曲天佐，方奇術(shù)，喬彥龍

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

0 引言

設(shè)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(píng)價(jià)和可靠性相關(guān)工作的重要基礎(chǔ)，其準(zhǔn)確性將直接影響PSA、MR 和RCM 等工作的質(zhì)量。設(shè)計(jì)階段所使用的設(shè)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(nèi)電站設(shè)備的真實(shí)運(yùn)行狀況，從核電廠自身運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)獲取電站設(shè)備的特定數(shù)據(jù)，才能真正反映電廠實(shí)際的設(shè)計(jì)、建造、制造、運(yùn)行狀態(tài)。國內(nèi)目前開發(fā)的設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)庫大多基于M310機(jī)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(dòng)安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)，導(dǎo)致設(shè)備分組，失效模式等有一些新的變化。其次，運(yùn)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(shè)備可靠性過程（AP-913）、維修準(zhǔn)則（MR）、RCM（以可靠性為中心的維修）、風(fēng)險(xiǎn)指引管理（RI-ISI，RI-IST，AOT）等應(yīng)用領(lǐng)域，也都需要電廠特定的設(shè)備可靠性參數(shù)作為重要支撐?；谝陨显?，開發(fā)AP1000 電站特定的設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)庫是具有重要意義。

1 設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)庫總體介紹

設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)庫包括獨(dú)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(gè)部分：開發(fā)設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)收集和分析的軟件平臺(tái)；制定一套有效、完整的設(shè)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(shè)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(yàn)數(shù)據(jù)庫，操縱員日志等。通過從這些系統(tǒng)自動(dòng)獲取電站運(yùn)行數(shù)據(jù)，由數(shù)據(jù)分析人員在后臺(tái)以C/S 的方式進(jìn)行分析和審核并將數(shù)據(jù)導(dǎo)入到設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)庫中。數(shù)據(jù)庫將統(tǒng)計(jì)分析后的結(jié)果，如設(shè)備失效率，平均故障維修時(shí)間，不可用度，共因失效因子等設(shè)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(shè)備可靠性數(shù)據(jù)庫架構(gòu)如圖1 所示。

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

2 獨(dú)立失效可靠性數(shù)據(jù)子庫

2.1 獨(dú)立失效分析流程

典型的設(shè)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(shè)備和設(shè)備類），確定分析分析方法（經(jīng)典估計(jì)和貝葉斯估計(jì)），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(jìn)行介紹。美國NRC 發(fā)布的“NUREG/CR-6823-Handbook of Parameter Estimation for Probabilistic Risk Assessment”對(duì)獨(dú)立失效數(shù)據(jù)庫的分析流程和方法進(jìn)行了詳細(xì)的介紹，數(shù)據(jù)分析的流程如圖2 所示。

圖2 獨(dú)立失效分析流程Fig.2 Independent failure analysis process

為了指導(dǎo)國內(nèi)運(yùn)行核電廠開展設(shè)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(guān)于開展核電廠設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)采集工作的通知》（國核安發(fā)〔2014〕30 號(hào)）并發(fā)布了《核電廠設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)采集》（試行版），并于2015 年對(duì)其進(jìn)行了修訂和完善，2019年再次對(duì)其進(jìn)行了適應(yīng)性升版，同時(shí)將文件名修改為《核電廠設(shè)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(chǔ)上，以美國NUREG/CR-6928（2007 版）作為通用數(shù)據(jù)源，采用適當(dāng)?shù)臄?shù)據(jù)處理方法進(jìn)行了參數(shù)估計(jì)，對(duì)各核電廠新報(bào)送的數(shù)據(jù)進(jìn)行了整合和處理，形成《中國核電廠設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)報(bào)告》[7]。

2.2 設(shè)備和設(shè)備類選取

設(shè)備和設(shè)備類選取的目的是規(guī)定一定統(tǒng)計(jì)樣本，從而獲得統(tǒng)計(jì)學(xué)意義上的參數(shù)?；驹瓌t是滿足PSA 分析所需的，如有必要對(duì)于電廠經(jīng)濟(jì)性影響較大的設(shè)備也可納入分析范圍。設(shè)備類表示具有相似的工藝性能、相似的功能和相似的運(yùn)行條件的一組設(shè)備，設(shè)備類所包含的設(shè)備稱之為樣本。AP1000 核電廠設(shè)計(jì)階段PSA 報(bào)告中選取了58 個(gè)設(shè)備類，包括泵和風(fēng)機(jī)、閥門、開關(guān)、其它機(jī)械設(shè)備、電氣設(shè)備等大類，每個(gè)類型又包含若干子類。設(shè)備的失效模式通?；趯?duì)特定設(shè)備的故障模式影響分析，如啟動(dòng)失效，運(yùn)轉(zhuǎn)失效，不能開，不能關(guān)等。為了方便對(duì)這些信息進(jìn)行存儲(chǔ)，需要將這些設(shè)備和設(shè)備類進(jìn)行編碼。編碼的規(guī)則以方便PSA 應(yīng)用為原則，如PM-ES表示電動(dòng)泵（PM）啟動(dòng)失效（ES）。AP1000 核電廠設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)庫的設(shè)備和設(shè)備類選取工作可以參照PSAR 或者FSAR 階段PSA 報(bào)告設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)相關(guān)章節(jié)來進(jìn)行選取。

2.3 設(shè)備可靠性參數(shù)估計(jì)

2.3.1 經(jīng)典估計(jì)方法

經(jīng)典估計(jì)方法認(rèn)為被估計(jì)參數(shù)是一個(gè)未知的常量，通常僅根據(jù)抽樣信息得到的觀測(cè)數(shù)據(jù)來估計(jì)可靠性參數(shù)，即根據(jù)樣本信息估計(jì)總體信息。經(jīng)典估計(jì)通常給出被估量的點(diǎn)估計(jì)，區(qū)間估計(jì)和誤差。對(duì)于在數(shù)據(jù)收集時(shí)間段內(nèi)沒有收集到相關(guān)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(jìn)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(diǎn)估計(jì)值約為0.7/T和0.7/N。我國國標(biāo)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(duì)于AP1000 設(shè)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(duì)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(duì)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(duì)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(duì)參數(shù)估計(jì)的不確定性的表述，其絕對(duì)值意義并不是很大。

2.3.2 貝葉斯估計(jì)方法

貝葉斯方法是一種根據(jù)貝葉斯定理進(jìn)行統(tǒng)計(jì)推斷的方法，假設(shè)被估參數(shù)的不確定性服從某種分布，其核心是將以往經(jīng)驗(yàn)與本次試驗(yàn)觀測(cè)的樣本信息數(shù)據(jù)相結(jié)合并作出判斷，因此能得到更符合實(shí)際的后驗(yàn)數(shù)據(jù)。這種方法假設(shè)被估參數(shù)是服從某一以往經(jīng)驗(yàn)的隨機(jī)變量。按照貝葉斯定理，通過實(shí)際電廠運(yùn)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(yàn)分布。

通常似然函數(shù)較易求得，而先驗(yàn)分布的選取則是應(yīng)用貝葉斯方法的關(guān)鍵之處。在進(jìn)行貝葉斯估計(jì)中通常以同型電站的通用可靠性數(shù)據(jù)為先驗(yàn)分布，結(jié)合特定核電廠自身設(shè)備的特定數(shù)據(jù)得到該核電廠的后驗(yàn)分布數(shù)據(jù)。通常在先驗(yàn)數(shù)據(jù)源中已給出先驗(yàn)分布的類型和先驗(yàn)分布參數(shù)，假如沒有合適的先驗(yàn)數(shù)據(jù)來源，則使用無信息先驗(yàn)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(gè)系統(tǒng)中由于某種共同原因而引起兩個(gè)或兩個(gè)以上單元的同時(shí)失效。核電站是由很多復(fù)雜系統(tǒng)組成，含有許多冗余設(shè)備，因此共因失效是不可避免的。AP1000 和EPR 的PSA 分析結(jié)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(dú)立失效，會(huì)過低估計(jì)系統(tǒng)的失效概率，造成偏危險(xiǎn)的分析結(jié)果，因此共因失效分析是核電站概率安全分析中的一個(gè)很重要的內(nèi)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(xiàng)失效率模型等。AP1000 的PSA 報(bào)告中采用的是多希臘字母（MGL）方法，在PSA 報(bào)告中給出了11 個(gè)共因設(shè)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(jì)數(shù)據(jù)得出，并有成熟的應(yīng)用經(jīng)驗(yàn)，如美國NRC 采用α因子模型計(jì)算分析了壓水堆31 個(gè)設(shè)備和沸水堆12 個(gè)設(shè)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(jì)；α因子可以方便地轉(zhuǎn)換成其它模型，應(yīng)用較方便。美國NUREG/CR-6268 文件中對(duì)共因失效數(shù)據(jù)庫和共因失效分析方法進(jìn)行了詳細(xì)的描述。

注意的是，共因分析中對(duì)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(shè)備組（CCCG）考慮2～16，大于16 部件數(shù)的用16 進(jìn)行計(jì)算，但是CCCG 數(shù)值越大計(jì)算越復(fù)雜甚至于超出計(jì)算機(jī)的計(jì)算能力，所以我們一般只考慮2～4 部件組（美國目前統(tǒng)計(jì)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(chǔ)。

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(shè)備的基本信息、機(jī)組的狀態(tài)信息、設(shè)備的運(yùn)行時(shí)間、備用時(shí)間、失效次數(shù)、需求次數(shù)、故障維修時(shí)間、維修次數(shù)、試驗(yàn)不可用時(shí)間、維修不可用時(shí)間等。這些信息可以從電廠的系統(tǒng)手冊(cè)、技術(shù)規(guī)格書、PSA 報(bào)告、運(yùn)行規(guī)程以及設(shè)備管理系統(tǒng)、設(shè)備工單工作票系統(tǒng)、事件報(bào)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(dòng)收集相結(jié)合的方式，并通過標(biāo)準(zhǔn)化的表格和編碼來收集，確保一致性。

設(shè)備失效數(shù)據(jù)分析是重點(diǎn)，在電廠設(shè)備失效數(shù)據(jù)比較少，有的設(shè)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(shè)備在數(shù)據(jù)收集時(shí)間段內(nèi)產(chǎn)生的所有故障、維修和試驗(yàn)記錄。設(shè)備失效的準(zhǔn)則，在設(shè)計(jì)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(zhǔn)則為在規(guī)定的任務(wù)時(shí)間內(nèi)是否能執(zhí)行其所規(guī)定的功能。設(shè)備失效數(shù)據(jù)的分析，包括確定相應(yīng)的失效模式，故障維修時(shí)間，不可用時(shí)間等數(shù)據(jù)，需要數(shù)據(jù)分析人員的經(jīng)驗(yàn)。

當(dāng)設(shè)備的不可用數(shù)據(jù)、失效數(shù)據(jù)和運(yùn)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(yīng)專業(yè)的PSA 技術(shù)支持工程師，聯(lián)絡(luò)協(xié)調(diào)相應(yīng)專業(yè)技術(shù)人員進(jìn)行確認(rèn)，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(shí)際的運(yùn)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(zhì)量。NUREG/CR-6823 中根據(jù)EPRI TR-100381（EPRI 1992）的經(jīng)驗(yàn)給出了使用電站特定數(shù)據(jù)的準(zhǔn)則：在統(tǒng)計(jì)時(shí)間段內(nèi)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(shí)間應(yīng)大于3/λ。當(dāng)統(tǒng)計(jì)時(shí)間段內(nèi)有失效記錄時(shí)，設(shè)備類累計(jì)運(yùn)行或者備用的時(shí)間應(yīng)大于觀察到2 次失效的時(shí)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(shè)備失效率和失效概率：NUREG/CR-4639，NUREG/CR-4550；設(shè)備共因失效：NUREG/CR-5497，NUREG/CR-6268。AP1000 設(shè)計(jì)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(bào)告的參數(shù)估計(jì)，這些執(zhí)照事件報(bào)告包括NUREG/CR-1363（Battle 1983）、NUREG/CR-1205（TRojovsky 1982）、柴油發(fā)電機(jī)NUREG/CR-1362（Poloski 和Sullivan 1980）。當(dāng)URD 數(shù)據(jù)不可用時(shí)，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(shí)候經(jīng)過了細(xì)致的適用性分析，因此應(yīng)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(jīng)過其它行業(yè)或同類型核電廠多年運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)積累統(tǒng)計(jì)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(yàn)數(shù)據(jù)，同時(shí)，以特定歷史數(shù)據(jù)為樣本數(shù)據(jù)，經(jīng)過貝葉斯方法處理得到并可進(jìn)一步用于PSA 定量化的后驗(yàn)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(chǎn)，除了記錄核電廠各類設(shè)備的運(yùn)行歷史狀況外，還能監(jiān)控安全相關(guān)設(shè)備的狀態(tài)，主要應(yīng)用包括PSA 分析、在線風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)與管理、故障原因分析、預(yù)防性維修優(yōu)化、大修優(yōu)化、RCM，同時(shí)還能為定期試驗(yàn)以及維修計(jì)劃的制定提供指導(dǎo)，大大提升核電廠的安全水平和經(jīng)濟(jì)業(yè)績。

5 結(jié)論

AP1000 核電廠設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)庫的建立和應(yīng)用，為核電廠特定運(yùn)行、維修、失效、試驗(yàn)等寶貴數(shù)據(jù)進(jìn)行積累，不僅可以給核電廠運(yùn)行PSA 提供可靠性參數(shù)，而且為核電廠運(yùn)行維修優(yōu)化，安全管理等多個(gè)領(lǐng)域提供重要參考。同時(shí)，設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)庫也是數(shù)據(jù)共享，經(jīng)驗(yàn)反饋的一個(gè)重要平臺(tái)，另外還可以將設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)庫作為核電廠安全管理的一個(gè)輔助工具，如進(jìn)行趨勢(shì)分析，分析核電廠設(shè)備的性能趨勢(shì)，失效模式，失效部件等。

AP1000 核電廠可利用該數(shù)據(jù)庫對(duì)設(shè)備失效、異常事件、相應(yīng)維修情況等數(shù)據(jù)進(jìn)行監(jiān)控、記錄、跟蹤和使用；并可及時(shí)地對(duì)新數(shù)據(jù)和修正數(shù)據(jù)進(jìn)行填寫維護(hù)。核電站安全管理和風(fēng)險(xiǎn)管理部門可通過本系統(tǒng)大大降低人工篩選和檢索設(shè)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(wù)。

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