基于INPO AP-913框架的核电厂系统监督研究

苑景凯

(中核核电运行管理有限公司，浙江海盐314300)

基于INPO AP-913框架的核电厂系统监督研究

苑景凯

(中核核电运行管理有限公司，浙江海盐314300)

对核电厂的重要系统实施健康状态监督，确保系统设备的性能能够可靠地满足电厂安全和发电的目标，落实核电厂的维修规则，提高核电厂设备的可靠性，是核电厂设备可靠性管理体系AP-913中的重要一环。为进一步推进核电厂设备管理优化工作，基于设备可靠性管理流程AP-913的指导思想，并结合中国核电目前正在开展的核电厂设备可靠性管理提升，本文对核电厂系统监督做了研究，阐述核电厂系统监督的概念及目的，给出适用于我国核电厂系统监督实施流程，并从核电厂系统设备实际出发，着重归纳了系统监督计划开发方法。助推行业内电厂设备可靠性管理的提升，优化WANO组织规定的有关核电厂设备可靠性的业绩目标，进而提高核电厂的运行业绩。

INPO AP-913；核电厂；可靠性；系统监督；实施

核电厂是现代复杂工业系统的典型代表，其系统设备的可靠性直接决定了核电厂运行的安全性、可靠性和经济性，是核电持续健康发展的重要支柱和保障。关于核电厂的设备可靠性管理，符合现代管理理念的设备可靠性管理体系是INPO(Institute of Nuclear Power Operations，美国核电运行研究所)AP-913，如图 1所示。INPO AP-913设备可靠性管理流程是INPO和EPRI(Electric Power Research Institute，美国电力研究协会)等国际知名组织以设备分级为起点，建立的一整套设备可靠性管理流程，该流程体系在美国核电厂广泛应用并取得了巨大成功，美国核电厂的运行业绩始终保持世界领先水平。INPO AP-913流程包含了设备分级、性能监测、缺陷处理、预防性维修实施、持续改进、寿期管理六个模块，各模块间彼此关联、相互促进，形成了一个完善的闭环设备可靠性管理系统。而系统监督是落实设备可靠性管理流程AP-913中性能监测模块的一种措施。针对系统监督，本文就其概念、作用进行了研究归纳，并提出了适用于我国核电厂的系统监督实施流程以及系统监督计划的开发方法，以助推行业内核电厂设备可靠性的提升。

图1 设备可靠性管理流程Fig.1 Equipment Reliability Process Description

1 美国核电厂维修规则简介与我国核电厂有关维修的法规和导则

20世纪80年代末期，美国NRC(U.S. Nuclear Regulatory Commission，美国核管理委员会)与业界评估发现，核电厂跳机或降功率事件绝大多数与设备维修作业直接相关，因此NRC在 1991年公布了“监测核电厂维修有效性的要求”的维修规则(Maintenance Rule，简称“MR”,即 10 CFR 50.65[1])。并在 1996 年开始正式实施。MR要求对规定范围内的构筑物、系统和设备(SSC)进行有效的性能监测，以满足许可证申请者设定的目标，保证这些SSC 能够完成预定的功能。NRC认为，核电站许可证持有者监测安全重要SSC维修的有效性，以减少因缺乏有效维修引起失效和事件的可能性，采取必要的、及时而适当的纠正行动，确保全寿期内维修继续有效，对于核电厂的安全是非常重要的。

针对维修，我国在HAF103《核动力厂运行安全规定》[2]中有一般性的要求，同时有相应的导则 HAD103/08《核电厂维修》[3]要求。HAF103第6章安全重要SSC的维修、 试验、监督和检查规定，必须制定并实施安全重要SSC的维修、 试验、监督和检查的大纲，并根据 SSC 对安全的重要性、其固有的可靠性、所评定的运行时性能劣化的可能性和老化特性以及运行经验，确定单个SSC 的预防性和预测性维修、试验、监督和检查的频度。HAD103/08第1.1.1节要求，有效的维修对核电厂的安全运行十分重要，它不仅要保证所有承担安全功能的SSC能按设计意图和假设保持其可靠性和有效性，而且要保证在运行以后，核电厂的安全状态不会受到有害影响。系统设备长期运行后，其性能会由于各种原因发生劣化，系统设备执行预定设计功能的能力，要靠有效的维修来维持。

可见，有效的落实维修规则，提高核电厂维修的有效性是核电厂SSC能执行其预定功能的重要保证，也是电厂安全和可靠运行的重要条件。

2 系统监督

1997年，EPRI发布了TR-107668[4]《系统监督导则》(Guideline for System Monitoring by System Engineers)，该导则主要针对MR中的SSC指导如何落实维修规则中关于性能监测的要求。在2010年，EPRI结合应用设备可靠性管理流程AP-913的要求，对TR-107668进行了升版，其监督范围不限于维修规则中规定范围内的SSC。因此，开展系统监督是为了有效的落实维修规则。

针对系统设备监督，我国核安全导则HAD103/09[5]《核电厂安全重要物项监督》第4.1.2节要求监督的深、广度必须起到以下相关作用：(1) 查出部件的早期故障或增加维修频度的必要性，以保证达到良好的功能和可用性；(2) 保证在相继的两次监督之间，缺陷不会发展到导致事故工况的程度。第4.3节要求定期再评价监督的频度和深广度，以确定它们是否有效使系统或设备处于良好的运行状态，为此，应考虑下列各项：(1) 系统或设备的性能，特别是它们的故障率；(2) 故障发生后需要采取的纠正措施；(3) 同类系统和设备的性能。

依据上述有关法规，系统监督的概念归纳如下：(1) 监督系统执行其预定设计功能的能力，确保系统性能能够可靠地满足电厂安全和发电的目标；(2) 系统的功能是依靠设备来完成的，所以实际上监测的是设备的性能；(3) 系统监督主要目的不是系统运行监督，而是系统性能监测和趋势分析；(4) 以系统为单位来实施健康状态监督；基于AP-913，系统监督的作用归纳如下：(1) 状态监测：通过对相关物理参数连续的跟踪和趋势分析，能够预测设备降级，以便早期发现问题并采取措施；(2) 收集数据：通过收集、记录系统和设备性能历史数据，为原因分析提供强有力的数据支持；(3) 维修优化：为持续改进、长期战略提供技术支持，是设备可靠性改进流程中重要的一环；(4) 验证维修有效性：通过长期的系统状态和性能跟踪与评价，验证现有维修策略的有效性。

因此，我国核电厂有必要落实维修规则，实施系统监督，以保证核电厂设备维修的有效性，从而保证系统设备在设计工况下能够满足其性能要求。

3 系统监督实施流程

基于INPO AP-913的设备可靠性管理，结合中国核电的实际现状，系统监督实施流程编制如下：(1) 筛选列入监督范围的系统清单；(2) 对监督范围内的系统建立系统性能准则；(3) 开发系统监督计划；(4) 按照系统监督计划并借助核电厂设备可靠性数据库平台实施系统监督活动；(5) 定期对系统总体性能进行评价并发布系统健康评价报告；详细流程如图 2。

图2 系统监督实施流程图Fig.2 System supervision implementation flow chart

图 3 系统监督计划开发流程Fig.3 System supervision plan development process

在系统监督实施过程中，开发系统监督计划是重点和难点，计划的开发流程编制如图3所示。

4 系统监督计划开发方法

4.1 识别系统的关键功能及功能失效的影响

列出系统的关键功能，用故障模式分析的方法(FMEA—Failure Mode Evaluation Analysis)分析确定系统功能的失效模式及影响。FMEA是RCM(以可靠性为中心的预防性维修，是一种维修优化方法)的一部分，是一种分析方法。FMEA、RCM在这里不再赘述，读者可查阅相关资料。

4.2 分析确定功能有关故障模式下的降级机理和降级指标

为系统的关键功能确定降级机理及降级指标是最关键的，识别早期的系统降级需要监督什么参数？如何监督？监督计划开发人员需要完全了解系统功能、实现这些功能的设备、相关电气及仪表设备，还需掌握具体设备寿命长短和设备运行损耗/磨损过程。首先，列出会导致系统某一关键功能失效的所有设备，再分析这些设备的降级机理。确定降级机理的支持文件包括但不限于：RCM分析结果；行业或电厂内部运行经验；从EPRI网站得到数据信息；工程师经验；设备供应商手册、文件；故障历史资料；行业论坛。

4.3 识别已确定降级机理下的降级表征

当前气象观测自动化程度得到大幅度提高，但大部分工作依然需要人工完成。强化工作人员业务水平，建立业务能力强的气象观测队伍，对提高气象预报准确度和促进农业经济发展具有重要意义。

要有足够的数据用以判断系统是否降级或潜在降级。这一步的目的是识别出系统监督所需的直接参数。RCM分析报告、供货商的运行维护手册、同行电厂系统监督计划等可作为支持文件。电厂的数据一般来自以下数据源：在役试验；预测性维修(如振动测量、润滑油分析、红外温度测量)；系统管理人员巡检；运行日常巡检；监督试验；预防性维修活动(修前、修后记录等)；电站过程计算机；数据历史软件；系统负责人及专业工程师收集的数据；化学数据；在线监测系统；热力性能监测；阀门监测(电动阀、气动阀、止回阀)；流体加速腐蚀监测；在役检查/金属监督；备件质量、库存量信息；生产信息管理系统；经验反馈系统；范围更广的其他数据监测。

4.4 审查数据差别

将4.3节中识别出的数据需求与电厂已在监测的数据进行比较，列出差异项。新增的监测数据是否有可行的方法或技术获得？应用新的方法或技术进行监测时，监督计划开发人员应首先调研、评估。部分降级机理可能由于缺少监测数据无法预测，无法获得的数据应以文件的形式记录下来，并对这些数据无法获得的风险进行评估，确定是否接受这种风险。如果将来设备替换或变更后，这些数据能够获得了，还应对系统监督计划进行升版。

4.5 确定趋势跟踪和趋势分析方法

确定趋势跟踪和分析方法时，监督计划开发人员除了要利用以往的经验，还要考虑设备老化程度、某些参数的特性。以下的问题可帮助确定趋势跟踪、趋势分析方法：(1) 用于系统监测的数据是否在源头已进行过分析。有些数据由专业小组进行趋势分析，系统负责人在系统监督时只要进行趋势跟踪。如预测性维修(振动测量、红外测温、润滑油分析)等数据由从事预测性维修的小组进行分析，不需要系统负责人进行分析。专业小组已经建立了预测性维修的可接受阈值范围、纠正行动级别。但系统负责人可接受的阈值可能更低，以提前预警。(2) 有些数据不能直接反映系统性能，需要经过额外计算，开发人员需确定计算方法。如热交换器的数据，一次侧温度或压力不能直接反映热交换器的性能，必须通过计算得到污垢系数。(3) 是否是随其他参数变化的可变参数。如主汽轮机轴承温度可能与发电机电功率有关，在趋势跟踪及分析时应将轴承温度与发电机电功率建立关联。开发人员应识别出关联的数据，共同进行趋势跟踪与分析。(4) 分析系统性能是否需要从不同的数据源获得参数。如泵的振动需要从定期试验获得，润滑油分析从生产信息管理系统的记录中获得，热交换器出口温度从电站过程计算机中获得，泵的出口压力从就地运行巡检记录中获得，所有这些数据都是系统性能分析必要的。这些数据与系统负责人可以得到的其他数据汇集在一起进行跟踪分析，就可以为某个问题提供确凿的证据。如轴承温度上升趋势与油中磨损金属微粒增加相符合，轴承振动增加与滚珠的特征频率增大符合，能定位早期故障。开发人员可通过设问，用不同手段、不同路径获得需要的全面的数据。(5) 系统中不同设备降级的累计是否会影响分析。当一个或多个设备运行在报警区域，系统负责人必须考虑特殊情况下累计的潜在影响。如一个系统阀门开关行程变短，泵运行流量偏低，热交换器污垢，每个单独参数可能都不超标，但其累计影响是不可接受的。

4.6 建立可接受的阈值

4.7 建立行动计划

行动计划是监督参数达到相应等级的阈值(白、黄、红)时，所采取的纠正行动计划。在制订行动计划时需要做充分的技术判断。采用多级行动计划能确保在系统/设备失效之前采取相应级别的行动。行动计划可以是管理关注、初步的纠正行动、增大监测频度、增加额外的参数监测、运行限制、电厂运行人员的活动、故障处理、试验、维修等。

当监督参数达到“白”阈值后，可与其他补充数据进行比较，且需较长时间观察这些数据才能确定是否真的降级，并明确设备降级机理。当监督参数达到“黄”阈值后，纠正性维修计划就要开始执行了，如要求增加趋势分析和增大监测频率，或增加监测项目，在到“红”报警值之前安排日常工作进行处理。当监督参数达到“红”阈值后，需要立即采取紧急纠正行动(日常计划之外)。纠正行动应当防止故障重复发生。

4.8 监督计划开发举例

以核电M310机组秦山核电二厂设备冷却水系统(RRI)为例，依据电站的实际，按照表2进行分析，得到重要系统每一个功能的失效模式及影响、对应失效模式下的降级机理和降级指标、降级指标的来源、降级指标的收集频度及监督频度、降级指标的趋势跟踪方法及可接受的阈值、相应的行动计划、降级指标是否为新增监督项目及是否能实施、降级指标的测点位置、降级指标的计算方法。系统的每个功能对应一张详细的监督计划表。依据完整的监督计划表对重要系统设备实施性能监督，验证电站现有预防性维修策略的有效性(即有效落实维修规则)，并为电站的持续改进、长期战略提供技术支持，逐步提升电站运行的可靠性、可用率水平。

表2 监督计划表Table 2 supervision schedule

注：“NA”表示“不适用”。

5 结束语

监督计划的开发过程是以维修优化方法—FMEA及电厂实际为导向展开详细分析，一份正确、详细的监督计划是实施系统监督的主要依据。根据AP-913设备可靠性流程的指导思想，正确、有效的实施系统设备监督是设备可靠性持续提高的重要输入和组成部分，对预防核电厂非计划的跳机、跳堆以及提高系统设备的可用率起到很强的推进作用。

[1] USNRC 10 CFR 50.65. Requirements for Monitoring the Effectiveness of Maintenance at Nuclear Power Plants[S]. 2003.

[2] 国家核安全局.HAF103 核动力厂运行安全[S].北京.2004.

[3] 国家核安全局.HAD103/08 核电厂维修[S].北京.1994.

[4] EPRI Report TR-107668.Guideline for System Monitoring by System Engineers[S].1997.

[5] 国家核安全局.HAD103/09 核电厂安全重要物项监督[S].北京.1994.

The supervision of nuclear power plant systembased on AP-913 INPO framework

YUAN Jing-kai

(CNNP Nuclear Power Operation Management Co. Ltd，Haiyan of Zhejiang Prov. 314300，China)

Health supervision of the implementation of an important system for nuclear power plants，to ensure that the performance of the system equipment can reliably meet safety and power plant，nuclear power plant maintenance implementation rules，improve the reliability of nuclear power plant，nuclear power plant equipment reliability management AP-913 is an important part of the system. In order to further promote the optimization of nuclear power plant equipment management the guiding ideology，the equipment reliability management process based on AP-913，and combined with the nuclear power plant equipment reliability management China nuclear power is currently being carried out，this paper has done research on the supervision system of nuclear power plant，expounds the concept and purpose of the nuclear power plant supervision，are applicable to China’s nuclear power plant system to supervise the implementation process，and from the system of nuclear equipment the power plant actual situation，emphatically summed up the supervision plan system development method. The reliability management of power plant equipment boost industry promotion，optimize the WANO provisions of the organization The performance objectives of nuclear power plant equipment reliability，and thus improve the operating performance of nuclear power plants.

INPO AP913; nuclear power plant; reliability; system supervision; implementation

2016-04-07

苑景凯(1983—)，男，河北石家庄，工程师，大学本科，核电厂高级操纵员，现从事秦山第二核电厂系统健康监督及系统变更改造管理工作

T19

A

0258-0918(2016)05-0671-08