基于核電廠可用率的設備分級方法研究

孫茜，于愛民，趙思橋，李驁

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

安全性和經濟性是核電廠的兩大設計目標。目前我國核電廠設備分級相關的法規標準對分級及分級要求的制定主要以核安全為考慮基準，以經濟性為目標的分級甚少考慮。

國際原子能機構（IAEA）于2006 年發布的安全標準《設施與活動的管理體系》（安全要求No.GS-R-3）中提出，產品或活動的管理應進行等級劃分，以便合理地配置適當的資源。等級的劃分的基礎之一為產品和活動的安全、經濟等因素有關的潛在影響。也就是說，在IAEA 新版的安全要求中，分級要求的關注點，已不僅在于核安全，還要考慮經濟因素。

因此亟需建立一套以經濟性為目標的分級體系，獨立于安全分級體系，作為電廠設備管理體系的補充。

可用率作為表征電廠經濟性的重要指標，在未來核電廠中越來越受到關注。EUR 對于先進堆型要求電廠設計可用率大于90%；EPR 等堆型具備較高的可用率水平；“華龍一號”在設計中提出了不低于90%可用率的要求；華龍二號等后續機組計劃可用率不低于92%。

由于可用率作為衡量核電廠經濟性的重要指標成為了關注的重點，因此本文研究建立了一套以設備失效對電廠可用率影響作為分級依據的設備管理體系。通過對可用率影響重要的設備進行分級管理，提高機組可用率，從而達到提升機組經濟性的目的。

本文通過對可用率影響重要的非計劃停運和計劃停運的分析，提供了可用率分級的基礎，包括設備的故障失效后果分析、換料大修關鍵路徑分析。在這些分析結果的基礎上，研究INPO AP-913《設備可靠性過程描述》、AP1000發電可靠性分級，提出可用率分級原則，并結合標準NB/T 20350—2015《非能動核電廠設計和建造階段質量保證分級和管理要求》，調研總結當前非核安全設備（如汽輪機）在設計和采購、制造等環節的實際實踐，運行核電廠對于關鍵敏感設備的管理，提出一套包括可靠性要求、技術管理要求、質量保證分級在內的分級體系。本文建立的可用率分級方法，已制定中國核工業集團有限公司企業標準Q/CNNC HLBZ CA 2《“華龍一號”物項可用率分級準則》并發布。

1 可用率分級方法及流程

根據電力標準DL/T 793 中定義，電廠可利用率定義為可用小時數與統計小時數的比值。計算公式為：

其中：

∑AT（Availability Time）——在確定的時間長度內，核電廠可發電的累計時間；

∑UAT（Unavailability Time）——在確定的時間長度內，核電廠不可發電的累計時間。

根據世界核電運營者協會（WANO）對于影響機組出力的相關指標與定義要求，造成機組不可發電從而影響可用率的情況可分為非計劃停運和計劃停運兩種情況。非計劃停運是指非預計的機組處于不可用狀態。計劃停運是指電廠在有較長時間安排的情況下進行的有計劃有規劃的停運。

可用率分級的方法是首先識別對可用率損失有重要影響的設備，即：

情況1：單一設備失效（或故障）導致機組非計劃停運或降功率；

情況2：單一設備失效（或故障）導致機組計劃停運時間的非計劃延長。

再根據可用率損失影響的兩個要素，對設備進行可用率等級的劃分：

要素1：可用率損失嚴重程度；

要素2：可用率損失可能性。

對于已劃分不同可用率等級的設備，對不同等級的設備提出相應的設計運行管理等方面的要求，以提高其可靠性。通過可用率分級管理的措施能夠減少機組非計劃停運時間以及計劃停運時間的非計劃性延長，從而提升提升機組的可用率。

可用率分級的流程如圖1 所示。

圖1 設備可用率分級流程圖Fig.1 The flow chart of equipment availability grading

2 可用率重要設備的識別

2.1 非計劃停運分析

可用率重要設備的識別是設備可用率分級的基礎，其主要工作之一在于識別什么單一設備失效會造成機組非計劃停運，從而影響機組可用率。

WANO 中非計劃停運時間中應考慮如下方面：

（1）設備故障引起機組非計劃停運檢修；

（2）設備試驗、修理及其他電廠設備或人員相關原因引起的非計劃性停運或降功率；

（3）非計劃的停運時間延長；

（4）管理當局因電廠設備性能或人員狀況采取的行動、或對所有同類電廠采取的同類行動引起的非計劃停運或降負荷或使非計劃停運或降負荷時間延長。

這四個方面中，“非計劃的停運時間延長”主要指機組處于計劃停機狀態如換料大修等，由于設備失效導致停機時間產生非計劃性的延長。這部分內容將在計劃停運項目梳理中進行考慮。“管理當局因電廠設備性能或人員狀況采取的行動、或對所有同類電廠采取的同類行動引起的非計劃停運或降負荷或使非計劃停運或降負荷時間延長。”這類與政策、管理當局相關，不在可用率分級考慮范圍內。

因此主要考慮設備失效（或故障）引起機組非計劃停運檢修以及設備試驗、修理及其他電廠設備或人員相關原因引起的非計劃性停運或降功率。

分析時主要采用的方法是對各系統、設備逐一進行失效模式及影響分析。失效影響分析考慮的是在不同工況下設備失效引起非計劃停運或降功率，具體需要考慮是否停堆停機、停堆深度、降功率水平等。在判定失效模式是否導致停堆停機、降功率時，可以基于以下準則：

（1）保護系統自動停堆停機，包括觸發反應堆保護系統的自動停堆、觸發汽輪機保護系統的自動停機；

（2）運行技術規格書等要求的手動停堆或降功率，以及導致進入事故、異常處理規程的手動停堆或降功率；

（3）系統、設備冗余度降低，增加停堆停機時間風險；

（4）其他輔助系統分析，會導致停堆停機風險。

非計劃停運分析還應考慮相應事件引起的非計劃停運時間，非計劃停運時間（降功率事件除外）主要包括四部分：

（1）故障后，功率運行至停堆時間（達到規定的停堆深度）；

（2）修復故障后，從相應停堆深度重返臨界的時間；

（3）從臨界狀態至滿功率的時間；

（4）修復系統/設備故障所需的時間。

2.2 計劃停運分析

計劃停運是指機組處于計劃檢修期內的狀態（包括裝換料、試驗、檢查、技術改造或進行檢修等而處于不可用狀態）。計劃停運是在有較長時間安排情況下進行的有計劃有規劃的停運，其中有計劃的停運優化在本文中不考慮，可用率分級方法考慮的是由于設備失效導致的計劃停運時間非計劃性的延長。計劃停運分析流程如圖2 所示。

圖2 計劃停運分析流程圖Fig.2 The flow chart of planned outage analysis

在國際充分認可的EUR 可用率計算方法中，將計劃停運分為了標準換料大修、汽輪機檢修大修（包含汽輪機完整檢修的換料大修）以及十年大修三個部分。標準換料大修根據所執行項目特點，總體上分為運行、試驗、維修三個類型的活動。運行活動是計劃停運的最重要部分，因為試驗和維修活動都是在運行活動這條脈絡上開展的，因此運行決定了計劃停運各項活動項目的組織性和邏輯性。根據電廠的運行模式劃分、運行技術規范對于狀態的可用性要求和退防規定，大修活動的運行劃分為若干里程碑。可用率影響分析是以里程碑之間的運行窗口為框架展開，對運行項目逐項梳理分析，包括“主要操作內容與操作目標”“操作開始與結束要求的機組狀態”“技術規格書對操作的要求”“操作時間”。通過以上分析可以確定所有項目的實施邏輯，這將作為運行活動中可用率重要設備的基礎。

基于上述大修項目的分析結果，計劃停運可用率分析可以按照關鍵路徑的方法進行評價，通過網絡圖的形式對換料大修過程中的項目進行模型化（見圖3）。為系統化的描述換料大修過程，采用節點與網絡形式來進行表達。其中每一節點表征著每一工作項目的執行（如有必要時還可以用來表達項目的終止）與有必要進行描述的機組狀態點，節點之間的連線表示了節點之間的邏輯關系與節點項目的執行時間，通過這兩個維度的信息可以形成典型的網絡圖，以此表達完整的換料大修過程。

圖3 關鍵路徑網絡示意圖Fig.3 The schematic of the critical path network

通過建立網絡圖模型，結合國內運行核電廠大修的歷史數據，建立重要關鍵活動項目及其活動邏輯與活動時間，計算出大修的關鍵路徑。通過此模型，將大修過程中設備失效的信息包括邏輯、失效時間等輸入到模型中，即可輸出該設備失效對關鍵路徑的影響，為可用率重要設備的分析識別提供量化的依據。

3 可用率等級劃分

本方法結合非計劃停運與計劃停運的分析結果，對核電廠設備進行可用率等級劃分，形成可用率分級原則。設備可用率分級的劃分，應根據其對機組可用率的風險作為根本原則，風險的大小與設備不可用后造成的可用率損失嚴重程度以及造成損失的可能性大小相關。設備不可用后造成的可用率損失程度越高，造成該損失程度的可能性越高，則該設備的可用率分級越高。根據該原則，將可用率等級從高到低劃分為A1、A2、A3、NA 四級。其中設備失效會導致可用率損失程度“嚴重”且可用率損失可能性“高”，這種設備為可用率A1 級；設備失效導致可用率損失程度“嚴重”且可用率損失可能性“中”，以及可用率損失程度“一般”且可用率損失可能性為“高”或“中”，這種設備為可用率A2 級；設備損失導致可用率損失程度“嚴重”或“一般”且可用率損失可能性“低”，這種設備為可用率A3 級；其他設備為N/A 級。可用率分級區域劃分如圖4 所示。

圖4 可用率分級區域劃分Fig.4 The graded area division of availability

在以上基本原則的基礎上，還應對可能的可用率風險進行細化的描述。圖中可用率損失程度的等級劃分中，“嚴重”指出現停堆停機，可用性損失超過24 h，“一般”指不發生停堆停機但會導致降功率運行，考慮大于10%的降功率水平；低于10%的功率損失在可用率分級中不予考慮，因此可用率損失程度為“無”。發生可能性是根據設備失效造成停堆停機或降功率的可能性以及設備失效的可能性等因素共同確定，簡化處理只考慮設備失效造成停堆停機的可能性這一因素，可用率損失可能性分為高、中、低，其中“高”是指設備失效有較高可能性導致停堆停機，包括觸發保護系統立即停堆停機或者運行技術規格書、規程要求的3 h 內手動停堆停機等。由于概率安全分析計算設備平均修復時間均在3 h 以上，因此認為設備有極低的可能性得到修復，故設備失效有較高可能性會導致停堆停機；“中”是由于設備失效后可維修或更換等原因有可能會導致停堆停機，包括技術規格書、規程要求的7 天內停堆停機。由于概率安全分析計算設備平均修復時間在7天以內，因此認為設備有可能得到修復，故設備失效導致停堆停機的可能性為“中”；“低”是指設備失效后有冗余等原因，幾乎不會造成停堆停機。總體而言，電廠可能的可用率風險主要包括如下幾種情況。

（1）設備失效造成系統產生不能依靠調節系統穩定的瞬態波動，導致直接停堆停機，或者長期降功率運行；

從可用率損失可能性考慮，設備不可用后導致的損失可能性為“高”。

從可用率損失程度考慮，設備不可用既可能導致停機停堆，也可能造成降功率運行，根據運行以及電廠大修經驗，設備非計劃停機停堆即使退防到熱停堆修復完成后重返臨界、并網、至滿功率也需要約24 h，因此停堆停機對應的可用率損失程度為“嚴重”，而大于10%降功率運行對應的損失程度為“一般”。這類功能通常與反應堆保護、熱力發電等系統相關。表 1以主給水等系統為例進行說明。

表1 主給水停堆停機可用率分級分析Table 1 The grading analysis of shutdown availability of main feedwater

（2）設備失效后造成系統冗余度喪失或者核安全風險增加，導致違反運行技術規格書的內容，要求機組降功率運行或者進行退防的。

技術規格書中的退防時限的設置通常會考慮安全以及設備維修時限兩種情況，對于與安全直接相關的系統，如專設系統，通常都為了盡可能減少安全風險以及不滿足單一故障準則的時限而設置了較短的退防時間。而對于對電廠安全影響較低的設備，如輔助系統設備，退防時間的設置會充分考慮其修復的時間。因此從不可用損失可能性評估，對于較短的退防時限，可考慮其概率較高，如要求立即后撤、24 h內后撤的事件；對于充分考慮維修時間的退防時限，可認為其損失概率為中，如7 d 內要求后撤的事件；而對于退防時限非常長的情況，可認為其損失概率為低，如7 d 后要求后撤的事件。

從可用率損失程度考慮，可用率的損失將與設備維修時間、后撤的模式相關，總體而言退防后撤越低、設備修復時間越長，造成的可用率損失越高，由于熱停堆造成的可用率損失也達到24 h，因此退防造成的可用率損失為“嚴重”。同時還存在不需停堆后撤，只需要降功率即可的情況，對應可用率損失為“一般”。表2是根據運行技術規格書梳理的部分設備可用率等級分析過程。

表2 運行技術規格書對應可用率分析Table 2 Analysis of corresponding availability of operation technical specifications

（3）設備失效降低了系統冗余度，未違反運行技術規格書，但是增加了停機停堆風險的。

考慮到設備失效并未違反運行技術規格書，說明設備不涉及安全。但若設備隸屬于可用率故障樹中的一環時，會導致停機的風險增加。由于該情況不會直接造成停機，因此可認為其可用率損失概率為低。以主給水系統冗余的傳感器為例分析其可用率等級（見表3）。

表3 主給水系統冗余度降低可用率分級分析Table 3 The grading analysis of redundancy reduction and availability of main water supply system

續表

（4）設備作為輔助系統，不可用后會帶來主系統不可用的風險，并由此提高機組可用率損失的可能性。對于安全相關系統的輔助系統，其不可用多在運行技術規格書中列出。對于非安全相關系統的輔助系統，可根據主系統在失去輔助系統后失效概率以及失效時間來評估其可用率損失的可能性以及程度。

（5）設備失效后會直接造成計劃停堆時間延長的，如造成大修活動延緩或暫停，設備維修時間增加等。

所造成的計劃停堆時間延長程度，直接影響到其可用率損失程度。若換料停堆檢修關鍵路徑非計劃延長24 h 以上則認為可用率損失程度為“嚴重”，換料停堆檢修關鍵路徑非計劃延長24 h 以內，認為可用率損失程度為“一般”。

根據上文網絡圖的方法識別出“華龍一號”換料停堆的關鍵路徑。其中“一回路氧化運行”為關鍵路徑的節點。

換料大修時，工作人員需要對包括核島主系統、輔助系統在內的系統進行檢修，為了降低工作人員的放射性劑量，需要在機組停堆過程中進行一回路氧化運行，以便去除活化腐蝕產物，減少輻射源項。

一回路氧化運行的主要操作是在降溫至80%的溫度平臺，將適量的一定濃度的雙氧水通過化容系統從添加箱注入到一回路中，通過氧化反應，活化的腐蝕產物迅速從管道上剝離，通過化容系統凈化床和過濾器吸收，達到在較短時間內減少一回路放射性的目的。

對一回路氧化運行這一項目涉及的設備進行失效模式及影響分析，識別出其失效會導致關鍵路徑延長的設備，其中是關鍵路徑延長24 h 以上即為可用率A1 級。

以下泄高溫三通閥RCV017VP 為例，正常狀態去除鹽器凈化，若該氣動調節閥失效其故障狀態是去往RCV，無法為氧化后的一回路活化腐蝕產物凈化，必須在該窗口維修至凈化功能可用才能繼續換料大修進程。根據電廠設備維修數據庫，RCV017VP 閥門失效后氣動頭隔膜更換及定值設定需要32 h，將該閥門失效導致一回路氧化運行節點的時間影響代入到模型中。圖5 是未考慮RCV017VP 失效計算出的計劃停運時間及關鍵路徑節點，圖 6 是考慮RCV017VP 失效，導致一回路氧化運行節點時間延長32 h 后計算出的計劃停運時間及關鍵路徑節點。

圖5 RCV017VP 未失效的關鍵路徑計算Fig.5 The critical path calculation of RCV017VP without failure

圖6 RCV017VP 失效后的關鍵路徑計算Fig.6 The critical path calculation after RCV017VP failure

通過網絡圖模型計算可以看出，RCV017VP未失效計算的計劃停運時間為660 h，RCV017失效導致一回路氧化運行節點延長32 h 后，計算的計劃停運時間為685 h。由此，RCV017VP單一設備失效將導致關鍵路徑延長24 h 以上，故從計劃停運角度分析RCV017VP 可用率等級為A1 級。表4 為RCV017VP 可用率分析過程。

表4 RCV017VP 在一回路氧化運行節點的可用率分級分析Table 4 The grading analysis of the availability of RCV017VP oxidation operation nodes in the primary loop

所有設備失效均會產生以上后果，只是造成該后果的可能性與程度不同，可以將每個設備的每種不可用后果，按照發生可能性按照上圖的區域劃分可以明確各個設備不同不可用后果的可用率等級，然后按照其中的最高可用率等級規定該設備的可用率等級。

綜上，根據對核電廠可用率影響分析，按照可用率分級劃分依據，核電廠物項對核電廠可用率影響的重要程度劃分為四個等級：A1級，A2 級，A3 級，NA 級。相應的分級原則如表5 所示。

表5 設備可用率分級原則Table 5 The grading principle of equipment availability

續表

4 技術管理要求

對核電廠設備采用可用率分級后，根據可用率分級的不同，各個設備應從設計、制造、運維和質保等各個方面采取相關措施提高設備可用性。

（1）設備設計、制造方面

對于有可用率分級要求的設備，需要在設計階段對這些設備進行老化機理分析，預防性維修策略的制定，故障模式與影響分析，提交運行經驗報告等設計優化保證設備可用率。

（2）設備運維方面

對于有可用率分級要求的設備，需要在運維階段對應執行如下的管理要求：

1）對設備執行定期巡檢，由核電廠確定這些設備的巡檢頻度及巡檢準則；

2）對設備進行運行性能監測和監督；

3）執行設備的運行環境評價；

4）對設備制定預防性維修計劃，由核電廠確定這些設備預防性維修的頻度；

5）必要時，對設備制定備品備件管理計劃。

6）采集設備的運行數據；

7）進行健康評價與老化管理。

（3）設備質保方面

設備的質量保證分級應綜合考慮核安全分級和可用率分級來確定。在設備的質量保證等級確定后，應遵循相應等級的質量保證要求開展各領域的質保活動。基于可用率分級設備確定的質保分級，還應考慮設計、采購、制造、施工、運行各領域的成熟性、活動復雜性、可達性以及其他因素：

1）服務和活動在運行上的重要性；

2）所涉及領域（設計、采購、制造、建造、調試、運行和管理）的成熟性；

3）所涉及領域的復雜性；

4）質量史；

5）標準化程度。

設計、采購、制造、施工的責任方，參考設備的可用率重要質量保證等級，可依據活動成熟性、復雜性、維護/維修/檢測/測試可達性、配置永久性、標準化程度等因素，調整其可用率重要質量保證等級。

設備的質量保證分級應與核安全分級和可用率分級相適應。安全重要設備根據相關法規標準確定其核質量保證分級：質量保證1 級（QA1）、質量保證2 級（QA2）、質量保證3 級（QA3）。若安全重要設備同時還屬于可用率重要設備，則還應附加適用可用率重要質量保證要求。對于非安全重要物項，其質量保證等級根據可用率等級劃分為質量保證1 級（QR1）、質量保證2 級（QR2）、質量保證3 級（QR3）、質量保證無級（QNC）。

不同可用率等級設備的管理要求如表6 所示。

表6 可用率等級對應管理要求Table 6 The availability levels corresponding to management requirements

5 結論

本文首次建立了一套可用率分級體系，通過非計劃停運情況下對系統、設備進行失效模式與影響分析，計劃停運情況下大修關鍵路徑分析等工作，識別出對可用率影響重要的設備。再根據設備失效對可用率損失嚴重程度以及可能性將設備劃分為不同等級，進而分別提出不同的設計、制造、運行等領域的管理要求。

設備可用率分級體系為國內首次建立的，從電廠初始設計到運行管理的全流程的以電廠經濟性為目標的設備管理體系。本文采用的分析方法填補了以提高可用率為目標的分級方法的空白。

同時，可用率分級作為安全分級以外的基于電廠經濟性的設備分級管理體系，是核電廠性能監測、預防性維修實施、糾正性維修、設備可靠性改進、壽期/老關管理的基礎。

通過電廠可用率分級，對設備增加設計管理要求，能夠減少電廠非計劃停運次數，從而減少電廠的經濟損失。

“華龍一號”電廠基于國內外核電廠的歷史運行經驗和數據，結合“華龍一號”的創新性設計，構建了“華龍一號”機組可用率分析模型，從非計劃停運和各類型計劃停運兩方面分析識別了可用率影響因素，分析論證了“華龍一號”設計可靠性和運行可用率水平，并優化完善了核電廠設計。通過可用率分級以及其他優化方式，電廠的可用率指標目標值可達91%，達到了國際先進水平，從經濟性上提高了“華龍一號”的競爭力，為“華龍一號”在國際市場上推廣提供了充分的支持。

本方法可應用于在建及后續建設的“華龍一號”項目，為電廠的安全高效運行提供了有利的技術支撐。本文提出的分析方法同樣也可以用于其他堆型的設備可用率分級管理，進一步提升核電廠設備可靠性水平。