大亚湾核电站运营技术开发与实践
摘要：本文介绍了大亚湾核电站借鉴国际经验，在提高发电能力、缩短机组大修工期、减少非计划停机等三个重点领域，进行的一系列新技术研究与应用，提高核电机组的运营技术水平。
关键词：核电站；运行；可靠性；技术创新
1 立项背景
大亚湾核电站是从法国引进的具有80年代末水平的压水堆核电机组，是国家改革开放，发展经济的重点项目之一，受到国内外专家、国务院以及国际核能界的普遍关注。投产初期也有许多专家学者对大亚湾核电站的技术可行性、经济性和环保性等方面有疑问和顾虑。虽然机组是引进的，但要取得良好的运行业绩单单靠引进的技术基础，没有消化、吸收和创新是无法实现的。引进大型成套发电设备，因运行技术跟不上，导致重大设备损坏，企业、国家蒙受重大损失的先例也是有过的。所以作为当时国内唯一的商用核电站，大亚湾核电站对迅速提高运营技术水平，创造良好的经济和环保社会效益，有很迫切的要求。
为此，大亚湾核电站投产之初就收集国内外的技术资料，跟踪国际核电运行技术最新动态，研究如何提高运营技术。90年代，国际核能界的运营技术水平大幅提高，机组的平均可用率从1989年的62%提高到1999年的85.5%。根据美国核能研究所（NEI）提供的数据，美国核能界在没有新机组投产的条件下，近十年的核能发电量增长30%。同一时期内，每座核电站的非计划自动停堆中间值从1.2降至零，运行业绩令人瞩目。经归纳总结，国际核电站提高运行业绩主要在提高发电能力、缩短机组大修工期、减少非计划停机等三个重点领域，实施了一系列的新技术研究与应用，包括应用先进的堆芯燃料管理技术，实现长周期运行，提高机组电功率以增加发电能力；加强大修计划控制，开发大修新技术以缩短大修工期；应用以可靠性为中心的维修技术（RCM）和概率风险评价技术，以提高设备运行可靠性，降低机组运行风险，减少非计划停机等。
大亚湾核电站积极借鉴国际核电站的技术经验，以达到国际一流核电机组运行水平为总体目标，有计划地研究和应用国际核电运营新技术。经过三年的研究和前期准备，在1996年正式启动"大亚湾核电站运营技术开发与实践"项目。
2.1 技术研发总体思路
大亚湾核电站从提高发电能力、缩短大修工期、减少非计划停机等三个技术领域着手，提高核电机组的运营技术水平。
2.2 提高发电能力的技术开发与实践
大亚湾核电站为900MW级核电机组经设计改进型机组，电功率已经在设计阶段作了提
升。堆芯核燃料运行技术提升是大亚湾核电站商业运行后提高发电能力的主要途径。通过实施18个月换料长周期运行技术、延伸运行技术，解决投运初期存在的堆芯象限功率倾斜技术难题，增加机组能力因子2%-3%。
（1）大亚湾核电站18个月换料长周期运行技术的研究与实施（实施高效低泄漏装料，提高燃料经济性，提高循环长度，提高电厂能力因子和经济性，延长反应堆压力容器寿命）
就安全性、重要性和占核电站总成本的角度看，核燃料都是核电站中最敏感、最核心和最重要的部分。燃料循环技术的水平直接关系到核电站的安全性和经济性。大亚湾核电站的原始核燃料在反应堆内的装载模式是比较落后的高泄漏（OUT-IN）模式，其主要缺点是燃料经济性较低，中子泄漏率高导致压力壳寿命降低（从而影响整个核电站的寿命）。18个月换料是世界上目前比较先进而复杂的换料技术。它是将原来落后的OUT-IN高泄漏短周期燃料循环模式改变为先进的IN-OUT低泄漏长周期循环模式，提高燃料经济性，大幅度提高机组能力因子和发电能力，减少乏燃料数量，使大亚湾核电站的燃料循环技术达到国际先进水平。法国EDF的少量900MW机组和1300MW机组虽然也实施了18个月换料，但大亚湾核电站的18个月换料无论是在循环长度、堆芯参数、还是核燃料技术都领先于法国EDF 核电机组5年左右。18个月换料项目不但使大亚湾核电站的燃料运行技术达到世界先进水平，还推动国内先进压水堆核电站的自主设计能力的提高。此外，该项目还推动了新一代核燃料组件的国产化。18个月换料项目从可行性研究到新型燃料组件入堆，用了6年时间。项目实施后证明该项目的设计具有前瞻性和独特性，在满足电网的需要、适应电网的限制方面具有灵活性大的优势，总体技术水平和主要技术、经济指标，达到了国际先进水平，填补国内空白。有显著的经济效益和社会效益，所取得的经验使我国掌握了先进燃料管理技术并直接提高了百万千瓦级压水堆核电站核燃料设计能力。平均年经济效益增值约1.65亿元人民币。
（2）核电站延伸运行技术的研究与实施（提高燃料经济性，增加额外发电效益，调节大修窗口）
延伸运行是指燃料循环结束时，通过特殊方式降低一回路冷却剂温度和降功率引入反应性，以保证反应堆继续满功率（或降功率）运行并加深燃耗的特殊运行模式。延伸运行是一项先进而复杂的运行技术。延伸运行主要目的是为了提高燃料使用的经济性，以及提高大修停机窗口安排的灵活性。
延伸运行是超出原堆芯设计循环长度的一种特殊运行方式，是大亚湾核电站原始设计不具备的运行方式。由于延伸运行超出了原始设计技术规范，需要进行相关的专门设计论证与安全分析；同时延伸运行需要降低一回路平均温度，将导致蒸汽发生器出口的蒸汽品质降低，湿度增大，因此需要专门论证延伸运行对常规岛所有的系统、设备安全运行的影响；另外在实施延伸运行时，堆芯平均温度的降低将引起反应性测量、控制、保护系统一系列参数及定值的改变。因此，延伸运行的论证过程比较复杂。延伸运行在实施过程中要不断调整多个反应堆系统的控制和保护定值，实施过程风险比较大。
大亚湾核电站研究制定了实施延伸运行的核心技术文件——质量安全计划，该计划从技
术和实施过程上覆盖了堆芯控制、仪表控制和运行控制的全部内容，论证了由于延伸运行系统参数的变化而带来的安全裕量的改变及其措施。这份质量安全计划用于延伸运行的准备、执行，反应堆保护整定值的调整和延伸运行后的系统恢复，详细描述了延伸运行的操作步骤。2003年在大亚湾核电站1号机组第九次换料大修前成功应用，机组延伸运行9天，多发电0.3亿千瓦时，创造经济效益1740万元人民币，为今后30天的延伸运行积累了成功经验。
该项目属于国内首创，填补原始设计的空白和国内空白。
（3）核电机组堆芯象限功率倾斜研究与抑制方法（研究并发现堆芯象限功率倾斜机理，找到有效的抑制措施，保证机组安全运行）
1995年大亚湾核电站在启动后曾经发生比较严重的堆芯象限功率倾斜问题,影响了机组的安全性和发电量（被迫在97%功率下运行一个月）。对于出现功率象限倾斜，以往的作法是采用重新安全评价，再重新进行安全执照申请，这是一种被动的处理方法。
1995-1996年期间，大亚湾核电站开始对堆芯功率象限倾斜进行机理分析研究。堆芯象限功率倾斜发生的原因很复杂，涉及反应堆工程堆物理试验、堆物理分析、核设计，同时涉及反应堆运行、反应堆热工水力及核燃料。应用微扰理论推导反应性平衡方程，引入燃耗系数、象限燃耗倾斜比及象限反应性扰动源等新的物理量或物理概念，奠定从反应性平衡入手研究堆芯象限功率倾斜的理论基础。利用所建立的理论和数值模型，分析研究大亚湾核电站和法国电力公司的实测数据，发现压水堆堆芯功率象限倾斜超限的根本原因。建立了分析研究堆芯象限功率倾斜的理论和数值模型，并找到了抑制堆芯功率象限倾斜的方法，处于国际领先水平。
有关成果已应用于大亚湾核电站第四循环及以后的换料堆芯设计，效果理想，给核电站带来显著经济效益。成果已被国际同行引用。从第四循环开始采用本研究成果后，不再发生堆芯功率象限倾斜超限，不需要降功率运行，两个机组多发电产生的经济效益是非常显著的。由于不再发生堆芯象限功率倾斜超限，消除了核电站的一大安全隐患。
2.3 缩短大修工期的技术开发与实践
核电站换料大修有数千项维修项目，电站普通的大修工期都在40-50天左右，大修工期、大修质量对电站的能力因子损失贡献约为10%-15%。大亚湾核电站通过对商业通用生产管理软件MAXIMO进行二次开发，形成新的生产管理信息系统COMIS，对大修进行自动化精细管理，研制大修检修项目专用的反应堆控制系统在线试验台和旋启式隔离止回阀在线试验台，大亚湾核电站大修工期较投产初期缩短接近20天，提高能力因子约5%。
（1）生产管理信息系统（COMIS）的开发
计划控制技术是核电站换料大修的核心技术之一。大亚湾核电站对大修计划的控制是通过工作票形式来实现的。电站先后开发了工作票管理系统（WRS）、工作过程管理系统（WPMS），但随着大修管理的提高，原工作票系统已不能满足日益精细化的大修计划控制
要求，为此电站按国际最高水准将美国PSDI公司(项目软件与开发公司)的商业通用生产管理软件（MAXIMO）进行了二次开发，使其本地化，成为电站生产管理信息系统（COMIS）。这次开发是MAXIMO软件第一次在核电站的应用，缺乏技术整合经验，开发难度大。大亚湾核电站结合实际情况，进行了大量创造性的开发，特别是风险管理、过程管理等功能模块上引进了大量适用于核电站的先进理念和方法，使得COMIS成为MAXIMO这个世界著名的通用软件在核电站的第一次成功应用，处于国际领先水平。
这一系统基于先进的设备管理理念，拥有庞大的数据库。该系统功能强大，有《工作票管理》、《预防性维护》、《仓储管理》、《设备管理》、《采购管理》、《标准包管理》、《人员管理》、《日历管理》、《资源管理》、《定制管理》《系统设置》、《实用程序》共12个主功能模块、63个子项。COMIS系统共包含预防性维修项目2800项，纠正性维修项目5500项，定期试验4000项，标准隔离指令6700项，标准工作指令18000项，质量计划2000份，工作报告8000份。2000年系统投运后，在大修中，利用其分合票功能，有效的减少了工作许可票的产生，使以往4000多张工作票减少了1/3，大大提高了大修的计划控制水平。
（2）反应堆控制系统在线试验台的研制
大亚湾核电站反应堆控制系统在线试验台采用了Bailey9020组装式仪表，由于缺少有效的检修方法，能够实施的维修活动是在大修过程中对一些重要的板件进行校验，也不管该校验是否必要，而且一次只能对单一模块进行检查。不仅测试方法烦琐，测试手段落后，频繁的插、拔板件也将会减少控制模块的寿命，造成模块接触不良，严重影响机组的安全运行。另外对一些含有时间常数的动态模块，如调节器、滤波器和超前滞后等模块更是缺少有效的检测手段，只能用记录仪来记录响应曲线，再对记录的曲线进行分析和判断，这种校验方法费时费力，附加误差较大。根据法国同类核电站的经验反馈，也有类似的问题。为此，法国电力公司专门组织人力和物力开发用于对反应堆控制系统进行检查和校验的设备，该设备对大亚湾核电站的售价非常高，达450多万元人民币。
电站在没有原始控制通道模型、维修方法和资料的情况下，通过详细的功能分析和控制模块分析，建立了反应堆控制系统各控制通道模型并进行了仿真试验，研制出由数据分析计算机、I/O控制站、信号输出、采集模块组成的反应堆控制系统在线试验台，研制费用为80万人民币。通过在线试验台在不变动原有接线和拔插控制板件的情况下，向控制通道注入模拟信号，同时采集控制通道中各模块的输入输出信号。在线试验台按照数学模型进行控制方案和算法组态，再根据现场模块实测输入计算模块的理论输出，与实测输出对比，查找调节参数是否偏离设计，判断模块响应是否正常，从而一次性完成反应堆控制通道中的所有模块在线检查。
大修中采用控制系统在线试验台后，既提高了大修质量又缩短了大修工期2天。如对于蒸汽旁路排放控制系统（含25个模块）只需要一个小时的试验时间，而采用原有的检测方法则至少需要24小时，且结果不准确。
（3）核级旋启式隔离止回阀在线试验台的研制
大亚湾核电站核级旋启式隔离止回阀因缺乏可靠的在线检修鉴定技术，机组大修后重新启机时常出现阀门内漏，偏离运行技术规范标准，导致机组状态后撤，造成大修工期延误，严重影响了机组的正常营运。由于止回阀对密封要求严格，传统检修中的密封面“蓝油”检验技术已不能满足密封检测要求。
为从根本上解决了此问题，电站研制出此类阀门的在线试验台，精确检测泄漏率，提出了双“O”环四腔室压变密封判断法，设计了双“O”环三侧浮动密封塞和密封塞可调支撑机构，研制出核级旋启式隔离止回阀在线试验台，制定了试验台鉴定试验验收技术标准。在线试验台在2001 年的机组大修中成功应用，解决了核级旋启式隔离止回阀检修后内漏超标的技术难题，避免机组状态后撤导致的潜在经济损失4900万元人民币。
以上三项大修新技术，对国内核电站以及常规电厂的大修过程自动化管理、模拟控制系统在线检测以及阀门试验均有积极的推广应用价值。
2.4 减少非计划停机的技术开发与实践
设备故障和人因失误均会造成机组的非计划停机。为提高设备运行可靠性，大亚湾核电站对国际上新发展的以可靠性为中心的维修分析技术（Reliability-Centered Maintenance,RCM）开展了应用化研究，从管理故障后果方面提高机组运行可靠性。同时在研究成果的基础上，开发了适用于大型核电站的预测性维修专家系统，对机组运行设备的状况进行跟踪监测，预测运行趋势以及可能发生的故障模式。为减少人因失误带来的运行风险，运用概率论方法，开发了能用于实际生产运行风险定量评价的概率风险评估模型（Probabilistic Risk Assessment,PRA）。通过应用RCM和PRA技术，加强设备维修质量管理和运行风险控制，电站非计划停机次数已由每年平均5次降低至1次以下。
（1）以设备可靠性为中心的维修技术的研究与应用（新型维修概念和技术，大大提高维修的准确性）
以可靠性为中心的维修（Reliability-Centered Maintenance,RCM）技术理论是以管理设备故障影响和后果为基础的维修分析理论，区别于传统的以设备运行时间为基础的定期解体维修理论。90 年代才逐渐应用于工业发达国家生产设备的维修领域。美国核电站正是由于应用了RCM分析技术，其可用率才有了大幅提升。
RCM分析技术主要的难点在于此维修分析技术首先需要熟知设备的功能和性能，需要多领域的专家支持进行系统分析，分析过程复杂，缺乏统一的标准。将分析结果应用于维修活动，涉及到维修体系的大量调整。工作量因系统复杂性而大幅增加。所以国内RCM的理论研究较多，但真正将此理论转化成技术成功应用于生产企业的不多。
大亚湾核电站的主要系统有230多个，设备近万余项，采用传统的周期性维修方法不仅耗费巨大，平均每年大修的费用超过千万，而且还常因设备解体检查再投运后故障多，使机组运行可靠性下降。要全面地应用RCM分析技术，在技术难度和工作量上都是一个浩大的
工程。大亚湾核电站在RCM通用的分析逻辑基础上，增加了多个判据，如单一、多重故障导致机组非计划停运的判据，导致安全功能设备不可用的判据，开发出适合核电厂的RCM 分析技术。制订了复杂设备系统的RCM技术分析标准步骤：分析系统设备的功能和性能标准、分析功能失效模式、分析故障影响和故障后果、利用决策树确定所采用的维修类型和频度、分析成果审查形成维修导则。
大亚湾核电站已对60个关键系统进行了RCM分析。通过RCM分析，每年按原定期维修技术确定的400余项设备项目中有超过50%项目进行了调整，取消了140项的检修项目。在2003年机组第九次大修中共节约直接维修费用174万元人民币。核电厂虽然系统冗余功能多、安全要求高，但其与常规电厂相比同样具有系统设备功能复杂和可靠性要求高的相似之处，大亚湾核电站的RCM分析技术对国内的常规电厂及核电厂提高设备维修水平具有同样的推广价值。
（2）预测性维修专家系统的开发与应用（研制出适用于大型核电站的在线监测和故障诊断系统）
大型机组的在线监测和故障诊断技术一直是科研院校、电力企业重点研究的技术，其主要技术原理是对机组各项设备的运行参数进行综合的监测，根据设备的运行特性以及故障模式，评估设备的运行状态，预测设备可能发生的故障，从而提高设备运行的可靠性。监测数据模型以及诊断技术是其中的关键技术。国内也有不少在线监测和故障诊断系统，但一般只适用于火电机组。对于安全性能要求高、系统复杂、设备冗余多的大型核电机组，由于其监测数据模型和诊断技术，与常规火电厂有很大的不同，所以无法直接引进套用现有专家系统。
大亚湾核电站预测性维修专家系统将RCM分析技术应用于在线监测和故障诊断系统的开发中，根据电站对系统设备的RCM分析结果，从众多的参数中找出真正影响设备运行可靠性的表征参数，构建监测数据模型，解决了普通专家系统中的设备参数多而杂乱，依赖于人工经验，适用性差的应用性难题。设备故障诊断模型中，采用故障模式->性能症状->监测参数三个层次进行故障诊断模型描述。在建立故障诊断专家库时，依据RCM分析技术得出的重要故障模式，推导设备的性能症状和相对应的设备运行监测参数的逻辑方式。在诊断过程中，则使用这一逻辑方式的逆向推导。这一种模型构建逻辑，思路清晰、易于操作和理解，在工业领域中具有较强的实用价值。
在预测性维修专家系统的开发中，电站还使用了数据总线的技术解决多个离散的底层参数监测系统的数据交换问题。在底层数据与应用层之间建立一个公共数据接口，增加了系统的兼容性和可扩展性。
目前大亚湾核电站预测性维修专家系统包含624个设备监测项目，1400个设备运行监测参数、3000多个故障诊断模式。预测性维修专家系统对设备运行状态及维修需求的评估准确率达97%，及早发现和处理了多起重大设备隐患，如发电机定子线棒氢气泄漏故障、冷却海水入口旋转滤网驱动轴承腐蚀损坏等，避免了停机检修和设备损坏造成的重大损失。
大亚湾核电站预测性维修专家系统可以使得核电站结合RCM分析成果，对重要设备的
健康状态进行及时有效的跟踪、评估，使运行、维修、技术三个层面的设备监测和故障诊断构成整体智能平台。对于目前以传统设备监测和维修技术占主导地位的国内核电厂和常规电厂，推广应用基于RCM分析基础的预测性维修专家系统，可以大幅提高设备监测和维修的有效性，进一步提高机组的运行可靠性。
（3）核电站风险定量分析技术的研究与应用（创建系统、设备损坏对机组安全运行风险的贡献的定量分析模型）
核电站最初的系统可靠性与风险分析主要侧重于以工程确定论为基础的定性分析。定性分析简单易懂，在工程中广泛应用。但由于是定性分析，无法做到精确化，造成了核电站系统可靠性、安全风险分析和监管标准过分保守。随着近年来，国际核电行业普遍受到电力市场放松管制的影响。管制放松形成了“竞价上网”，使核电面临着其他能源，尤其是天然气（发电）的激烈竞争，国际核能界开始在确定论的基础上，结合概率论，对系统可靠性和安全风险进行定量分析，在确保足够安全的前提下，大幅降低运行和监管成本。定量风险评价技术远比定性方法更精细、更复杂，主要有概率风险评价PRA（Probabilistic Risk Assessment）、GO-FLOW法、火灾爆炸指数法FEI（Fire Explosion Index）等。
这几种方法有各自不同的应用领域，在武器装备、航空航天等国防部门应用最广的是PRA法，而像FEI法则主要适用于化工行业。PRA技术已在国际先进核电站广泛应用，但在国内核电站应用才刚刚开始应用。在一个电站系统地应用PRA技术，须要涉及失效模式与效应分析、故障树分析、事件树分析、人因可靠性分析等各项分析技术。应用PRA技术，建立与系统实际相符的定量风险计算模型是关键。其需要对整个电站系统设备可靠性、失效模式、以及人因失误行为进行全面的、系统的概率分析，构建完整的事件树、故障树以及事件序列，建立设备可靠性数据库和人因可靠性数据库。
PRA技术研发过程中首先是利用故障树分析法演绎出核电站系统故障模型并得到硬件系统故障概率。利用人认知可靠性和人失误率预测技术以及热工水力学分析获得核电站人因失误概率，同时建立设备可靠性数据库和人因可靠性数据库。利用参考PRA和统计及分析得到的初因事件频率，综合系统故障概率、人因失误概率以及由热工水力学分析得到的成功准则对电站针对各种初因事件的响应实施事件树分析，从而得到各种初因事件条件下电站安全事故的序列和以概率形式表述的安全事故风险度。
为了构建可应用于实际运行生产的可靠性和风险分析的PRA模型，大亚湾核电站从系统手册、运行规程、事故处理规程出发，重新建造全部事件树和故障树分析，并对每棵故障树均实施了失效模式影响分析。在事件树和故障树建造过程中补充考虑了压缩空气系统、通风系统和电气系统等支持系统的影响。对一些重点事件和事故规程的时间进程进行热工水力分析，对事件树、故障树涉及到的人因事件进行人因分析和人误概率计算。
进行了电厂和厂外电源、设备可靠性和初因事件的收集和处理。根据国际原子能机构（IAEA）同行指导意见，对初因事件进行了主逻辑图分析。结合可靠性数据库工作的开展，吸收EDF的先进经验，编制了大亚湾核电站的设备分类、功能、经验反馈数据采集报告。
在目前大亚湾核电站PRA模型中包含有：
1）12大类初因事件，64个子初因事件，66棵事件树；
2）3个核安全相关系统的可靠性分析及相关设备的失效模式与效应分析；
3）2003个故障树逻辑门；
4）2581个基本事件；
5）490个严重安全事故序列(导致堆芯熔化)。
大亚湾核电站运用PRA技术，进行可靠性和风险定量分析研究，在运行、维修及工程改造等方面进行了众多事件的决策分析。迄今为止，已在近30个项目中成功地应用PRA分析技术的评价结果，电站取得了明显的安全效益和经济效益。据统计由于采用这些分析作为决策的技术支持，使电站避免了直接或间接的经济损失近2亿元人民币，其中纯收入近7000万元人民币。如大亚湾核电站RAM系统（控制棒驱动机构电源系统）原设计的电压急降保护装置经常误动作，容易引起非计划停机停堆。法玛通公司建议电站安装新的保护装置。电站经应用PRA技术进行可靠性和风险定量分析后认为此装置对机组运行风险贡献较小，可以取消该保护而不需安装新的保护装置，直接节约改造费用300万元人民币。
大亚湾核电站构建PRA应用模型，进行系统可靠性和风险定量分析技术，是一种以概率论为基础的对大型复杂设施（电站、大型工艺系统等）的设计、运行进行全面综合研究的分析技术。既定量考虑安全评价的不确定性，又定量考虑专家意见和工程判断，系统地、现实地评估各种事故频率和后果，为安全有关问题的决策提供了协调一致、完整的方法，可广泛应用在核电站及常规电站的设计变更和改造、运行风险管理。
结束语
综合所述，大亚湾核电站的主要技术性能指标均已达到或接近国际同类型先进核电站的运营水平。
大亚湾核电站在提高机组运营技术水平的同时，按照环境管理体系ISO 14001系列标准建立了以安全运行为中心的环境管理体系。通过有效的人员培训、授权制度，先进、可靠的监测、评价系统，以计划、实施、检查、改进（PDCA）动态循环为指导的持续改进体系，制订出核电环境识别评价规范，进行源头治理和过程控制。由于该体系的成功运作和持续改进，大亚湾核电站放射性三废得到了有效控制，放射性气态和液态流出物排放和放射性固体废物产生量连年下降并大大低于国家规定的限值和设计值，达到国际同类机组的先进水平，被命名为全国环保先进企业及广东省“环保教育基地”。