性计算软件，运行在计算服务器2上，该型号1000MW核电机组等效强迫停运率EFOR的计算结果为：
EFOR＝Cmf×FOR＝1.58845×0.42％＝0.67％
式中，FOR为核电机组的强迫停运率，Cmf为核电机组强迫停运率修正系数的台年加权平均值，Cmf取值范围是1.18845～1.98845，该型号1000MW核电机组Cmf＝1.58845；
第十五步：确定核电机组等效强迫停运率设计监控的优良值
根据电站业主要求，确定核电机组等效强迫停运率EFOR设计监控的优良值EFOR2＝1％；
第十六步：核电机组等效强迫停运率的设计监控
把该型号1000MW核电机组等效强迫停运率的计算值EFOR与EFOR2作比较：
由于EFOR＝0.67％≤EFOR2＝1％，表明该型号1000MW核电机组等效强迫停运率达到优良值，达到优良值，进入第十八步；
第十八步：可用性设计监控结束
输出并打印核电机组的反应堆及冷却系统的运行可用度AOr＝0.999340、核电辅助系统及安全设施的运行可用度AOa＝0.999228、核电控制与保护系统的运行可用度AOc＝0.999757、汽轮机及辅机系统的运行可用度AOt＝0.998396、发电机及电气系统的运行可用度AOg＝0.999116、核电机组的运行可用度AO＝99.58％、核电机组运行可用度设计监控的优良值AO1＝99.5％、强迫停运率FOR＝0.42％、核电机组等效强迫停运率EFOR＝0.67％、核电机组等效强迫停运率设计监控的优良值EFOR2＝1％。
使用本发明提供的核电机组可用性设计监方法，在设计阶段实现了该型号1000MW核电机组运行可用度与等效强迫停运率的定量预测和设计监控。如果该型号1000MW核电机组的运行可用度或等效强迫停运率达不到优良值，通过对该型号1000MW核电机组主机及子系统强迫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，实现该型号1000MW核电机组可用性的改进提高。通过高可用性的设计监控，达到了提高该型号1000MW核电机组可用性的技术效果。
以上所述，仅是根据本发明技术方案给出的某型燃气轮机远程监测和诊断系统实施例，并非对本发明作参数上限制，依据本发明提供的技术方案开展不同功率等级的燃气轮机远程监测和诊断系统，仍属于本发明权利要求书的保护范围。

Claims (7)

1.一种核电机组高可用性设计监控方法，其特征在于，包括以下步骤：
步骤1、建立核电机组的运行可用性数据库
采用数据库服务器来储存核电机组运行可用性的基础数据；
步骤2、确定核电机组运行可用性的统计数据
从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可用性的基础数据，确定成套核电机组的运行小时数SH；
步骤3、确定核电主机及系统的强迫停运时间
从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可用性的基础数据，确定成套核电机组的反应堆及冷却系统的强迫停运小时数FOHr、核电辅助系统及安全设施的强迫停运小时数FOHa、核电控制与保护系统的强迫停运小时数FOHc、汽轮机及辅机系统的强迫停运小时数FOHt、发电机及电气系统的强迫停运小时数FOHg；
步骤4、计算反应堆及冷却系统的运行可用度AOr
从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可用性的基础数据，基于同功率等级核电机组的运行可用性统计数据、反应堆及冷却系统的强迫停运小时数FOHr，反应堆及冷却系统的运行可用度AOr的计算公式表示为式(1)：
Figure FDA0002330645580000011
式(1)中，SH为成套核电机组的运行小时数，FOHr为反应堆及冷却系统的强迫停运小时数，Cr为反应堆及冷却系统的修正系数；
步骤5、计算核电辅助系统及安全设施的运行可用度AOa
从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可用性的基础数据，基于同功率等级核电机组的运行可用性统计数据、核电辅助系统及安全设施的强迫停运小时数FOHa，核电辅助系统及安全设施的运行可用度AOa的计算公式表示为式(2)：
Figure FDA0002330645580000012
式(2)中，SH为成套核电机组的运行小时数，FOHa为核电辅助系统及安全设施的强迫停运小时数，Ca为核电辅助系统及安全设施的修正系数；
步骤6、确定核电控制与保护系统的运行可用度AOc
从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可用性的基础数据，基于同功率等级核电机组的运行可用性统计数据、核电控制与保护系统的强迫停运小时数FOHc，核电控制与保护系统的运行可用度AOc的计算公式表示为式(3)：
Figure FDA0002330645580000021
式(3)中，SH为成套核电机组的运行小时数，FOHc为核电控制与保护系统的强迫停运小时数，Cc为核电控制与保护系统的修正系数；
步骤7、确定汽轮机及辅机系统的运行可用度AOt
从数据库服务器中调取同功率等级核电机组运行可用性的基础数据，基于同功率等级核电机组的运行可用性统计数据、汽轮机及辅机系统的强迫停运小时数FOHt，汽轮机及辅机系统的运行可用度AOt的计算公式表示为式(4)：
Figure FDA0002330645580000022
式(4)中，SH为成套核电机组的运行小时数，FOHt为汽轮机及辅机系统的强迫停运小时数，Ct为汽轮机及辅机系统的修正系数；
步骤8、确定发电机及电气系统的运行可用度AOg
从数据库中服务器中调取同功率等级核电机组运行可用性的基础数据，基于同功率等级核电机组的运行可用性统计数据、发电机及电气系统的强迫停运小时数FOHg，发电机及电气系统的运行可用度AOg的计算公式表示为式(5)：
Figure FDA0002330645580000023
式(5)中，SH为成套核电机组的运行小时数，FOHg为发电机及电气系统的强迫停运小时数，Cg为发电机及电气系统的修正系数；
步骤9、确定核电机组的运行可用度AO
在计算服务器上运行可用性计算软件，由该可用性计算软件利用式(6)计算核电机组运行可用度AO：
AO＝AOr·AOa·AOc·AOt·AOg×100％ (6)
式(6)中，AOr为步骤4计算得到的反应堆及冷却系统的运行可用度，AOa为步骤5计算得到的核电辅助系统及安全设施的运行可用度，AOc为步骤6计算得到的核电控制与保护系统的运行可用度，AOt为步骤7计算得到的汽轮机及辅机系统的运行可用度，AOg为步骤8计算得到的发电机及电气系统的运行可用度；
步骤10、确定核电机组运行可用度设计监控的优良值
根据电站业主要求，确定核电机组运行可用度设计监控的优良值AO1；
步骤11、核电机组运行可用度的设计监控
把核电机组运行可用度的计算值AO与优良值AO1作比较：
(1)若AO≥AO1，表明该台核电机组的运行可用度达到优良值，可用性设计监控结束，进入步骤13；
(2)若AO＜AO1，表明该台核电机组的运行可用度没有达到优良值，需要在设计阶段进行核电机组运行可用性的改进提高，进入步骤12；
步骤12、核电机组运行可用性的改进提高
由于AO＜AO1，表示该台核电机组的运行可用度没有达到优良值，需要在核电机组的设计阶段进行可用性优化改进，改进后重新进行步骤4至步骤12的核电机组可用性的设计监控，直到核电机组的运行可用度AO≥AO1为止，进入步骤13；
步骤13、计算核电机组的强迫停运率FOR
在计算服务器上运行可用性计算软件，该可用性计算软件利用式(7)计算核电机组强迫停运率FOR：
FOR＝100-AO (7)
式(7)中，AO为核电机组运行可用度的计算值；
步骤14、计算核电机组的等效强迫停运率EFOR
在计算服务器上运行可用性计算软件，该可用性计算软件利用式(8)计算核电机组等效强迫停运率EFOR：
EFOR＝Cmf×FOR(％) (8)
式(8)中，FOR为核电机组的强迫停运率，Cmf为核电机组强迫停运率修正系数的台年加权平均值；
步骤15、确定核电机组等效强迫停运率设计监控的优良值
根据电站业主要求，确定核电机组等效强迫停运率EFOR设计监控的优良值EFOR2；
步骤16、核电机组等效强迫停运率的设计监控
把核电机组等效强迫停运率的计算值EFOR与EFOR2作比较：
(1)若EFOR≤EFOR2，表明该台核电机组等效强迫停运率达到优良值，进入步骤18；
(2)若EFOR＞EFOR2，表明该台核电机组等效强迫停运率没有达到优良值，进入步骤17；
步骤17、核电机组可用性的优化改进
由于EFOR＞EFOR2，表明该台核电机组等效强迫停运率没有达到优良值，需要在设计阶段进行核电机组可用性的改进提高，改进提高后，重新执行步骤4至步骤16，直到EFOR≤EFOR2为止，进入步骤18；
步骤18、可用性设计监控结束
输出并打印核电机组的反应堆及冷却系统的运行可用度AOr、核电辅助系统及安全设施的运行可用度AOa、核电控制与保护系统的运行可用度AOc、汽轮机及辅机系统的运行可用度AOt、发电机及电气系统的运行可用度AOg、核电机组的运行可用度AO、核电机组运行可用度设计监控的优良值AO1、强迫停运率FOR、核电机组等效强迫停运率EFOR、核电机组等效强迫停运率设计监控的优良值EFOR2。
2.如权利要求1所述的一种核电机组高可用性设计监控方法，其特征在于，步骤1中，所述核电机组运行可用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.权利要求1所述的一种核电机组高可用性设计监控方法，其特征在于，步骤4中，若反应堆及冷却系统采用了成熟产品Cr＝0.8，若反应堆及冷却系统采用了同类型产品Cr＝1.0，若反应堆及冷却系统采用了新研制产品Cr＝1.2；
步骤5中，若核电辅助系统及安全设施采用了成熟产品Ca＝0.8，若核电辅助系统及安全设施采用了同类型产品Ca＝1.0，若核电辅助系统及安全设施采用了新研制产品Ca＝1.2；
步骤6中，若核电控制与保护系统采用了成熟产品Cc＝0.8，若核电控制与保护系统采用了同类型产品Cc＝1.0，若核电控制与保护系统采用了新研制产品Cc＝1.2
步骤7中，若汽轮机及辅机系统采用了成熟产品Ct＝0.8，若汽轮机及辅机系统采用了同类型产品Ct＝1.0，若汽轮机及辅机系统采用了新研制产品Ct＝1.2；
步骤8中，若发电机及电气系统采用了成熟产品Cg＝0.8，若发电机及电气系统采用了同类型产品Cg＝1.0，若发电机及电气系统采用了新研制产品Cg＝1.2。
4.权利要求1所述的一种核电机组高可用性设计监控方法，其特征在于，步骤9中、步骤13中、步骤14中，所述可用性计算软件采用C语言编写。
5.权利要求1所述的一种核电机组高可用性设计监控方法，其特征在于，步骤12、步骤17中，进行核电机组运行可用性的改进提高的措施包括：对于运行可用度比较低的主机或子系统，确定强迫停运小时数比较长的前三个部件，并进行材料、结构和子系统的改进设计，使其强迫停运小时数减少为原有主机或子系统强迫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。
6.权利要求1所述的一种核电机组高可用性设计监控方法，其特征在于，步骤14中，核电机组强迫停运率修正系数的台年加权平均值Cmf的取值范围是1.18845～1.98845。
7.一种核电机组可用性设计监控装置，其特征在于，运行如权利要求1至6中任一项所述的核电机组高可用性设计监控方法，包括核电机组可用性的数据库服务器、计算服务器、网页服务器和用户端浏览器，数据库服务器、计算服务器和网页服务器连接，网页服务器与用户端浏览器连接。
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