劉 霄

(煙臺大學 計算機與控制工程學院， 山東 煙臺 264006)

核電設備維護保障費用影響要素相關分析方法

劉 霄

(煙臺大學 計算機與控制工程學院， 山東 煙臺 264006)

核電站設備組成復雜、 技術含量及安全性要求高， 日常維護保障費用需求高. 核電站維護保障費用預算不足會造成設備失修， 而太高則會造成資金浪費， 不符合現(xiàn)代財務精細化管理的要求. 本文基于1至4代核電設備的技術構成， 對電功率、 熱功率、 反應堆運行壓力、 運行溫度、 環(huán)路數(shù)等8項主要技術指標進行了原理分析， 客觀分析了其對維護保障費用的影響. 因偏最小二乘法在處理樣本容量小、 自變量多、 變量間存在眾多多重共線性問題方面具有獨特的優(yōu)勢， 以核電設備主要技術指標作為影響因子， 提出了基于偏最小二乘法的核電設備維護保障費用相關影響分析方法， 為核電設備維護保障費用的參數(shù)法估算模型建立提供了影響要素的科學選取方法.

核電設備； 維護保障費用； 相關性分析； 偏最小二乘法； 變量重要性投影

Abstract: Because of the complex composition high technical content and safety requirements of nuclear power equipment，the needs of daily maintenance cost were high. If the budget was shortfall, the equipment would be felled into disrepair, otherwise if the budget was too much, there would be a waste of money, and this didn't meet the requirements of the modern financial fine management. Based on technical composition of the first to fourth generation nuclear power equipment, 8 main technical specifications such as electric power, thermal power, reactor operation pressure, running temperature and Loop number were analyzed in this article, and its objective analysis of main technical specifications which affected the cost of maintenance support were done. Since partial least squares (PLS) have unique advantages in dealing with small sample sizes, more independent variables and multi collinearityamongvariables, take main technical indexes of nuclear power equipment as influencing factors,thecorrelation analysis method sofinfluencing factors fornuclearpower equipment maintenance support cost were proposed based on PLS, and the scientific selection methods of influencing factors of parametric estimation model establishment were given for nuclear power equipment maintenance support cost.

Keywords: nuclear power equipment； maintenance cost； correlation analysis method； partial least squares (PLS)； variable importance projection (VIP)

歷史上， 核能的研究開發(fā)首先被用作戰(zhàn)爭武器， 典型的戰(zhàn)例是美國1945年8月在日本的廣島和長崎投下了兩顆原子彈， 打垮了日本侵略世界的軍國主義囂張氣焰， 對二次世界大戰(zhàn)的結束起到了積極作用， 但也造成了大量無辜平民的傷亡. 第二次世界大戰(zhàn)結束后， 和平利用核能技術、 使之造福人類成為核能技術發(fā)展的方向. 從上世紀中期開始， 核電的開發(fā)逐步開展起來， 經(jīng)過了幾十年的發(fā)展， 核電已成為人類不可或缺的電力來源之一.

核電站是技術構成極度復雜的大型系統(tǒng)， 其中， 核電設備是核電站的主要組成部分， 而核電設備由常規(guī)島設備、 核島設備及輔助系統(tǒng)組成. 熱核反應的重要部分是核島設備， 對安全設計的要求及標準高， 技術構成復雜、 可靠性要求最高. 正是因為對核電站的這些要求， 世界各國在核電站運行維護上的支出是非常高的. 核電設備的造價、 運行維護費用和設備的技術構成是有相關關系的， 本文從技術構成的角度對世界上主要的核電設備進行分析， 分析影響設備維護費用的相關技術要素， 提出相關影響分析方法， 為基于技術構成的核電設備運行維護費用相關性建模打下基礎.

1 核電站技術構成分析

核電技術是隨著國民經(jīng)濟的發(fā)展以及技術的進步而逐步發(fā)展起來的， 根據(jù)核電站的發(fā)展歷史， 世界上的核電站建設大體可分為4個階段， 也就是通常所說的4代[1].

1.1 第1代核電站

基于和平利用核能技術的目的， 科學家進行了相關的試驗研究工作， 產(chǎn)生了第1代核電站， 主要是驗證在軍用核技術的基礎上發(fā)展以民用發(fā)電為目的可行性. 1954年， 前蘇聯(lián)核科學家在澳波萊斯科建設成功了一個實驗性的核電站， 工作方式為壓力管式石墨水冷堆， 電功率為5 mW， 命名型號APS-1. 3年后的美國也建設成功一型核電站， 其電功率為60 mW， 人們稱其為世平浦原型核電站[2].

因技術水平的限制， 第1代核反應堆的電功率不高， 大約在300 mW上下， 采用的反應堆類型主要有壓水堆及輕水冷卻石墨堆兩種. 輕水冷卻石墨堆是把去離子的輕水作為冷卻劑， 由于石墨的熱中子熱吸收截面積較小， 因此它具有較強的慢化特性， 所以把石墨作為反射層材料及慢化材料. 這種反應堆具有榫-榫孔、 鍵-鍵槽系統(tǒng)的多體結構的石墨堆芯， 有以下4個特點：

1.1.1 無安全殼

因無安全殼的保護， 放射性核素向外擴散防護就沒有保障， 從安全角度考慮是非常不完善的.

1.1.2 放射性工藝系統(tǒng)布置分散

一般壓水反應堆(PWR)、 沸水反應堆(BWR)和壓力重水反應堆(PHWR)型核電站的放射性工藝系統(tǒng)主要存放在安全殼內(nèi)， 但布置比較分散， 并分置于2，3個廠房內(nèi)， 而石墨水冷堆甚至需要布置在十幾個廠房內(nèi).

1.1.3 系統(tǒng)復雜

石墨水冷堆的放射性工藝系統(tǒng)龐大繁多， 有20多個， 它的活化材料約10 000噸， 污染材料約30 000噸.

1.1.4 堆本體龐大

石墨水冷堆的堆芯是由石墨塊堆砌而成， 總重量為1 000噸級， 抗震性能差. 且由于石墨材料經(jīng)過幾十年的輻照， 放射性元素含量較高， 如：60Co含量為106～107Bq/kg，137Cs含量為107Bq/kg，3H含量為108Bq/kg. 特別是， 含量1014Bq級的14C核素的半衰期為5 730年. 因此， 石墨堆到壽停用后的后續(xù)安全處理會很棘手.

正是如此原因， 切爾諾貝利核電站發(fā)生泄露事故后， 石墨水堆核電站的建設也就停止了， 而是發(fā)展壓水堆系列堆型， 逐漸向第2代核電站技術發(fā)展[1].

1.2 第2代核電站

20世紀60年代中后期， 在逐步積累經(jīng)驗的基礎上， 沸水堆、 壓水堆、 石墨水冷堆、 重水堆等核電機組逐步建成， 推進了核電能的批量化和商業(yè)化進程[2].

1.2.1 壓水反應堆

圖 1 表示了壓水堆型核電站的工作原理. 在反應堆壓力作用下， 輕水(H2O)以液態(tài)形式存在， 作為反應堆的冷卻劑. 主泵把輕水送進入1回路中， 輕水循環(huán)流經(jīng)堆芯， 吸收其產(chǎn)生的熱量， 輕水溫度升高. 高溫的輕水在蒸發(fā)器中經(jīng)U型管將蒸發(fā)器中的水汽化， 高壓蒸汽經(jīng)2回路驅(qū)動汽輪機工作， 帶動發(fā)電機發(fā)電.

圖 1 壓水堆核電站工作原理示意圖Fig.1 Schematic diagram of PWR nuclear power plant

核反應堆只有在高壓狀態(tài)下工作其內(nèi)部的水才能保持液態(tài)而不汽化. 因此. 現(xiàn)代壓水堆電站的核反應堆和其1回路的工作壓強一般都比較高， 在15.5 MPa左右

1.2.2 沸水反應堆

之所以稱其為沸水反應堆， 是和壓水反應堆比較而言的， 壓水堆中的冷卻劑是液態(tài)的， 而沸水堆中的冷卻劑是沸騰的， 在堆內(nèi)直接受熱產(chǎn)生蒸汽用于發(fā)電. 由于沸水堆內(nèi)沒有蒸汽驅(qū)動器， 帶有放射性的蒸汽直接驅(qū)動汽輪機， 會對2回路循環(huán)和汽輪機造成輻射污染， 一旦管道泄露， 易造成核輻射危險， 且檢查和維修難度大. 日本發(fā)生的9.0級地震摧毀了電網(wǎng)， 其冷卻系統(tǒng)遭到嚴重破壞， 反應堆內(nèi)無法釋放的巨大熱量導致蒸汽和燃料發(fā)生劇烈反應， 反應堆堆芯被摧毀， 核輻射污染大面積擴散.

圖 2 沸水堆核電站工作原理示意圖Fig.2 Schematic diagram of boiling water reactor nuclear power plant

沸水堆內(nèi)的水處于沸騰狀態(tài)， 沸水堆的運行壓力比壓水堆低， 如福島核電站采用的就是沸水堆， 其堆內(nèi)壓強為7.091 MPa.

1.2.3 第3代核電站

為了提高安全性和經(jīng)濟性， 上世紀末， 美國和歐洲相繼制定了一些規(guī)范和標準來進一步提高安全可靠性和完善人因工程.

目前， 第3代核電站已經(jīng)完成了全部工程論證、 試驗及設計工作， 它的代表堆型是改進型的能動(安全系統(tǒng))核電站和革新型的非能動(安全系統(tǒng))核電站[1,2].

美國西屋公司采用全新概念研發(fā)了全非能動安全系統(tǒng)， 其代表型號為AP1000， 硬件設備均采用成熟技術設計. 系統(tǒng)利用重力流、 加壓氣體、 對流和自然循環(huán)流等自然驅(qū)動力， 不使用能動部件， 也無需工作人員操作， 反應堆的安全性完全由其安全級支持系統(tǒng)來保障， 安全性能大大提高. AP1000為單堆布置兩環(huán)路機組， 非能動安全系統(tǒng)， 采用雙層結構的安全殼， 如圖 1 所示. 其電功率為1 250 mW， 設計壽命為60 a.

歐洲力推EPR型動力堆， 芬蘭建造了世界上第一座采用EPR堆型的核電站， 為單堆布置4環(huán)路機組， 電功率為1 255 mW， 設計壽命60 a， 雙層安全殼設計.

第3代核電站的典型型號如表 1 所示.

表 1 第3代核電站的型號

第3代核電站相比于第2代核電站， 其優(yōu)勢在于更高的經(jīng)濟性和安全性， 但3代核電站必須通過控制棒插入燃料組件的深度控制爐溫， 需要一套控制機構來指揮控制棒的運動實現(xiàn)反應堆的啟動、 功率調(diào)節(jié)、 停堆以及事故情況下的安全控制.

1.2.4 第4代核電站

第4代核電站采用了新的反應堆設計理念， 即： 進一步提高安全性， 防止核輻射擴散、 降低成本和燃料增值風險、 減少廢棄物的生成、 拓展核能的應用范圍、 保證可持續(xù)發(fā)展等. 選擇了6種具有一定實際基礎的堆型， 其中3種是快中子堆， 3種是熱中子堆. 其發(fā)展目標是爭取2030年實現(xiàn)商業(yè)化運行[1,2].

表 2 第4代核電站首選的6種堆型

2 核電站主要技術指標對維護保障費用的影響分析

核電站是非常復雜的系統(tǒng)， 包含的子系統(tǒng)及設備非常多， 相對應的技術參數(shù)很多， 各種技術參數(shù)也不是彼此孤立的， 我們選擇一些具有外部特征、 反映整體技術性能的指標進行綜合分析[3-5].

2.1 電功率

該指標反映了核電站對外輸送電量的能力， 是汽輪機功率與發(fā)電機效率之積. 汽輪機功率指汽輪機輸出的軸功率， 是汽輪機理論熱效率與2回路輸出的熱功率、 機械效率和相對內(nèi)效率的乘積. 可見， 核電站輸出電功率與多個設備的技術性能有關[6].

電功率是核電站的社會服務指標， 輸出電功率的大小決定于核電站的規(guī)模、 核電站的技術水平， 與核電設備的采購價格、 建設投資以及運行維護的成本是相關的.

2.2 熱功率

1回路的熱功率主要由以下幾個部分的功率組成： ①主泵的熱功率； ②堆芯的熱功率， 即堆芯核裂變單位時間內(nèi)傳遞給1回路冷卻劑的能量； ③穩(wěn)壓器中的電加熱器的熱功率， 正常工作時這個功率較小， 可不計[6].

反應堆堆芯熱功率是十分重要的一個運行參數(shù)， 堆芯熱功率的表達式為

Pth.c=QpCp(Tout-Tin),

式中：Tm表示堆芯入口溫度；Tout表示堆芯出口溫度；Cp表示1回路定壓比熱容；Qp表示1回路冷卻劑流量；Pth.c表示堆芯熱功率. 穩(wěn)定運行狀態(tài)下，Cp和Qp是不變的， 因此從技術構成角度看， 用堆芯進出口溫度表征堆芯的熱功率是可行的.

1回路的總熱功率為主泵功率與堆芯熱功率之和， 即

Pth=Pth.c+Ppump,

式中：Ppump為主泵功率；Pth.c為堆芯熱功率；Pth為總熱功率.

2回路的功率是指單位時間內(nèi)蒸汽發(fā)生器從1回路獲取的能量. 計算公式為

P2=hs(Tav+Ts),

式中：Ts表示蒸汽發(fā)生器出口的蒸汽溫度；Tav表示1回路的平均溫度；s表示蒸汽發(fā)生器的傳熱面積；h表示蒸汽發(fā)生器的傳熱系數(shù)；P2表示2回路的熱功率.

2回路從1回路獲得的熱能轉化為2回路給水的焓升， 在穩(wěn)定運行的狀態(tài)下， 測量出蒸汽發(fā)生器的給水流量和溫度、 蒸汽壓力、 蒸汽流量、 排污流量和溫度， 就可通過計算得出單位時間內(nèi)2回路從1回路獲得的熱量， 即2回路的熱功率.

2回路的熱能最終要轉化為對外輸出的電能. 熱功率指標取決于兩個回路反應設備、 能量交換設備、 泵系統(tǒng)、 調(diào)節(jié)及開關閥、 冷卻劑循環(huán)管路、 控制系統(tǒng)的技術性能. 熱功率指標越高， 相應設備額定功率需求就越高， 制造成本、 設備的運行維護成本就更大.

2.3 反應堆運行壓力

反應堆運行壓力是1回路能量交換的驅(qū)動， 是由壓力容器承擔的， 壓力容器是核反應堆中不可替換的關鍵設備， 但其運行環(huán)境惡劣， 長期工作在輻照脆化及潛在的承壓熱沖擊條件下， 存在發(fā)生焊縫破裂發(fā)生核泄露的危險[7]. 壓力容器的設計壽命與額定的工作壓力有關， 發(fā)生裂縫的概率和壓力有直接關系， 日常的檢查、 維護是必不可少的.

2.4 運行溫度

反應堆的運行溫度是反應堆熱功率的主要影響因素， 反應堆在運行狀態(tài)時， 堆芯的溫度會隨著功率改變而改變. 由于壓水堆堆芯對溫度具有負反饋效應[8]， 會影響反應堆的穩(wěn)定性和反應性的控制. 同時， 溫度越高， 因溫度應力、 機械應力以及腐蝕因素的影響， 堆芯損壞的概率就越高.

2.5 環(huán)路數(shù)

環(huán)路數(shù)是指反應堆1回路循環(huán)回路的數(shù)量[6]. 環(huán)路數(shù)量越多， 則需要的管路長度越大， 與壓力容器貫穿數(shù)量越多， 需要焊接、 緊固的連接就多. 同時， 所需泵、 閥的數(shù)量也越多. 相應需要檢查、 維護的科目及所需要的維護設備就會增多.

2.6 堆芯損壞頻率

雖然從運行情況看2代以及改進型2代核電站反應堆的堆芯損壞率(CDF)都比較小， 統(tǒng)計數(shù)據(jù)顯示可少于4～10/堆年[8]， 而多堆年情況的研究， 則是一隨機事件的統(tǒng)計理論問題. 所以， 在考核核電安全性的所有指標中， 堆芯損壞概率(CDP)和堆芯損壞頻率(CDF)是其中比較重要的兩項.

2.7 換料周期

換料大修是核電廠一項非常重要的工作， 其主要工作是更換反應堆內(nèi)的燃料組件. 同時， 可以利用這段時間對重要的設備進行工作檢查、 定期試驗、 預防性維修和糾正性維修等工作[8,9]. 在換料大修期間， 停機停堆， 電廠效益會受到影響. 因此， 延長核電機組的換料周期， 可以保障經(jīng)濟效益， 且省去大量的維修、 檢查費用.

2.8 設計壽命

反應堆的壽命是指不可更換部分的壽命， 故障或損壞的可更換部分一經(jīng)更換即可正常工作， 不影響反應堆的壽命. 反應堆的設計壽命是指島內(nèi)主系統(tǒng)的設計壽命， 影響因素極為復雜， 主要包括輻照脆化、 熱老化、 疲勞、 腐蝕及應力腐蝕等[8-10]， 其壓力容器和蒸發(fā)器受影響最大， 老化最為嚴重， 決定了反應堆的使用年限.

目前， 第2代核電站數(shù)量占據(jù)世界各國運行及在建核電站的首位， 設計壽命大部分為40 a[5,6,9-13]. 設計壽命越長， 投資效益就越高， 當然， 為保障核電站的運行安全， 隨著運行時間的增長， 對其狀態(tài)的監(jiān)測工作需要加強， 需要投入一定的人力、 物力.

3 主要技術指標對維護保障費用的相關影響分析方法

核電站設備組成復雜、 技術含量高， 日常維護保障費用高. 由于對設備年度維護費用需求了解不準確， 會造成因維護費用預算不足而造成的設備失修， 或因維護費用預算指標太高造成資金浪費， 不符合現(xiàn)代財務管理要求. 分析影響核電設備維護保障費用的技術構成因素， 分析其與維護保障的費用的相關關系， 是科學建立費用估算模型的基礎.

3.1 常用的維護保障費用估算方法

當前， 我國大型設備的中修和大修費用定價采用的是成本定價加維修成本方法[14,15]， 亦即工程估算法， 這種方法缺乏科學精確的計算， 原因在于許多因素難以量化或量化方法缺乏客觀性等， 而且沒有納入設備的一些客觀指標， 例如性能指標、 物理和化學屬性、 技術成本等因素， 因此難以客觀地核算出真實的設備維修費用， 很大程度上因為維修經(jīng)費的冗余或缺乏， 造成設備維修浪費或失修的現(xiàn)象[16].

維修費用參數(shù)估算法是根據(jù)多個同類設備的歷史費用數(shù)據(jù)， 選取對費用敏感的多個特征參數(shù)， 利用回歸分析法建立費用和這些參數(shù)的數(shù)學關系式來估算費用[15,16]. 其優(yōu)點是充分考慮了與維修費用相關的多種客觀因素， 運用科學的數(shù)學分析方法計算出較準確的維修費用. 從數(shù)理統(tǒng)計角度看， 統(tǒng)計數(shù)據(jù)存在有多重共線性問題和自變量與因變量間的非線性問題， 運用傳統(tǒng)的多元線性回歸等方法解決比較困難.

偏最小二乘回歸方法是一種新型的多元統(tǒng)計數(shù)據(jù)分析方法， 它的優(yōu)勢在于： 將多元線性回歸分析、 變量的主成分分析和變量間的典型相關分析有機結合起來， 在同一個算法下， 給多元數(shù)據(jù)分析帶來了較大的方便. 偏最小二乘回歸方法在回歸建模過程中采用了信息綜合與篩選技術， 在處理樣本容量小、 自變量多、 變量間存在眾多多重共線性問題方面具有的優(yōu)勢是普通最小二乘回歸方法無法比擬的[14].

本文的第2節(jié)對核電站的技術指標進行了分析， 這些指標與核電站的維護保障費用存在有相關關系， 但其對核電站的維護保障費用影響的大小是不同的， 為了在計算成本與模型精度上進行優(yōu)化設計， 必須對這些指標進行篩選取舍. 參數(shù)估算數(shù)學關系式中特征參數(shù)的篩選， 一方面要從核電設備的專業(yè)角度出發(fā)， 盡可能不遺漏地選擇出所有重要的費用參數(shù)； 另一方面要從數(shù)學分析的角度出發(fā)， 遵循參數(shù)節(jié)省原則， 使特征參數(shù)在包含足夠信息的同時個數(shù)盡可能少.

3.2 特征參數(shù)與維修費用的關聯(lián)度分析方法

關聯(lián)度分析是一種多因素統(tǒng)計分析方法， 以各因素的樣本數(shù)據(jù)為依據(jù)， 用關聯(lián)度來表示各因素之間相互關系的強弱. 與維護保障費用關聯(lián)度大的特征參數(shù)， 如果參數(shù)變化曲線與維護保障費用變化曲線有極高的相似度， 則它們之間可以相互代表； 如果特征參數(shù)關聯(lián)度較小， 表示參數(shù)變化曲線與維護保障費用變化曲線相似度低， 不能相互代表. 通過關聯(lián)度分析可以刪去大量次要參數(shù)， 在保證估算精度的同時簡化計算.

設有一個參考數(shù)列(可映射為維護保障費用數(shù)列)

x0={x0(1),x0(2),…,x0(n)}.

p個比較數(shù)列(可映射為特征參數(shù)數(shù)列)

xi={xi(1),xi(2),…,xi(n)} (i=1,2,…,p).

假定ξi(k)為數(shù)列x0和xi在第k點的關聯(lián)度系數(shù)， 計算公式為

式中：ρ∈[0,1]為分辨系數(shù)， 通常取值0.5.

將數(shù)列x0和xi在第k點的差的絕對值記為

Δi(k)=|x0(k)-xi(k)|.

類似的二階最大差為

于是可以將式(1)改寫為

綜合各對應點之間的關聯(lián)度系數(shù)， 可得比較數(shù)列xi與參考數(shù)列x0的關聯(lián)度為

如果數(shù)列中參數(shù)的量綱不同， 應先作無量綱化處理. 該方法可得估算費用與各特征參數(shù)之間的關聯(lián)度， 可以作為特征參數(shù)取舍的一種依據(jù).

3.3 變量投影重要性指標計算方法

3.3.1 成分的累計解釋能力

令r(xi,th)為成分th和自向量xi之間的相關度， 那么設定ti,t2,…,th對自變量xi和因變量y的累計解釋能力為

同時定義t1,t2,…,th對自變量X的累計解釋能力為

3.3.2 變量投影重要性指標

設置變量投影重要性指標VIPi的目的是為了以量化的形式說明各因素對因變量影響的大小， 即描述自變量xi對因變量y的解釋能力的大小. 假設共提取了m個成分， 定義自變量的變量投影重要性指標為

式中：whi是wh的第i個分量， 可衡量自變量xi對第h個成分的貢獻大小，p表示自變量個數(shù). 若某個變量的VIP>1， 就認為該變量是顯著影響因素，VIP值越大表示解釋變量的重要程度越大.

計算出每一個自變量xi的變量投影重要性指標值并進行排序， 刪除重要性指標值小于1且最小的自變量， 重新進行回歸計算， 迭代至各自變量的變量投影重要度都大于1， 即說明各自變量都能對因變量(維護保障費用)有較好的解釋作用.

關聯(lián)度分析方法、 變量投影重要性指標計算方法均是對變量(特征參數(shù))和因變量(維護保障費用)影響大小的衡量指標， 對影響核電站維護保障費用的技術構成要素的選取具有指導意義.

[1] 孫德意， 宋浩亮， 許俊斌. 從世界核電站發(fā)展趨勢看我國核電發(fā)展現(xiàn)狀[J].上海電氣技術, 2011, 4(2)： 40-46. Sun Deyi, Song Haoliang, Xu Junbin. From the perspective of the development trend of word nuclear power plant to the present situation of Chinese nuclear power [J]. Journal of Shanghai Electric Technology， 2011, 4(2)： 40-46. (in Chinese)

[2] 張銳平， 張雪， 張祿慶. 世界核電主要堆型技術沿革[J].中國核電， 2009， 2(1)： 85-89. Zhang Ruiping， Zhang Xue， Zhang Luqing. Technical evolutionof leading nuclear power reactor typesinthe world [J]. China Nuclear Power, 2009, 2(1)： 85-89. (in Chinese)

[3] 黃鴻志. A核電站日常維修項目風險管理研究[D].武漢： 華中科技大學， 2013.

[4] 臧希年. 核電廠系統(tǒng)及設備[M]. 北京： 清華大學出版社， 2011.

[5] 王遠隆. 中國核電裝備的國產(chǎn)化[J]. 科技導報， 2012, 30(20)： 65-70. Wang Yuanlong. Localization of nuclear power plant equipment in China[J]. Science & Technology Review, 2012, 30(20)： 65-70. (in Chinese)

[6] 郭城. 核電站功率控制的問題探討[J]. 核安全， 2010(3)： 46-50. Guo Cheng. The discussion on power control of nuclear power plant[J]. Nuclear Safety, 2010(3)： 46-50 (in Chinese)

[7] 周海翔， 林樺， 王云偉. 反應堆溫度效應的穩(wěn)定性影響分析[J]. 控制工程， 2013, 20(3)： 423-425. Zhou Haixiang, Lin Hua, Wang Yunwei. Analysis of temperature effect on reactor stability[J].Control Engineering of China, 2013, 20(3)： 423-425 (in Chinese)

[8] 王丹， 王金雨. 24 個月?lián)Q料周期燃料管理初步研究[J]. 核動力工程， 2013, 34(S1)： 99-102. Wang Dan, Wang Jinyu. Preliminary study on 24-month fuel management strategy[J]. Nuclear Power Engineering, 2013, 34(S1)： 99-102 (in Chinese)

[9] 羅杰， 劉志明， 朱杰.淺談核電廠換料大修經(jīng)驗反饋[J]. 核安全， 2013, 12(2)： 30-35. Luo Jie, Liu Zhiming, Zhu Jie. An overviewof experience feedbackduring refueling outageof nuclear power plant[J]. Nuclear Safety, 2013, 12(2)： 30-35 (in Chinese)

[10] 鄭硯國, 李惠強. 核電站預應力混凝土安全殼的老化因素研究[J]. 華中科技大學學報(城市科學版)， 2009, 26(4)： 57-61. Zheng Yanguo, Li Huiqiang. Aging factors of prestressed concrete containment vessel in nuclear power plant[J]. Journal of Huazhong University of Science and Technology (Urban Science Edition), 2009, 26(4)： 57-61. (in Chinese)

[11] Rhodes J A, Geymayer H G， Hope B B， et al. American concrete institute. prediction of creep shrinkage and temperature effects in concrete structures[M]. Michigan： Farmington Hills, 1997.

[12] Methodology forthe Managementof Ageingof Nuclear Power Plant Components Important to Safety[R]. IAEA Technical Reports Series No. 338： International Atomic Agency, Vienna, 1992： 13-29.

[13] 王建樂， 楊林. 核電站安全殼結構壽命評價方法探討[J]. 工業(yè)建筑， 2015, 45(增刊)： 182-185 Wang Jianle, Yang Lin. Method discussion of consent containment buildings longevity assessment in NPP[J]. Industrial Construction Vol.45, Supplement, 2015, 45(S1)： 182-185 (in Chinese)

[14] 劉霄， 李海軍. 基于偏最小二乘法的裝備維修費用估算方法研究[J]. 中北大學學報(自然科學版)， 2014, 35(4)： 407-412 Liu Xiao, Li Haijun. Rearch on of maintenance cost of equipment based on partial least squares regression methods[J]. Journal of North University of China (Natural Science Edition), 2014, 35(4)： 407-412 (in Chinese)

[15] GJB2961-97修理級別分析[S]. 北京： 國家科學技術工業(yè)委員會， 1997.

[16] GJBz 20517-1998武器裝備壽命周期費用估算[S]. 北京： 國家科學技術工業(yè)委員會， 1998.

CorrelationAnalysisMethodsofInfluencingFactorsforNuclearPowerEquipmentMaintenanceSupportCost

LIU Xiao

(School of Computer and Control Engineering, Yantai University, Yantai 264006, China)

1671-7449(2017)05-0384-08

TL99， F40

A

10.3969/j.issn.1671-7449.2017.05.003

2017-02-13

2016年山東省重點研發(fā)計劃(科技攻關部分)資助項目(2016GGX109004)

劉 霄(1969-)， 女， 講師， 碩士， 主要從事計算機及其應用領域的科研及教學工作.