AP1000 核電廠設備可靠性數(shù)據(jù)庫開發(fā)及應用

曲天佐，方奇術，喬彥龍

（1.山東核電有限公司，山東 煙臺 216600；2.國家電投集團電站運營技術(北京)有限公司，北京 120029）

0 引言

設備可靠性數(shù)據(jù)是核電廠開展概率安全分析（PSA）[1]、維修規(guī)則（MR）[2]、以可靠性為中心的維修（RCM）[3]等安全評價和可靠性相關工作的重要基礎，其準確性將直接影響PSA、MR 和RCM 等工作的質量。設計階段所使用的設備可靠性數(shù)據(jù)，大部分是來自于國外同類電站或國際上公布的一些通用數(shù)據(jù)，例如美國NUREG/CR-6928（2007 版）。通用數(shù)據(jù)通常并不能反映國內電站設備的真實運行狀況，從核電廠自身運行經驗獲取電站設備的特定數(shù)據(jù)，才能真正反映電廠實際的設計、建造、制造、運行狀態(tài)。國內目前開發(fā)的設備可靠性數(shù)據(jù)庫大多基于M310機組或重水堆，AP1000 核電廠與之相比存在一些特殊性，比如采用了非能動安全系統(tǒng)設計，導致設備分組，失效模式等有一些新的變化。其次，運行階段的PSA 也要求盡量使用電廠特定數(shù)據(jù)[4-5]。

此外，可靠性保證大綱，設備可靠性過程（AP-913）、維修準則（MR）、RCM（以可靠性為中心的維修）、風險指引管理（RI-ISI，RI-IST，AOT）等應用領域，也都需要電廠特定的設備可靠性參數(shù)作為重要支撐。基于以上原因，開發(fā)AP1000 電站特定的設備可靠性數(shù)據(jù)庫是具有重要意義。

1 設備可靠性數(shù)據(jù)庫總體介紹

設備可靠性數(shù)據(jù)庫包括獨立失效可靠性數(shù)據(jù)子庫以及共因失效數(shù)據(jù)子庫。其工作主要包括如下兩個部分：開發(fā)設備可靠性數(shù)據(jù)收集和分析的軟件平臺；制定一套有效、完整的設備可靠性數(shù)據(jù)采集規(guī)程，確保輸入數(shù)據(jù)的有效性。設備可靠性數(shù)據(jù)庫與外部的接口主要包括電站ERP 系統(tǒng)（或電站信息系統(tǒng)）或其它電站數(shù)據(jù)庫如工單工作票系統(tǒng)，定期試驗數(shù)據(jù)庫，操縱員日志等。通過從這些系統(tǒng)自動獲取電站運行數(shù)據(jù)，由數(shù)據(jù)分析人員在后臺以C/S 的方式進行分析和審核并將數(shù)據(jù)導入到設備可靠性數(shù)據(jù)庫中。數(shù)據(jù)庫將統(tǒng)計分析后的結果，如設備失效率，平均故障維修時間，不可用度，共因失效因子等設備可靠性參數(shù)，以B/S 方式提供給PSA 用戶，RCM 等用戶瀏覽和使用[6]。設備可靠性數(shù)據(jù)庫架構如圖1 所示。

圖1 設備可靠性數(shù)據(jù)庫架構Fig.1 Equipment reliability database architecture

2 獨立失效可靠性數(shù)據(jù)子庫

2.1 獨立失效分析流程

典型的設備可靠性數(shù)據(jù)庫開發(fā)工作流程，包括確定分析范圍（定義設備和設備類），確定分析分析方法（經典估計和貝葉斯估計），數(shù)據(jù)收集和分析（通用數(shù)據(jù)和電廠特定數(shù)據(jù)）的工作在下文進行介紹。美國NRC 發(fā)布的“NUREG/CR-6823-Handbook of Parameter Estimation for Probabilistic Risk Assessment”對獨立失效數(shù)據(jù)庫的分析流程和方法進行了詳細的介紹，數(shù)據(jù)分析的流程如圖2 所示。

圖2 獨立失效分析流程Fig.2 Independent failure analysis process

為了指導國內運行核電廠開展設備可靠性數(shù)據(jù)采集工作，國家核安全局于2014 年印發(fā)《關于開展核電廠設備可靠性數(shù)據(jù)采集工作的通知》（國核安發(fā)〔2014〕30 號）并發(fā)布了《核電廠設備可靠性數(shù)據(jù)采集》（試行版），并于2015 年對其進行了修訂和完善，2019年再次對其進行了適應性升版，同時將文件名修改為《核電廠設備可靠性數(shù)據(jù)采集指南》。根據(jù)指南的要求，在原有數(shù)據(jù)的基礎上，以美國NUREG/CR-6928（2007 版）作為通用數(shù)據(jù)源，采用適當?shù)臄?shù)據(jù)處理方法進行了參數(shù)估計，對各核電廠新報送的數(shù)據(jù)進行了整合和處理，形成《中國核電廠設備可靠性數(shù)據(jù)報告》[7]。

2.2 設備和設備類選取

設備和設備類選取的目的是規(guī)定一定統(tǒng)計樣本，從而獲得統(tǒng)計學意義上的參數(shù)?；驹瓌t是滿足PSA 分析所需的，如有必要對于電廠經濟性影響較大的設備也可納入分析范圍。設備類表示具有相似的工藝性能、相似的功能和相似的運行條件的一組設備，設備類所包含的設備稱之為樣本。AP1000 核電廠設計階段PSA 報告中選取了58 個設備類，包括泵和風機、閥門、開關、其它機械設備、電氣設備等大類，每個類型又包含若干子類。設備的失效模式通常基于對特定設備的故障模式影響分析，如啟動失效，運轉失效，不能開，不能關等。為了方便對這些信息進行存儲，需要將這些設備和設備類進行編碼。編碼的規(guī)則以方便PSA 應用為原則，如PM-ES表示電動泵（PM）啟動失效（ES）。AP1000 核電廠設備可靠性數(shù)據(jù)庫的設備和設備類選取工作可以參照PSAR 或者FSAR 階段PSA 報告設備可靠性數(shù)據(jù)相關章節(jié)來進行選取。

2.3 設備可靠性參數(shù)估計

2.3.1 經典估計方法

經典估計方法認為被估計參數(shù)是一個未知的常量，通常僅根據(jù)抽樣信息得到的觀測數(shù)據(jù)來估計可靠性參數(shù)，即根據(jù)樣本信息估計總體信息。經典估計通常給出被估量的點估計，區(qū)間估計和誤差。對于在數(shù)據(jù)收集時間段內沒有收集到相關的失效數(shù)據(jù)，或者失效次數(shù)為0 的情況，美國NUREG/CR-6823 文件中并沒有明確進行說明。法國和加拿大的同類型數(shù)據(jù)庫中采用的處理辦法是按照χ2（Khi-2）在50%的規(guī)則來處理，失效率的點估計值約為0.7/T和0.7/N。我國國標GB 5080.4—85 則建議取1/3T和1/3N，相比較而言取0.7 次更加保守。對于AP1000 設備可靠性數(shù)據(jù)庫而言，建議采用法國和加拿大的數(shù)據(jù)處理方法。[8]

對于誤差因子的取值，美國URD 文件中可靠性數(shù)據(jù)誤差因子主要來源于NUREG/CR-4550；NUREG/CR-2728；專家判斷。在失效次數(shù)不為0 的情況，誤差因子可借鑒對數(shù)正態(tài)分布誤差因子的定義取為90%置信區(qū)間上限與90%置信區(qū)間下限之比開方；而對于沒有失效數(shù)據(jù)的情況保守的取10，或者參考專家意見。誤差因子只是對參數(shù)估計的不確定性的表述，其絕對值意義并不是很大。

2.3.2 貝葉斯估計方法

貝葉斯方法是一種根據(jù)貝葉斯定理進行統(tǒng)計推斷的方法，假設被估參數(shù)的不確定性服從某種分布，其核心是將以往經驗與本次試驗觀測的樣本信息數(shù)據(jù)相結合并作出判斷，因此能得到更符合實際的后驗數(shù)據(jù)。這種方法假設被估參數(shù)是服從某一以往經驗的隨機變量。按照貝葉斯定理，通過實際電廠運行數(shù)據(jù)的似然函數(shù)分布以及通用數(shù)據(jù)的分布似合得到的后驗分布。

通常似然函數(shù)較易求得，而先驗分布的選取則是應用貝葉斯方法的關鍵之處。在進行貝葉斯估計中通常以同型電站的通用可靠性數(shù)據(jù)為先驗分布，結合特定核電廠自身設備的特定數(shù)據(jù)得到該核電廠的后驗分布數(shù)據(jù)。通常在先驗數(shù)據(jù)源中已給出先驗分布的類型和先驗分布參數(shù)，假如沒有合適的先驗數(shù)據(jù)來源，則使用無信息先驗分布[9-10]。

3 共因失效數(shù)據(jù)子庫建立流程

共因失效是指一個系統(tǒng)中由于某種共同原因而引起兩個或兩個以上單元的同時失效。核電站是由很多復雜系統(tǒng)組成，含有許多冗余設備，因此共因失效是不可避免的。AP1000 和EPR 的PSA 分析結果表明，共因失效CDF 份額分別是AP1000 57%和EPR 94%。如果在PSA 模型中只考慮獨立失效，會過低估計系統(tǒng)的失效概率，造成偏危險的分析結果，因此共因失效分析是核電站概率安全分析中的一個很重要的內容。共因失效分析的數(shù)據(jù)分析流程如圖3 所示[11]。

圖3 CCF 數(shù)據(jù)分析流程Fig.3 CCF data analysis process

共因失效分析方法有α因子模型、MGL 多希臘字母模型、β因子模型、BFR 二項失效率模型等。AP1000 的PSA 報告中采用的是多希臘字母（MGL）方法，在PSA 報告中給出了11 個共因設備組的共因失效參數(shù)，這些數(shù)據(jù)可以作為通用數(shù)據(jù)來使用。我們建立的電廠特定共因失效數(shù)據(jù)庫，擬采用α因子模型，理由如下：α因子模型可以從核電廠統(tǒng)計數(shù)據(jù)得出，并有成熟的應用經驗，如美國NRC 采用α因子模型計算分析了壓水堆31 個設備和沸水堆12 個設備的數(shù)據(jù)；可以使用國外數(shù)據(jù)作為通用數(shù)據(jù)使用貝葉斯方法可以獲得更好的參數(shù)估計；α因子可以方便地轉換成其它模型，應用較方便。美國NUREG/CR-6268 文件中對共因失效數(shù)據(jù)庫和共因失效分析方法進行了詳細的描述。

注意的是，共因分析中對失效的定義以及失效模式與單因失效分析中失效模式可能有所區(qū)別。此外，共因設備組（CCCG）考慮2～16，大于16 部件數(shù)的用16 進行計算，但是CCCG 數(shù)值越大計算越復雜甚至于超出計算機的計算能力，所以我們一般只考慮2～4 部件組（美國目前統(tǒng)計的通用數(shù)據(jù)中亦只到CCCG=6）。在共因組選取上以AP1000 的PSA 模型為基礎。

4 數(shù)據(jù)收集和分析

4.1 電站特定數(shù)據(jù)收集和分析

電站特定數(shù)據(jù)需要獲取的電站數(shù)據(jù)包括，設備的基本信息、機組的狀態(tài)信息、設備的運行時間、備用時間、失效次數(shù)、需求次數(shù)、故障維修時間、維修次數(shù)、試驗不可用時間、維修不可用時間等。這些信息可以從電廠的系統(tǒng)手冊、技術規(guī)格書、PSA 報告、運行規(guī)程以及設備管理系統(tǒng)、設備工單工作票系統(tǒng)、事件報告系統(tǒng)、電子日志等電站數(shù)據(jù)源獲取。數(shù)據(jù)收集的方式可以通過人工收集和系統(tǒng)自動收集相結合的方式，并通過標準化的表格和編碼來收集，確保一致性。

設備失效數(shù)據(jù)分析是重點，在電廠設備失效數(shù)據(jù)比較少，有的設備可能從未發(fā)生過失效。為了得到失效數(shù)據(jù)，必須檢索設備在數(shù)據(jù)收集時間段內產生的所有故障、維修和試驗記錄。設備失效的準則，在設計PSA 中或其參考的數(shù)據(jù)庫中通常有簡單的定義。一般來說，其判斷準則為在規(guī)定的任務時間內是否能執(zhí)行其所規(guī)定的功能。設備失效數(shù)據(jù)的分析，包括確定相應的失效模式，故障維修時間，不可用時間等數(shù)據(jù)，需要數(shù)據(jù)分析人員的經驗。

當設備的不可用數(shù)據(jù)、失效數(shù)據(jù)和運行數(shù)據(jù)收集整理后，數(shù)據(jù)分析人員把這些數(shù)據(jù)提交相應專業(yè)的PSA 技術支持工程師，聯(lián)絡協(xié)調相應專業(yè)技術人員進行確認，以確保所得到數(shù)據(jù)的正確性和合理性。

電站特定數(shù)據(jù)更能反映出本電站實際的運行狀況，但前提是電站特定數(shù)據(jù)具有足夠的數(shù)量和質量。NUREG/CR-6823 中根據(jù)EPRI TR-100381（EPRI 1992）的經驗給出了使用電站特定數(shù)據(jù)的準則：在統(tǒng)計時間段內沒有出現(xiàn)失效的情況，可以用95%置信區(qū)間上限來衡量數(shù)據(jù)是否充分，即觀察時間應大于3/λ。當統(tǒng)計時間段內有失效記錄時，設備類累計運行或者備用的時間應大于觀察到2 次失效的時間（2/λ）。

4.2 電站通用數(shù)據(jù)收集和分析

ASME 中列舉的可供PSA 參考的通用數(shù)據(jù)源有，設備失效率和失效概率：NUREG/CR-4639，NUREG/CR-4550；設備共因失效：NUREG/CR-5497，NUREG/CR-6268。AP1000 設計階段PSA 中使用的可靠性數(shù)據(jù)，主要采用了EPRI Advanced Water Reactor Utility Requirements Document（URD）中的數(shù)據(jù)。URD 用到的主要數(shù)據(jù)源包括Oconee PRA（Duke 1984）、Seabrook概率安全研究（PLG 1983）和來自執(zhí)照事件報告的參數(shù)估計，這些執(zhí)照事件報告包括NUREG/CR-1363（Battle 1983）、NUREG/CR-1205（TRojovsky 1982）、柴油發(fā)電機NUREG/CR-1362（Poloski 和Sullivan 1980）。當URD 數(shù)據(jù)不可用時，采用了NUREG/CR-2728，IEEE Std.500 Reliability Data，NSAC-154，Other sources 等數(shù)據(jù)源。EPRI 在使用這些數(shù)據(jù)的時候經過了細致的適用性分析，因此應用這些數(shù)據(jù)作為通用數(shù)據(jù)是比較好的選擇[6]。

核電廠通用數(shù)據(jù)是經過其它行業(yè)或同類型核電廠多年運行經驗積累統(tǒng)計得到的，往往不能反映本電廠特定的一些特征。在沒有電站特定數(shù)據(jù)或者特定數(shù)據(jù)不滿足要求的情況下，可選擇使用通用數(shù)據(jù)。

貝葉斯方法是以通用數(shù)據(jù)為先驗數(shù)據(jù)，同時，以特定歷史數(shù)據(jù)為樣本數(shù)據(jù)，經過貝葉斯方法處理得到并可進一步用于PSA 定量化的后驗數(shù)據(jù)，綜合考慮了這兩方面的數(shù)據(jù)，因此我們通常推薦使用貝葉斯處理后的數(shù)據(jù)。

核電廠通用數(shù)據(jù)是核電廠重要數(shù)字資產，除了記錄核電廠各類設備的運行歷史狀況外，還能監(jiān)控安全相關設備的狀態(tài)，主要應用包括PSA 分析、在線風險評價與管理、故障原因分析、預防性維修優(yōu)化、大修優(yōu)化、RCM，同時還能為定期試驗以及維修計劃的制定提供指導，大大提升核電廠的安全水平和經濟業(yè)績。

5 結論

AP1000 核電廠設備可靠性數(shù)據(jù)庫的建立和應用，為核電廠特定運行、維修、失效、試驗等寶貴數(shù)據(jù)進行積累，不僅可以給核電廠運行PSA 提供可靠性參數(shù)，而且為核電廠運行維修優(yōu)化，安全管理等多個領域提供重要參考。同時，設備可靠性數(shù)據(jù)庫也是數(shù)據(jù)共享，經驗反饋的一個重要平臺，另外還可以將設備可靠性數(shù)據(jù)庫作為核電廠安全管理的一個輔助工具，如進行趨勢分析，分析核電廠設備的性能趨勢，失效模式，失效部件等。

AP1000 核電廠可利用該數(shù)據(jù)庫對設備失效、異常事件、相應維修情況等數(shù)據(jù)進行監(jiān)控、記錄、跟蹤和使用；并可及時地對新數(shù)據(jù)和修正數(shù)據(jù)進行填寫維護。核電站安全管理和風險管理部門可通過本系統(tǒng)大大降低人工篩選和檢索設備可靠性數(shù)據(jù)的工作量，并提高電站數(shù)據(jù)管理的效率和可信性，為管理部門提供信息和決策支持，更好地為核電廠管理服務。

AP1000 核電廠設備可靠性數(shù)據(jù)庫一方面需要基于《核電廠設備可靠性數(shù)據(jù)采集指南》（國核安發(fā)〔2019〕5 號）的要求進行數(shù)據(jù)收集并建立，另一方面需要非能動核電廠的自身特性進行擴充。