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WANO对核电站运行性能的评价指标


核动力装置热力分析大作业(一)

WANO 对核电站运行性能的评价指标

院(系)名 专 学 学 业 生 生 名 姓 学

称:动力与能源工程学院 称:动力工程 名:干依燃 号:S314037015

哈尔滨工程大学
2014 年 9 月

WANO 对核电站运行性能的

评价指标

WANO(World Association of Nuclear Operators)世界核电运营者协会,意 在通过 WANO 成员利用其制定国际上通用的性能指标,进行统一管理和协调, 有利于加强核电技术、经验和事故情报的交流,从而不断提高世界核电站的安 全可靠性。 WANO 组织至今已成功运作十多年,为核电站的安全可靠运行作出了很大 的贡献。根据 WANO 指标的实际应用情况和积累的经验反馈,WANO 组织决 定更新最初制定的指标体系,从而进一步地提高核电站的安全可靠性。 WANO 对核电站运行性能的评价指标详细介绍如下: 一、机组能力因子 机组能力因子是:某段时间内可发电量占参考发电量之比率,以百分比表 示,用于监视电站获得高发电可靠性的进展。此指标可以反映出电站追求最大 发电能力的各种程序以及实践的有效性,并可显示出电站中运行和维修的整体 成效。 为了计算机组能力因子需要采集参考发电量、计划性电能损失、非计划性 发电损失的数据,对某一时期内的机组能力因子(UCF)按下式来计算: UCF(机组值)= (REG -PEL-UEL) ? 100%
REG

REG—该段时期内的参考发电量 PEL—该段时期内的计划性电能损失总和 UEL— 该段时期内的非计划性电能损失总和 计划性发电损失总和 PEL = ∑(PPL×HRP) PPL 是由于计划性事件而减少的发电功率,称为计划性功率损失,以 MWe 表示。HRP 是由于计划性事件而降负荷运行(或停机)的时数。计划性发电损 失的总和是由该期间内所有计划性事件造成的电能损失的总和。 非计划性发电损失总和 UEL = ∑(UPL×HRU) UPL 为非计划性事件而减少的发电功率,称为非计划性功率损失。HRU 是 由于非计划性事件而降负荷运行(或停机)的时数。 计算过程中有一些注意事项。下面举例说明:参考发电量是由机组的参考 发电功率乘以该时期内的时数而得到的。机组的参考发电功率是该机组在基准 环境条件下的最大发电量,机组的参考发电功率可以通过试验获得,也可以把 设计值修正到基准环境条件来获得。如果没有影响到发电功率的设计变更,则 某一机组的参考发电功率应该是固定不变的。基准环境条件是该机组环境条件
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的年平均条件(或典型条件)。通常以热井温度的历史资料来决定基准环境条 件。基准环境条件适用于机组的一生,不需要定期审查基准环境条件。在停机 过程中或者在电站启动过程中发生的涉及电能损失事件,必须用参考功率作为 功率损失的计算基准。 二、非计划能力损失因子 非计划能力损失因子是指在某段期间内的非计划性发电损失占参考发电量 的比率,以百分比来表示。非计划性发电损失产生的原因,包括电厂可控制的 非计划性停机、停机延长、或降负荷。非计划性的含义是指没有在四星期以前 预先安排好。非计划能力损失因子用于监视电站在减少因非计划性的设备故障 或其它原因所造成的停机以及降功率的时间上的进展。本指标可以反映出电站 在维护系统可用以保证安全发电方面的程序和工作的有效性。 需要的数据有,非计划性电能损失,以 MWe-hr 为单位;参考发电量,以 MWe-hr 为单位。 非计划能力损失因子 UCL= REG—该段时期内的参考发电量 UEL—该段时期内的非计划性电能损失总和 非计划性发电损失总和 UEL = ∑(UPL×HRU) UPL 为非计划性事件而减少的发电功率,称为非计划性功率损失,以 MWe 表 示。HRU 是由于非计划性事件而降负荷运行(或停机)的时数。 参考发电量是由机组的参考发电功率乘以该时期内的时数而得到的。 机组的参考发电功率是该机组在基准环境条件下的最大发电量,机组的参 考发电功率可以通过试验获得,也可以把设计值修正到基准环境条件来获得。 如果没有影响到发电功率的设计变更,则某一机组的参考发电功率应该是固定 不变的。 基准环境条件是该机组环境条件的年平均条件(或典型条件)。通常以热 井温度的历史资料来决定基准环境条件。基准环境条件适用于机组的一生,不 需要定期审查基准环境条件。 三、强迫损失率 强迫损失率是指在某段期间内的非计划强制性发电损失跟参考发电量减去 计划性发电损失以及计划停机后非计划停机延期造成的电能损失后的数值的比 率,以百分比表示。
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UEL ? 100% REG

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强迫损失率指标用来监督业界减少在反应堆运行期间(不包括计划停机或 者计划停机后的非计划延期)因非计划性设备故障、人因或者其它情况所造成 的停堆或降功率运行的时间方面的进展。本指标可以反映出电站在维护系统可 用以保证安全发电方面的程序和工作的有效性。 非计划电能损失包括非计划强迫电能损失(不是由停机延期造成的非计划 电能损失)以及计划性停机后非计划停机延期造成的电能损失两部分。 非计划强迫电能损失:在电厂所能控制的情况下发生的非计划性停机或降 负荷运行造成的发电量损失。非计划性指不是在四周前预先计划或安排好的。 计划性停机后非计划停机延期电能损失:计划停机后,由于不能完成原先 安排的任务或者为了完成在原先制订的启动时间前四周内制订的新任务,致使 机组不能在原先制订的启动时间按时启动,由此造成的发电量损失就是计划性 停机后非计划停机延期电能损失。 FEL ? 100% 强迫损失率= REG-(PEL ? OEL) FEL—非计划强迫电能损失 REG—参考发电量 PEL—计划性电能损失 OEL—计划停机后非计划停堆延期电能损失 行业值—机组值的中值 四、7000 小时反应堆临界时非计划自动紧急停堆数 本指标可以监视电站在减少反应堆非计划自动停堆次数方面的表现,也可 以用来衡量电站通过减少需要自动停堆的非计划性热流或反应性瞬态来提高电 站安全的成效,同时也能反映出电站运行状况或者维修是否良好。 考虑机组的临界时数是为了有效显示机组在运行情况下降低自动停堆的努 力。将单个机组的自动停堆次数归一化到 7000 临界小时是为了机组之间有一个 比较的标准。 操纵员为了保护设备或减轻瞬态后果而手动停堆或者某些手动停机引起的 连锁自动停堆不列入指标的计算,因为操纵员为了保护设备而采取的措施不应 该被指责。 在某一段期间内机组值= 行业值—所有机组值的中值
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在临界状况下非计划性 自动停堆总次数? 7000 总的临界时数

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因为这些计算都是在 7000 小时临界时间内发生的自动停堆数,所以结果不 需要取整。大部分机组在较短时间内发生自动停堆的次数很少,所以采用 3 年 值来进行机组之间的比较显得更有意义。只有一年的临界时数在 1000 小时以上 的机组才会列入行业指标的计算范围。 五、安全系统性能 安全可靠性指标用来监视重要的安全系统在发生异常事件或者事故时能否 实施其功能。本指标也用来监视处理安全系统设备不可用情况的运行和维修的 有效性。安全系统性能指标提供了一种简单的计算方法,其结果跟利用更精确 的系统模式化的技术(如故障树分析法)得出的结论相当。较低的指标值表示 在安全上有较大的裕度以防止反应堆堆芯损坏,并且在发生事件时因安全系统 故障而延长停堆的机会也较小。但是,我们不是要得到一个长期都接近于零的 指标值,而是要一个较低的值,以符合安全分析所要求的系统可靠性以及可用 率。 PWR 机组的安全系统性能指标包含三个系统:高压安注系统、辅助给水系 统、应急交流电系统。选用这些系统的原因是它们对于防止反应堆堆芯损坏以 及缩短停堆的时间是至关重要的。我们不去监视所有的安全系统。核电界公认 的很重要的系统都已经包含在本指标中了。这些系统包括在失水事件后能维持 堆芯冷却的系统、停堆或失去主给水事件中能带出余热的系统、失去厂外电时 提供应急电源的应急交流电系统。 本指标的目的不是要电站增加额外的系统来消除或防止发生事件。打个比 方,本指标不是想要电站增加一个电源来提高可靠性,而只是考察在丧失厂外 电时电站响应的有效性。 该指标按照上述系统分别计算,它的定义是某一时期内系统的所有设备 (或应急交流电系列)因各种原因所导致的不可用率的总和除以系统的系列数, 其用意在计算由于设备不可用所导致的系列的平均不可用率。对应急交流电系 统来说其不可用率的计算是以整个系列来算的而不是以个别设备来算的,也就 是说,只有当应急交流电源无法产生应急电力时,才记录其不可用率。 在某个报告期间,一台机组的安全系统的指标值(不包括应急交流电系统) 的计算如下: 各安全系统性能指标值 =
计划性不可用时数+非 计划性不可用时数+故 障发现前不可用时数 系统需可用时数? 系列数
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在多机组电站中,应急发电机通常给多台机组供电,所以对于应急交流电 系统,计算其电站值: 每台 EG 值 =
计划性不可用时数+非 计划性不可用时数+故 障发现前不可用时数 系统需可用时数(默认 值)

电站值 =
所有EG的不可用时数之和 该段时间内EG的平均数? 系统需可用时数(默认 值)

某个 WANO 成员的每个系统的指标值是该成员填报的各种电厂的对应系统 的机组值或电站值的中值。各电站的指标值将在 WANO 报告中发布,其值包括 整体指标值以及计划性活动所产生的指标值。一般地,为了消除每年各种变化 的影响,使机组之间比较更有意义,单个机组的安全系统性能指标使用三年的 时间间隔。 六、燃料可靠性 燃料可靠性指标的目的是用来监测核能界为达到和维持高度的燃料完整性 而进行的工作,破损的燃料代表了防止堆芯裂变产物向厂外释放的第一道屏障 的损坏。同时,破损的燃料对运行成本和电厂指标也带来不利的影响,并会增 加现场人员的辐射伤害。 燃料可靠性指标提供了因燃料破损导致的反应堆冷却剂放射性活度增加的 通用测量方法。一些燃料组件包壳的破损只有在大幅度的功率变化后出现了短 期的活度峰值时才有较明显的现象。这种形式的微小破损不会造成指标值明显 的增加,对运行也只会带来较小的影响,也不会显著地增加现场人员的剂量照 射。 燃料可靠性指标无法精确地表示其与破损燃料元件的数量的相关性,因为 有许多可变因素会影响指标值,包括局部燃料棒功率、燃料涉及、燃料破损时 的燃耗、破损形态和大小、堆芯迷离物质的数量与组成以及反应堆冷却剂活度 测量的不确定性等。因为这些可变因素的存在,更需要电厂分析人员富有经验 的分析才能确定破损燃料组件的数量和大小。 燃料可靠性指标由出现在反应堆冷却剂中的裂变产物的活度来进行推算。 由于设计差别,不同的反应堆有不同的计算方法。

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对于压水堆、重水堆和 VVER 堆型,该指标被定义为:在稳定运行工况下, 由测得的反应堆冷却剂中的 I-131 活度在经过堆芯迷离物质的贡献及功率大小 的校正,并归一化到净化常数和 100%线性功率系数后得到的 I-131 活度值。 对于压水堆,稳定运行工况是指取样前,电厂在功率变化不超过± 5%的功 率台阶上,至少持续运行三天。为获得月度指标值,稳定运行工况时的功率水 平必须大于 85%运行功率水平。为保证指标的准确性,如果该月没有 85%以上 稳态运行的要求时间段,电厂所达到的最高稳定运行功率值也应报告。假如是 这样,该月的其它的燃料可靠性指标数据可以不报,因为它们将不用来计算燃 料可靠性指标值。 压水堆、重水堆和 VVER 堆型的计算: FRI = [(A131)N - k(A134)N] x [(Ln/LHGR) x (100 / Po)]1.5 其中 FRI 是指稳定运行工况下,由测得的反应堆冷却剂中的 I-131 活度在 经过堆芯迷离物质的贡献及功率大小的校正,并归一化到净化常数和 100%线性 功率系数后得到的 I-131 活度值。 测得的主系统冷却剂中 I-131 活度在经过净化常数归一化后的值,单位为 Bq/g 或 μCi /g。K 是迷离物质的校正系数,是个常数,为 0.0318。(A134)N 测 得的主系统冷却剂中 I-134 活度在经过净化常数归一化后的值,单位为 Bq/g 或 μCi/g。Ln 是归一化的线性功率系数,该值取 18.0 千瓦/米。LHGR 是指在 100% 满功率工况下的平均线性功率密度,秦山厂该值参考设计参数为 13.5 千瓦/米。 Po 是指在测量时的平均反应堆功率水平 七、化学指标 化学指标可以反映出电站中化学控制的有效性。按不同的堆型、不同的蒸 汽发生器类型以及不同的化学控制模式选定不同的系统,再根据这些系统中的 重要杂质和腐蚀产物的浓度计算得到化学指标。对于 PWR 机组,重点是二回 路系统。把这些重要化学参数合成一个单一的化学指标,通过这个化学指标就 可以反映出电站中整个化学控制的有效性。 化学指标是把选定的杂质以及腐蚀产物的浓度和其限值相比较而得到。各 个参数分别除以其限值,这些比值之和再归一化到 1.0。对于 PWR 机组,这些 限值是 1993 年采集到的数据的中值,从而反映出电站最近的运行水平。在计算 中,如果某个杂质的实际浓度等于或优于其限值,则用其限值来代替实际浓度, 这样做可以避免因为某些参数太优异而掩盖了另一参数浓度太高的事实,也就
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是,在某个电站的所有化学参数实际值都优于各自限值的情况下,其化学指标 为 1.0。为确保指标值的稳定性,每隔几年就要对限值审查一次,以确保这些参 数的目标仍然具有挑战性。 采用 Incoloy-800 传热管的再循环蒸汽发生器的 PWR 机组需要采集以下化 学参数:蒸汽发生器排污水的氯离子、蒸汽发生器排污水的硫酸根离子、蒸汽 发生器排污水的钠离子、给水中铁离子、凝结水中溶解氧、蒸汽发生器排污水 的阳电导率。 所需测定的化学参数的限值: 数据项目 蒸汽发生器排污水的阳电导率(Ka) 蒸汽发生器排污水的氯离子含量(SG Cl) 蒸汽发生器排污水的硫酸根离子含量(SG SO4) 蒸汽发生器排污水的钠离子含量(SG Na) 给水中铁离子含量(FW Fe) 凝结水中溶解氧含量(O2) 限值(LVx) 0.2 uS/cm 5.0ppb 5.0ppb 2.0ppb 3.0ppb 5.0ppb

计算公式如下: 化学指标值 CPI= Ka / LVx ? SGCl / LVx ? SG SO4 / LVx ? SG Na / LVx ? FW Fe / LVx ? O2 / LVx 6 机组年指标值是全年月指标(或季度指标)的时间加权平均值。各化学参 数(除了给水铁)的季度值是此季度中每日或每星期测量值的平均值,该平均 值依据注意事项中的条件计算。 八、集体辐照剂量 集体辐照剂量指标用于反映每个核设施以及整个核工业界在减少总辐照剂 量方面的努力,该指标可判定为尽量减少电厂工作人员辐照剂量而制订的辐射 防护大纲的有效性。集体辐照剂量包括外照射和内照射全身剂量,外照射以热 释光(TLD)或胶片(FB)剂量计测定,外照射以计数器测算。剂量测量应包 括厂内所有人员、承包商人员以及因公来访人员。指标中,只计算因公访问者 的剂量。 本指标按热释光 TLD 或胶片 FB 季度数据计算,如果当季数据暂缺,可以 临时用直读式剂量计的数据取代,在获得当季 TLD 数据后,应对原先报出的数
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据加以修正。每个机组的指标中应包括以下数据:当季总的外照射剂量人-Sv (或 人-rem)、当季由于在电厂的活动导致体内放射性物质沉积吸收产生的全身 等效剂量。电厂可以只报告一个包括内外照射的总剂量值,此时,内照射应被 认为是 0。 单机组年度值=该年内全身集体辐照剂量(外照+内照),人-Sv WANO 报告中采用年度值进行趋势分析,为更好地比较电厂的性能,集体 辐照剂量也给出三年周期值,以减少换料和计划性大修造成年度指标差别大的 影响。 单机组三年值—基于三年中的数据计算得到的单机组年度值。 世界业界值—每一种堆型单机组三年值的中值。 注意事项:本指标是以单个机组来比较的。对于多机组电站,机组指标等 于电站值除以电站中运行机组数。由于设计不同,指标按不同堆型(如 BWR, PWR, PHWR)给出。辐照剂量应尽量精确,最好能够准确到 0.00001Sv (1mrem)。1 Sv = 100 rem。 九、工业安全事故率 工业安全事故率指标用于反映电厂在改进人员(包括长期和临时雇员)工 业安全绩效方面的进展。WANO 采用工业安全事故率作为性能指标,而没有选 用受伤率或死亡率,原因是该准则定义清楚,各电站都在采集相关的数据,并 且这种数据是最客观的。 工业安全事故率是指每 200000 人· 小时或 1000000 人· 小时工作中,电厂的 员工(包括长期和临时雇员)发生的人员伤亡事故数,这里事故是指:员工一 天或一天以上不能上班(事故发生当天除外)的事故,员工一天或一天以上 (事故发生当天除外)限制工作的事故,或员工发生死亡的事故。指标计算时 选择 200000 人· 小时或 1000000 人· 小时由各个国家自定,WANO 发布的数据将 两者兼有。承包商的人员不在统计之列。 电厂工业安全事故率 ISA =
(失时事故数? 限制工作事故数? 死亡事故数) ?H 总工时

其中,H=200000 或者 1000000,由不同国家根据其具体情况选不同的数 据。在秦山核电厂,H=200000。在统计中,该指标一般指电站值,因为事故 记录保存统计时通常不分机组。但是,因为指标已经归一化到总工时,所以单 机组电站和多机组电站间的比较仍然是可行的。
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注意事项:如果一个电站同时包含有运行机组以及建造中的机组,则建造 中的机组不列入指标计算。指标中采用 200000 人· 小时或 1000000 人· 小时作为 归一化因子,是由于多个国家在计算失时率时已经采用上述两个数据。事故数 包括一起事故中伤亡的所有人数。例如,一起火灾造成 3 人失时,则失时事故 数应该是 3 而不是 1。出差时,在工作之余发生的事故不列入计算,例如,在 休闲活动中腿部受伤。出差公务结束后发生的事故也不应列入计算。 世界上所有的核电营运者都是 WANO 成员,因此 WANO 组织是一个不折 不扣的国际组织。它跨越各种政治壁垒和利益冲突,为成员单位提供经验交流 的机会,从而帮助成员单位达到核安全的最高、可行标准。通过相互协助、信 息交流和良好实践推广等活动来评估、比较和改进电厂的业绩,并最终提高全 球核电站的安全性和可靠性。

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