CN115186986A - 核电厂维修配置风险定量评估***、方法、设备及介质 - Google Patents
核电厂维修配置风险定量评估***、方法、设备及介质 Download PDFInfo
- Publication number
- CN115186986A CN115186986A CN202210640372.5A CN202210640372A CN115186986A CN 115186986 A CN115186986 A CN 115186986A CN 202210640372 A CN202210640372 A CN 202210640372A CN 115186986 A CN115186986 A CN 115186986A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- time
- isolation
- work order
- maintenance
- power plant
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 title claims abstract description 272
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 46
- 238000011158 quantitative evaluation Methods 0.000 title claims abstract description 23
- 238000002955 isolation Methods 0.000 claims abstract description 254
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims abstract description 42
- 238000003860 storage Methods 0.000 claims abstract description 8
- 230000008439 repair process Effects 0.000 claims description 58
- 238000007726 management method Methods 0.000 claims description 33
- 238000012502 risk assessment Methods 0.000 claims description 33
- 230000006870 function Effects 0.000 claims description 21
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims description 21
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 claims description 18
- 238000012216 screening Methods 0.000 claims description 16
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims description 13
- 238000012545 processing Methods 0.000 claims description 8
- 238000004590 computer program Methods 0.000 claims description 3
- 238000005457 optimization Methods 0.000 abstract description 17
- 230000008901 benefit Effects 0.000 abstract description 5
- 230000008569 process Effects 0.000 description 18
- 238000004445 quantitative analysis Methods 0.000 description 14
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 11
- 230000008859 change Effects 0.000 description 7
- 230000001186 cumulative effect Effects 0.000 description 7
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 7
- 230000008676 import Effects 0.000 description 7
- 238000004451 qualitative analysis Methods 0.000 description 7
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 6
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 4
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 4
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 3
- 238000011160 research Methods 0.000 description 3
- 239000002918 waste heat Substances 0.000 description 3
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 description 2
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 2
- 230000007123 defense Effects 0.000 description 2
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 2
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 2
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 2
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 2
- 239000000725 suspension Substances 0.000 description 2
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000032683 aging Effects 0.000 description 1
- 230000001174 ascending effect Effects 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 230000018109 developmental process Effects 0.000 description 1
- 238000001983 electron spin resonance imaging Methods 0.000 description 1
- 239000000284 extract Substances 0.000 description 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 1
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 1
- 230000000977 initiatory effect Effects 0.000 description 1
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 1
- 230000003449 preventive effect Effects 0.000 description 1
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 1
- 230000001360 synchronised effect Effects 0.000 description 1
- 238000010977 unit operation Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
- G06Q—INFORMATION AND COMMUNICATION TECHNOLOGY [ICT] SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES; SYSTEMS OR METHODS SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- G06Q10/00—Administration; Management
- G06Q10/06—Resources, workflows, human or project management; Enterprise or organisation planning; Enterprise or organisation modelling
- G06Q10/063—Operations research, analysis or management
- G06Q10/0631—Resource planning, allocation, distributing or scheduling for enterprises or organisations
- G06Q10/06314—Calendaring for a resource
-
- G—PHYSICS
- G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
- G06Q—INFORMATION AND COMMUNICATION TECHNOLOGY [ICT] SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES; SYSTEMS OR METHODS SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- G06Q10/00—Administration; Management
- G06Q10/10—Office automation; Time management
- G06Q10/109—Time management, e.g. calendars, reminders, meetings or time accounting
-
- G—PHYSICS
- G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
- G06Q—INFORMATION AND COMMUNICATION TECHNOLOGY [ICT] SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES; SYSTEMS OR METHODS SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- G06Q10/00—Administration; Management
- G06Q10/20—Administration of product repair or maintenance
-
- G—PHYSICS
- G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
- G06Q—INFORMATION AND COMMUNICATION TECHNOLOGY [ICT] SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES; SYSTEMS OR METHODS SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- G06Q50/00—Information and communication technology [ICT] specially adapted for implementation of business processes of specific business sectors, e.g. utilities or tourism
- G06Q50/06—Energy or water supply
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y04—INFORMATION OR COMMUNICATION TECHNOLOGIES HAVING AN IMPACT ON OTHER TECHNOLOGY AREAS
- Y04S—SYSTEMS INTEGRATING TECHNOLOGIES RELATED TO POWER NETWORK OPERATION, COMMUNICATION OR INFORMATION TECHNOLOGIES FOR IMPROVING THE ELECTRICAL POWER GENERATION, TRANSMISSION, DISTRIBUTION, MANAGEMENT OR USAGE, i.e. SMART GRIDS
- Y04S10/00—Systems supporting electrical power generation, transmission or distribution
- Y04S10/50—Systems or methods supporting the power network operation or management, involving a certain degree of interaction with the load-side end user applications
Landscapes
- Business, Economics & Management (AREA)
- Human Resources & Organizations (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Economics (AREA)
- Strategic Management (AREA)
- Entrepreneurship & Innovation (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Theoretical Computer Science (AREA)
- Marketing (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- General Business, Economics & Management (AREA)
- Tourism & Hospitality (AREA)
- Operations Research (AREA)
- Quality & Reliability (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Public Health (AREA)
- Water Supply & Treatment (AREA)
- Primary Health Care (AREA)
- General Health & Medical Sciences (AREA)
- Development Economics (AREA)
- Educational Administration (AREA)
- Game Theory and Decision Science (AREA)
- Data Mining & Analysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本申请提供一种核电厂维修配置风险定量评估***、方法、计算机设备及可读存储介质,用户输入需要进行评估的核电厂维修轮次,调取与该维修轮次相关的信息,获取时间节点集中任一时刻对应的大修主隔离工单中的主隔离设备清单和大修非主隔离工单中的非主隔离设备清单,从而获取不同核电厂运行状态下的核电厂配置组合进行定量计算,能够准确得到核电厂全周期维修配置的风险水平,进而实现对该维修轮次的维修方案的深度优化,提升核电厂维修配置风险管理的科学性,在保证安全性的同时缩短大修时间,提高核电厂经济效益。
Description
技术领域
本申请涉及核电厂安全管理技术领域,特别是涉及一种核电厂维修配置风险定量评估***、方法、计算机设备及可读存储介质。
背景技术
核安全是关乎国家总体安全、国计民生的大问题。核电厂在维修过程中会涉及到设备的隔离和退出运行,从而影响其所在***的可用性,使得在可能的事故工况下无法执行其预期功能以实现对事故的有效缓解,带来一定的堆芯损伤风险或放射性释放风险。对核电厂维修计划进行风险评估,避免过大或过于保守的维修风险,使得安全性和经济性达到一个比较合理的平衡,显得尤为重要。
在核电厂大修风险评估方面,虽然国内外已有相关研究工作,但主要集中在定性分析方面。国际上,根据美国电力研究院(EPRI)对美国在役核电厂的调研报告(CA:2011.1022999),美国核电厂一般通过建立纵深防御(Defense in Depth)模型,来定性分析低功率/停堆期间核电厂关键安全功能的可用性,以保证大修安全。
在我国,现役核电厂也大都采用定性分析进行大修风险分析。在现有技术中,专利文献“一种核电站大修期间的停堆安全风险评价方法”(申请号:202110726105.5),提出通过评价每项关键安全功能在大修任意时刻的可用度水平来定性分析大修风险的方法。专利文献“一种核电厂大修核安全风险管理工具开发方法”(申请号:202010489008.4)通过建立安全功能分析树的方式评价核电厂关键安全功能的冗余度和可用性水平,该方法属于定性分析范畴。专利文献“一种核电厂维修策略优化方法以及装置”(申请号:201611123915.7),则是针对具体的老化故障模式的维修策略进行优化,与电厂整体风险水平评估不相关。
定性分析可以获取核电厂关键安全功能的可用性,从而在一定程度上保证安全性,但难以准确获得电厂整体的风险水平,因此难以实现对维修配置的深度优化。
发明内容
本发明提供一种核电厂维修配置风险定量评估***、方法、计算机设备及可读存储介质,解决了核电厂全功率周期维修配置风险定量评估问题,可获取不同核电厂运行状态(POS)下的核电厂配置组合并进行定量计算,准确得到电厂全周期维修配置风险水平。
本发明第一方面提供一种核电厂维修配置风险定量评估***,包括:用户输入单元,其用于输入需要进行评估的核电厂维修轮次;信息调取单元,其用于调取信息,信息包括核电厂维修轮次的维修方案、预先制定的概率安全评价(PSA)实时风险模型和POS;风险评估单元,其根据信息调取单元调取的信息对核电厂维修轮次进行风险评估;其中,风险评估单元包括:节点配置模块,其从维修方案中读取维修时间节点集Tcnf,设备提取模块,其根据维修时间节点集Tcnf,筛选出需要进行隔离的设备清单,设备判别模块,其判断设备清单是否包含PSA实时风险模型中的设备,风险计算模块,其在所述设备清单包含所述PSA实时风险模型中的设备时,判断所述维修时间节点集Tcnf对应的POS,并根据该POS选择与其对应的PSA实时风险模型进行计算。
优选地,信息调取单元能够调取计划排程***和生产管理***的信息,计划排程***包括所有核电厂维修轮次的维修方案的工单;生产管理***包括正在执行和已执行的维修方案的工单,并监督维修方案的工单的执行,并管理维修方案的工单中隔离设备的关联部件;其中,维修方案的工单包括大修计划工单和日常维修计划工单。
优选地,大修计划工单包括大修主隔离工单和大修非主隔离工单,时间节点集Tcnf包括大修主隔离工单的隔离开始时间和隔离解除时间、大修非主隔离工单的计划开始时间和计划完成时间、以及POS变更的时间;设备提取模块获取时间节点集Tcnf中任一时刻ti对应的大修主隔离工单中的主隔离设备清单和大修非主隔离工单中的非主隔离设备清单;设备判别模块判断主隔离设备清单和非主隔离设备清单是否包含PSA实时风险模型中的设备;风险计算模块在主隔离设备清单和非主隔离设备清单包含PSA实时风险模型中的设备时,判断时刻ti对应的POS,根据该POS选择与其对应的PSA实时风险模型进行计算。
优选地,时间节点集Tcnf包括选取的需要风险评估的日常维修计划工单的时间范围;设备提取模块在时间范围内筛选包含隔离设备的日常维修计划工单,并获取未执行、正在执行和已执行的日常维修计划工单的隔离设备,形成总隔离设备清单;设备判别模块判断总隔离设备清单是否包含PSA实时风险模型中的设备;风险计算模块在总隔离设备清单包含PSA实时风险模型中的设备时,根据总隔离设备清单选择与其对应的PSA实时风险模型进行计算。
优选地,维修方案的工单包括工单编号、功能位置、计划开始时间和计划结束时间,工单编号是工单的标识符,在计划排程***中和生产管理***中保持一致。
优选地,任一时刻ti对应的大修主隔离工单中的主隔离设备清单包括所有大修主隔离工单中隔离开始时间小于ti且隔离解除时间大于ti的大修主隔离设备。
优选地,任一时刻ti对应的大修非主隔离工单中的非主隔离设备清单包括所有大修非主隔离工单中计划开始时间小于ti且计划完成时间大于ti的隔离设备。
本发明第二方面提供一种核电厂维修配置风险定量评估方法,包括以下步骤:步骤S1,输入需要进行评估的核电厂维修轮次;步骤S2,调取核电厂维修轮次的维修方案、预先制定的PSA实时风险模型和POS;步骤S3,从维修方案中读取维修时间节点集Tcnf;步骤S4,根据维修时间节点集Tcnf,筛选出需要进行隔离的设备清单;步骤S5,判断设备清单是否包含PSA实时风险模型中所包含的设备,若不包含PSA实时风险模型中的设备,返回至步骤S3,若包含PSA实时风险模型中的设备,则执行步骤S6;步骤S6,判断维修时间节点集Tcnf对应的POS,并根据该POS选择与其对应的PSA实时风险模型进行计算。
优选地,在步骤S2中,核电厂维修轮次的维修方案包括大修计划工单,大修计划工单包括大修主隔离工单和大修非主隔离工单;在步骤S3中,时间节点集Tcnf包括大修主隔离工单的隔离开始时间和隔离解除时间、大修非主隔离工单的计划开始时间和计划完成时间、以及POS变更的时间;在步骤S4中,筛选出需要进行隔离的设备清单包括获取时间节点集Tcnf中任一时刻ti对应的大修主隔离工单中的主隔离设备清单和大修非主隔离工单中的非主隔离设备清单;
优选地,在步骤S2中,核电厂维修轮次的维修方案包括日常维修计划工单;在步骤S3中,时间节点集Tcnf包括选取的需要风险评估的日常维修计划工单的时间范围;在步骤S4中,筛选出需要进行隔离的设备清单包括在时间范围内筛选包含隔离设备的日常维修计划工单,并获取正在执行和已执行的日常维修计划工单的隔离设备,形成总隔离设备清单。
本发明第三方面提供一种计算机设备,包括:一个或多个处理器;存储器,其上存储有一个或多个程序;当一个或多个处理器执行一个或多个程序时,实现本发明第二方面所述方法的步骤。
本发明第四方面提供一种计算机可读存储介质,其上存储有计算机程序,该程序被处理器执行时实现如本发明第二方面所述方法的步骤。
本发明的核电厂维修配置风险定量评估***、方法、计算机设备及可读存储介质,用户输入需要进行评估的核电厂维修轮次,调取与该维修轮次相关的信息,获取时间节点集Tcnf中任一时刻ti对应的大修主隔离工单中的主隔离设备清单和大修非主隔离工单中的非主隔离设备清单,从而获取不同POS下的核电厂配置组合进行定量计算,能够准确得到核电厂全周期维修配置的风险水平,进而实现对该维修轮次的维修方案的深度优化,提升核电厂维修配置风险管理的科学性,在保证安全性的同时缩短大修时间,提高核电厂经济效益。
附图说明
为了更清楚地说明本申请实施例的技术方案,下面将对本申请实施例中所使用的附图作简单介绍,显而易见,以下描述的附图仅仅是本申请的具体实施例,本领域技术人员在不付出创造性劳动的前提下,可以根据以下附图获得其他实施例。
图1为本发明一个实施例的核电厂维修配置风险定量评估***的功能框图;
图2为本发明一个实施例的核电厂维修配置风险定量评估***的数据流模型;
图3为本发明一个实施例的风险定量评估流程图;
图4为本发明另一个实施例的核电厂维修配置风险定量评估***的数据流模型;
图5为本发明一个具体实施例的核电厂维修配置风险定量评估***的图形用户界面示意图;
图6为本发明一个具体实施例的POS时间管理的图形用户界面示意图;
图7为本发明一个具体实施例的大修计划详情显示的用户界面示意图;
图8为本发明一个具体实施例的维修计划线下导入模板;
图9为本发明一个实施例的大修计划工单优化前的定量分析瞬时风险曲线;
图10为本发明一个实施例的大修计划工单优化前的定量分析风险倍率曲线;
图11为本发明一个实施例的大修计划工单优化前的定量分析累积风险曲线;
图12为本发明一个实施例的大修计划工单优化后的定量分析瞬时风险曲线;
图13为本发明一个实施例的大修计划工单优化后的定量分析累积风险曲线;
图14为本发明一个实施例的核电厂维修配置风险定量评估方法流程图。
此处的附图被并入说明书中并构成本说明书的一部分,示出了符合本申请的实施例,并与说明书一起用于解释本申请的原理。
具体实施方式
为了更好的理解本申请的技术方案,下面结合附图对本申请实施例进行详细描述。
应当明确,以下实施例仅仅是本申请一部分实施例。基于以下实施例,本领域技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其它实施例,都属于本申请保护的范围。
在本申请实施例中使用的术语是仅仅出于描述特定实施例的目的,而非旨在限制本申请。在本申请实施例和所附权利要求书中所使用的单数形式的“一种”、“所述”和“该”也旨在包括多数形式,除非上下文清楚地表示其他含义。
应当理解,本文中使用的术语“和/或”仅仅是一种描述关联对象的关联关系,表示可以存在三种关系,例如,A和/或B,可以表示:单独存在A,同时存在A和B,单独存在B这三种情况。另外,本文中字符“/”,一般表示前后关联对象是一种“或”的关系。
需要注意的是,本申请实施例所描述的“上”、“下”、“左”、“右”等方位词是以附图所示的角度来进行描述的,不应理解为对本申请实施例的限定。此外,在上下文中,还需要理解的是,当提到一个元件连接在另一个元件“上”或者“下”时,其不仅能够直接连接在另一个元件“上”或者“下”,也可以通过中间元件间接连接在另一个元件“上”或者“下”。
核电厂在维修过程中会涉及到设备的隔离和退出运行,从而影响其所在***的可用性,使得在可能的事故工况下难以执行其预期功能实现对事故的有效缓解,带来一定的堆芯损伤风险或放射性释放风险。对核电厂维修计划进行风险评估,避免过大或过于保守的维修风险,使得安全性和经济性达到一个比较合理的平衡,显得尤为重要。
核电厂的维修计划分为大修计划和日常计划两部分。
核电厂大修是在核电厂停堆换料期间对核岛和常规岛的多个***进行隔离、试验和维修的过程,该过程分为下行阶段、换料和上行阶段三个过程。在下行阶段,在反应堆功率、温度和压力逐步下降至零功率、常温和常压,电厂各个主要***陆续隔离停运,进行试验和维修。该过程涉及多个厂房和***,例如:反应堆紧急停堆***、化学和容积控制***、正常余热排出***、自动卸压***、重力注射及再循环***、堆芯补水箱***、启动给水***、安注箱***以及各个支持***等。在停堆换料期间,进行一些重要安全***的试验维修。在上行阶段,反应堆逐渐升温升压升功率至满功率水平,期间核电厂各***陆续恢复运行。
在整个大修期间,根据不同的功率、压力和温度水平以及不同的***投运状态,可将核电厂分为多个不同的POS。
核电厂日常计划是在满功率运行工况下,为解决那些影响***正常功能的缺陷和维修比较简单且风险不大的缺陷所制订的计划,通常包括预防性维修和定期试验,涉及局部***和设备的退出运行。大修计划相比于日常计划涉及更复杂的电厂功率、温度、压力水平变化以及***和设备的投运状态配置变更,***运行过程更为复杂,具有更大的风险变化水平,是核电厂维修配置风险评估的最主要研究内容之一。日常计划通常对单个***的局部设备进行维修,涉及设备较少,核电厂风险水平变化较小。
对维修配置风险的分析方法有定性分析和定量分析两种方式。定性分析主要是分析维修过程中的设备不可用对其所在的系列、***可用性乃至核电厂关键安全功能(包括反应性控制、一回路冷却剂装量控制、一回路压力控制、堆芯衰变热排出和安全壳热排出等)可用性的影响程度。如,正常余热排出***(RNS)由两个功能完全相同的第一系列(RNS-A)和第二系列(RNS-B)组成,RNS-A系列的一个重要设备是余热排出泵,该泵的不可用可能会导致其所在的RNS-A系列不可用,进而导致RNS***冗余性降低,影响到安全壳热排出的可用性。定性分析可以获取电厂关键安全功能的可用性,从而在一定程度上保证安全性,但难以准确获得电厂整体的风险水平,因此难以实现对维修配置的深度优化。定量分析是通过建立核电厂功率和低功率/停堆工况下的PSA实时风险模型,采用事件树和故障树相结合的方式将不同运行工况下核电厂的各个***、设备与最终安全分析目标关联起来,并结合电厂设备的可靠性和可用性数据进行分析,得到电厂整体风险水平的过程。电厂整体水平通常用堆芯损伤频率(CDF)和早期大量放射性释放频率(LERF)进行表征。对于维修配置风险评估,还需考虑维修期间的累积风险增量,堆芯损伤概率增量(ICDP)和早期大量放射性释放概率增量(ILERP)。对核电厂维修风险的定量评估,一方面可以获取维修过程的瞬时风险分布、累积风险增量等重要参数,避免过高的风险峰值和累积风险增量,保证维修的安全性。另一方面,也可以避免过于保守的维修方案,从而在保证核电厂安全的同时缩短大修时间,提高经济效益。
图1为本发明一个实施例的核电厂维修配置风险定量评估***100的功能框图。
如图1所示,本发明一个实施例的核电厂维修配置风险定量评估***100,包括用户输入单元1、信息调取单元2和风险评估单元3。
用户输入单元1用于输入需要进行评估的核电厂维修轮次11(见图2)。核电厂维修轮次11是核电厂根据实际维修情况所编制的,可根据核电厂各机组维修的次数进行编号,例如,1号机组第2次大修,那么大修轮次就是102,该编号可根据实际情况进行编制,此处不做具体限定。
信息调取单元2用于调取信息,信息包括核电厂维修轮次11的维修方案、预先制定的PSA实时风险模型和POS等。用户通过用户输入单元1输入了需要进行评估的核电厂维修轮次11的编号后,信息调取单元2根据该维修轮次11的编号,调取该维修轮次11相关的维修方案。核电厂各维修轮次11的维修方案是核电厂根据实际情况预先定制的,其包含需要维修的机组编号,维修的计划开始时间和计划完成时间等与维修相关的各项信息。
在核电厂运行期间,核电厂会预先制定PSA实时风险模型,即PSA风险模型。PSA风险模型应用概率安全分析方法,考虑核电厂设计和运行的变更、新的技术信息、以及从核电厂运行中得到的信息等,能够充分反映核电厂的运行状况。在PSA风险模型中预先规定了PSA设备,从而可以对PSA设备进行风险评估。例如,PSA设备包括化学和容积控制***补水泵、启动给水泵、电动阀等。
在核电厂进行维修期间,根据不同的功率、压力和温度水平以及不同的***投运状态,可以将核电厂分为多个的POS。以AP1000机组为例,可分为10多个不同的POS,详见表1。表1中的POS只是一些示例性说明,针对不同的核电厂的运行状况,可以分为不同的POS,此处不做具体限定。
表1AP1000机组运行状态表
风险评估单元3根据信息调取单元2调取的信息对核电厂维修轮次11进行风险评估。用户输入单元1输入了需要进行评估的核电厂维修轮次11的编号后,信息调取单元2根据该维修轮次11的编号,调取该维修轮次11相关的维修方案、PSA风险模型和该维修轮次11所对应的POS,风险评估单元3根据信息调取单元2所调取的信息对该维修轮次11计算风险指标,从而开展核电厂风险评估。
风险评估单元3包括节点配置模块31、设备提取模块32、设备判别模块33和风险计算模块34。
节点配置模块31从信息调取单元2调取该维修轮次11相关的维修方案中读取维修时间节点集Tcnf,维修时间节点集Tcnf可以包括维修方案中各维修工单的关键时间点,例如需要对设备进行隔离操作的隔离开始时间和隔离解除时间等。
设备提取模块32根据节点配置模块31读取的维修时间节点集Tcnf,筛选出需要进行隔离的设备清单。设备提取模块32获取维修时间节点集Tcnf中任一时刻ti对应的隔离设备清单。
设备判别模块33判断设备提取模块32提取的需要进行隔离的设备清单是否包含PSA风险模型中预先规定的PSA设备,即将需要进行隔离的设备清单与PSA设备取交集,若交集为空则直接跳过,设备提取模块32获取维修时间节点集Tcnf中任一时刻ti+1对应的隔离设备清单,进行进行ti+1时刻的配置计算;若交集不为空,则进入POS状态识别流程,即进入风险计算模块34进行风险评估计算。
风险计算模块34在需要进行隔离的设备清单包含PSA风险模型中的PSA设备时,判断维修时间节点集Tcnf中任一时刻ti对应的POS,并根据该POS选择与其对应的PSA风险模型进行计算。在计算前,需将ti时刻的POS与ti-1时刻的POS进行对比,若POS状态相同则无需计算,直接采用ti-1时刻的风险结果;若POS状态不同,则进行ti时刻进行风险计算,当i=N时计算结束。
本发明的核电厂维修配置风险定量评估***100,解决了核电厂全功率周期维修配置风险定量评估问题,可在线获取不同POS下的和电厂配置组合并进行定量计算,准确得到核电厂全周期维修配置风险水平。
图2为本发明一个实施例的核电厂维修配置风险定量评估***100的数据流模型。
如图2所示,信息调取单元2能够调取计划排程***4和生产管理***5的信息,计划排程***4包括所有核电厂维修轮次11的维修方案的工单;生产管理***5包括正在执行和已执行的维修方案的工单,并监督维修方案的工单的执行,并管理维修方案的工单中隔离设备的关联部件;其中,维修方案的工单包括大修计划工单41和日常维修计划工单42(见图4)。
在核电厂计划性维修中,通常设置多个核电厂维修轮次11,并对每个维修轮次11配置详细的维修方案,在每个维修轮次11的维修方案中又可以包含多个工单,这些工单在计划排程***4中创建,在计划排程***4中可以读取到所有的工单信息。工单分为两类,一类是在线试验或维修的工单,不需要进行隔离操作;另一类是需要隔离、退出运行进行试验或维修操作的工单,这类工单影响到了***的正常运行,是需要进行风险定量评估的工单。工单在计划排程***4中创建完成后,需同步到生产管理***5中进行监督执行。
请继续参考图2,大修计划工单41包括大修主隔离工单411和大修非主隔离工单412,时间节点集Tcnf包括大修主隔离工单411的隔离开始时间t1sk和隔离解除时间t1ek、大修非主隔离工单412的计划开始时间t2sj和计划完成时间t2ej、以及POS变更的时间;设备提取模块32获取时间节点集Tcnf中任一时刻ti对应的大修主隔离工单411中的主隔离设备清单和大修非主隔离工单412中的非主隔离设备清单;设备判别模块33判断主隔离设备清单和非主隔离设备清单是否包含PSA风险模型中的设备;风险计算模块34在主隔离设备清单和非主隔离设备清单包含PSA风险模型中的设备时,判断时刻ti对应的POS,根据该POS选择与其对应的PSA风险模型进行计算。
核电厂大修期间,各个***或系列根据不同POS下电厂的运行要求进行有计划的实施隔离并退出运行,这种***/系列级的退出和隔离计划称为大修主隔离计划。大修主隔离计划可以通过大修主隔离工单411在计划排程***4中可以用一定规则的编码进行显示,例如编码TC-SGS-01代表1号机组蒸汽发生器***(SGS)01系列主隔离计划(也可以称为主线计划),这些编码称为主隔离编码C(或主线计划编码)。隔离编码是核电厂对于每一组需要隔离的设备编制的编号,用于生产管理***5中将隔离设备与工单相关联。隔离编码按需编制,没有固定的数量限制。
通过大修主隔离工单411能够获取大修的主隔离信息M。用户在用户输入单元1中输入维修轮次11,信息调取单元2从计划排程***4中读取大修主隔离计划的大修主隔离工单411,从而获取该大修主隔离工单411的主隔离信息M,包括主隔离编码C,大修主隔离工单411的隔离开始时间t1sk和隔离解除时间t1ek等信息。
信息调取单元2可以通过计划排程***4读取所有的大修计划工单41,可以获取所有的大修计划工单41的工单信息。各维修方案的工单包括工单编号B、功能位置P,计划开始时间t2sj和计划完成时间t2ej等信息,其中,工单编号B是工单的唯一标识符,在计划排程***4和生产管理***5中保持一致。读取所有的大修计划工单41后,按照一定的隔离规则筛选需要设备隔离的大修计划工单41,此处的隔离规则是根据不同核电厂的实际情况具体制定的,可以直接根据隔离号进行标识,即在编制工单编号B时,在需要进行隔离的工单赋予隔离号,则在读取工单编号B时,带有隔离号的工单即需要进行隔离;也可以根据工单的类型进行判断,在制定维修工单时,可以为每个工单赋予工单许可证类型,例如,工单许可证类型为“PW”代表“维修”、“PT”代表“试验”、或“PW-PT”代表“维修转试验”,这些许可证类型的工单为需要设备隔离的工单。上述隔离规则只是示例性说明,不同核电厂可根据实际情况选择合适的隔离规则。
请继续参照图2,在生产管理***5中将需要隔离的设备对象称为“功能位置P”,在工单实施过程中,为了功能位置P的隔离操作,需要对功能位置P上下游的关联部件(如阀门、开关等)进行关闭,从而实现功能位置P的隔离操作,与隔离的设备对象相关的需要隔离的设备称为“挂牌位置G”,例如,对某个泵进行隔离,通常需要对泵上下游的阀门进行关闭和隔离操作,此时泵是功能位置P,阀门是挂牌位置G,这些关联部件存储在生产管理***5中进行统一管理,这些与大修主隔离关联的关联部件的隔离,可以称为子隔离,对这些关联部件编制隔离号(如CL22529),称为子隔离编码Cz,子隔离编码Cz与大修主隔离关联,因此,在生产管理***5中,可以通过大修主隔离工单411查询到相关的功能位置P及关联部件,即,可通过主隔离编码C在生产管理***5中查询得到相关的子隔离信息,这些子隔离信息包括子隔离编码Cz、功能位置P、挂牌位置G、与子隔离工单4111(子隔离相关联的工单)等信息。大修主隔离工单411的隔离设备信息包括所有与主隔离关联的子隔离的功能位置P和挂牌位置G,大修主隔离工单411的隔离设备的隔离开始时间与大修主隔离工单411的隔离开始时间t1sk相同,大修主隔离工单411的隔离设备的隔离解除时间和大修主隔离工单411的隔离解除时间t1ek相同。
根据核电厂的实际运行情况,核电厂大修期间大约40%的大修计划工单41与大修主隔离工单411关联,约60%的大修计划工单41并没有与大修主隔离工单41关联。将所有主隔离包含的子隔离工单4111进行整合,得到大修主隔离工单411。将总的大修计划工单41与大修主隔离工单411集合相减,得到大修非主隔离工单412。大修非主隔离工单412的隔离设备是工单的功能位置P,大修非主隔离工单412的隔离设备的隔离开始时间为大修非主隔离工单412的计划开始时间t2sj,大修非主隔离工单412的隔离设备的隔离解除时间为大修非主隔离工单412的计划完成时间t2ej。
通过上述大修主隔离工单411和大修非主隔离工单412所获得的信息,确定POS状态,从而匹配相应的PSA风险模型,进行风险评估计算。
图3为本发明一个实施例的风险评估单元3进行风险定量评估的流程图。
如图3所示,风险评估单元3根据信息调取单元2所调取的信息对某维修轮次11计算风险指标的步骤如下:
步骤Sa,节点配置模块31从信息调取单元2调取该维修轮次11相关的维修方案中读取维修时间节点集Tcnf=[t0,t1,t2…ti…tN],其中t0,t1,t2…ti…tN表示维修方案中的维修时刻,对应N个可能的POS状态变更时间点。
步骤Sb,从步骤Sa中配置的维修时间节点集Tcnf中筛选出大修主隔离工单411的主隔离时间集T1={[t1s0,t1e0][t1s1,t1e1]…[t1sk,t1ek]…[t1sN1,t1eN1]},t1sk表示包含第ti时刻的隔离开始时间,t1ek表示包含第ti时刻的隔离解除时间。
步骤Sc,设备提取模块32从主隔离时间集T1={[t1s0,t1e0][t1s1,t1e1]…[t1sk,t1ek]…[t1sN1,t1eN1]}中筛选主隔离信息。遍历所有大修主隔离工单411,判断ti是否满足t1sk≤ti≤t1ek。
步骤Sd,将大修主隔离工单411的隔离开始时间t1sk小于ti,且隔离解除时间t1ek大于ti的大修主隔离设备归并到ti时刻对应的主隔离设备清单。
任一时刻ti对应的大修主隔离工单411中的主隔离设备清单包括所有大修主隔离工单411中隔离开始时间小于ti且隔离解除时间大于ti的大修主隔离设备。
与此同时,从大修主隔离工单411中删除隔离解除时间t1ek小于ti的大修主隔离工单411,以提高ti+1时刻的大修主隔离设备查找速度。
步骤Se,当ti不满足t1sk≤ti≤t1ek时,判断k是否小于N1,其中,k表示第k个主隔离设备清单,N1是所有主隔离设备清单个数。当k<N1时,进入第k+1隔离时段的主隔离信息筛选。当k=N1,即完成遍历所有大修主隔离工单411,筛选出所有的主隔离设备,形成主隔离设备清单。
步骤Sf,从步骤Sa中配置的维修时间节点集Tcnf中筛选出大修非主隔离工单412的非主隔离工单时间集T2={[t2s0,t2e0][t2s1,t2e1]…[t2sj,t2ej]…[t2sN2,t2eN2]},t2sj表示包含第ti时刻的计划开始时间,t2ej表示包含第ti时刻的计划完成时间。
步骤Sg,设备提取模块32从非主隔离工单时间集T2={[t2s0,t2e0][t2s1,t2e1]…[t2sj,t2ej]…[t2sN2,t2eN2]}中筛选非主隔离信息。遍历所有大修主隔离工单411,判断ti是否满足t2sj≤ti≤t2ej。
步骤Sh,将大修非主隔离工单412计划开始时间t2sj小于ti且计划完成时间t2ej大于ti的大修非主隔离设备归并到ti时刻对应的非主隔离设备清单。
任一时刻ti对应的大修非主隔离工单412中的非主隔离设备清单包括所有大修非主隔离工单412中计划开始时间t2sj小于ti且计划完成时间t2ej大于ti的隔离设备。
同时,从大修非主隔离工单412中删除计划完成时间t2ej小于ti的大修非主隔离工单412,以提高ti+1时刻的非主隔离设备查找速度。
步骤Si,当ti不满足t2sj≤ti≤t2ej时,判断j是否小于N2,其中,j表示第j个非主隔离设备清单,N2是所有非主隔离设备清单个数。当j<N2时,进入第j+1隔离时段的主隔离信息筛选。当j=N2时,即完成遍历所有大修非主隔离工单412,筛选出所有的非主隔离设备,形成非主隔离设备清单。
步骤Sj,将步骤Se和步骤Si得到的主隔离设备清单和非主隔离设备清单合并为总的需要进行隔离的设备清单。
步骤Sk,设备判别模块33判断需要进行隔离的设备清单是否包含PSA风险模型中预先规定的PSA设备,即将需要进行隔离的设备清单与PSA设备取交集,若交集为空则直接跳过,进入步骤Sm,判断时刻ti的i是否满足i<N;若交集不为空,说明需要进行隔离的设备清单中包含PSA设备,则进入步骤Sn,进入POS状态识别,判断当前时刻ti的POS。
步骤Sp,确定POS后,判断当前时刻ti的总的需要进行隔离的设备清单和POS是否与上一时刻ti-1的总的需要进行隔离的设备清单和POS是否相同,若总的需要进行隔离的设备清单和POS都相同则无需计算,直接采用ti-1时刻的风险结果,则进入步骤Sm,判断时刻ti是否满足i<N;若总的需要进行隔离的设备清单和POS一者或两者不同,则进入步骤Sq。
步骤Sq,风险计算模块34根据POS选择与其对应的PSA实时风险模型进行风险定量评估计算。计算完成后,进入步骤Sm,判断时刻ti的i是否满足i<N,当i<N时,返回步骤Sa,进行ti+1时刻的风险定量评估计算。当i=N时,进入步骤Sr,计算结束。
本发明的核电厂维修配置风险定量评估***100,用户输入需要进行评估的核电厂维修轮次11,调取与该维修轮次11相关的信息,获取时间节点集Tcnf中任一时刻ti对应的大修主隔离工单中的主隔离设备清单和大修非主隔离工单中的非主隔离设备清单,从而获取不同POS下的核电厂配置组合进行定量计算,能够准确得到核电厂全周期维修配置的风险水平,进而实现对该维修轮次11的维修方案的深度优化,提升核电厂维修配置风险管理的科学性,在保证安全性的同时缩短大修时间,提高核电厂经济效益。
日常维修计划工单42与大修计划工单41的评估流程主要原理相同,不同之处在于,一是日常计划通常在核电厂功率运行期间进行,不涉及多个POS状态切换;二是日常维修计划工单42的风险评估需要叠加考虑当前正在执行工单的影响;三是日常维修计划工单42不涉及主隔离计划,通常以工单为单位进行操作。
对于日常维修计划工单42,时间节点集Tcnf包括选取的需要风险评估的日常维修计划工单的时间范围;设备提取模块32在时间范围内筛选包含隔离设备的日常维修计划工单42,并获取未执行、正在执行和已执行的日常维修计划工单42的隔离设备,形成总隔离设备清单;设备判别模块33判断总隔离设备清单是否包含PSA实时风险模型中的设备;风险计算模块34在总隔离设备清单包含PSA实时风险模型中的设备时,根据总隔离设备清单选择与其对应的PSA实时风险模型进行计算。
图4为本发明另一个实施例的核电厂维修配置风险定量评估***100的数据流模型。
如图4所示,日常维修计划工单42的风险评估数据流模型的流程分为计划排程***4和生产管理***5两个并行流程。计划排程***5包含计划执行的工单信息。生产管理***5包含正在执行和已执行的工单信息。
判断评估的时间节点t是否满足t>tnow,tnow为当前时刻。当t>tnow时,表示包含t时刻的日常维修计划工单42还未执行,属于计划执行的工单,在计划排程***4中查询该日常维修计划工单42的信息。计划排程***4存储有日常维修计划工单42的工作分解结构清单421(Work Breakdown Structures,简称WBS清单),WBS清单421中包含了在某一段时间区间内的日常维修计划工单42的信息。读取t时刻的日常维修计划工单42对应的WBS清单421,以供用户选择要评估的日常维修计划工单42的时间范围,将该时间范围作为日常维修计划工单42的时间节点集Tcnf。然后,按照隔离规则对选中时间范围内的日常维修计划工单42进行筛选,筛选出包含隔离设备的日常维修计划工单42。隔离规则可以根据工单编号B和工单许可证类型“PW”、“PT”、或“PW-PT”进行筛选。最后,获取日常维修计划工单42的隔离信息,日常维修计划工单42的功能位置P作为隔离设备,日常维修计划工单42的隔离设备的隔离开始时间为日常维修计划工单42的计划开始时间t2sj,日常维修计划工单42的隔离设备的隔离解除时间为日常维修计划工单42的计划完成时间t2ej。
当t≤tnow时,表示包含t时刻的日常维修计划工单42正在执行或已执行,在生产管理***5中查询该日常维修计划工单42的信息。
正在执行的日常维修计划工单42指实际开始时间小于当前时刻tnow并且计划完成时间t2ej大于当前时刻tnow的日常维修计划工单42,其状态一般以“在执行中(INPRG)”表示,隔离设备包括日常维修计划工单42的功能位置P和工单隔离指令D,工单隔离指令D为在生产管理***5中的工单的隔离编码对应的隔离设备组,日常维修计划工单42的隔离设备的隔离开始时间为日常维修计划工单42的实际开始时间,隔离解除时间为计划完成时间t2ej。
已执行的日常维修计划工单42指实际完成时间小于当前时刻tnow的日常维修计划工单42,其隔离设备包括日常维修计划工单42的功能位置P和工单隔离指令对应的设备编码,其状态一般以“已执行(COMP)”表示,日常维修计划工单42的隔离设备的隔离开始时间为日常维修计划工单42的实际开始时间tk,隔离解除时间为实际完成时间tc。
将计划排程***4得到的隔离设备,与生产管理***5中得到的隔离设备相结合,得到总隔离设备清单,作为风险计算模块34的输入,进行日常维修计划工单42的风险定量评估计算。
本发明提供的对日常维修计划工单42的风险评估,也可以用于对核电厂维修历史风险的定量评估,以进行配置风险管理阈值整定分析。
图5为本发明一个具体实施例的核电厂维修配置风险定量评估***100的图形用户界面示意图,图6为本发明一个具体实施例的POS时间管理的图形用户界面示意图,图7为本发明一个具体实施例的大修计划详情显示的用户界面示意图。图5~图7中的图形用户界面(GUI)只是一个示例,本发明的核电厂维修配置风险定量评估***100并不局限于图5~图7的GUI布局。
如图5所示,在GUI中,设有用户输入单元1的输入窗口1001,通过输入窗口1001,可以输入需要进行评估的核电厂维修轮次11,输入完成后,点击“导入大修计划”按钮1002,信息调取单元2即可从计划排程***4中导入大修计划工单42的信息。导入后,核电厂维修配置风险定量评估***100的风险评估单元3自动对导入的大修计划工单42的信息进行处理,以甘特图的形式进行展示。在GUI的第一区域1005显示大修主隔离工单411的主隔离编码C,第二区域1006显示每个主隔离所对应的计划开始时间t2sj和计划完成时间t2ej的甘特图,在甘特图上第一悬浮框1008可显示计划开始时间t2sj和计划完成时间t2ej的具体时间。同样,可以显示大修非主隔离工单412的信息。
如图6所示,输入维修轮次11后,点击“POS管理”按钮1003,进入POS时间设置的GUI,即可设置各个POS的起止时间,设置完成后,关闭该页面,即可返回图5的页面。
请继续参照图5,再点击“显示大修计划”按钮1004,可选择查询每个大修主隔离工单411或大修非主隔离工单412的详细信息,如图7所示。图7中的示例中展示了主隔离编码C为OTC-RCS-01(RCS第一阶段隔离)的详细信息,包括***名称、隔离编码、起始时间、结束时间和对应的设备列表信息,并可对信息进行编辑、添加和删除操作。查询和设置完成后,关闭该页面,即可返回图5的页面。
请继续参照图5,当不便于从计划排程***4和生产管理***5中获取数据的情况下,或者用户根据具体情况需要对线下数据进行评估时,用户还可以通过用户输入单元1将线下数据导入到核电厂维修配置风险定量评估***100中。在图5中点击“选择文件”按钮1018选择要进行风险定量评估的维修计划数据文件,之后点击“导入维修计划”按钮1019,可实现维修计划数据的线下导入。
图8为本发明一个具体实施例的维修计划线下导入模板。
如图8所示,在维修计划线下导入模板中包含隔离编码、计划开始时间t2sj和计划完成时间t2ej等信息。
请继续参照图5,在导入维修轮次11的维修方案的工单后,点击“计算”按钮1007,即可对该维修轮次11进行计算得到大修风险曲线。
图9为本发明一个实施例的大修计划工单优化前的定量分析瞬时风险曲线。图10为本发明一个实施例的大修计划工单优化前的定量分析风险倍率曲线。图10相比于图9,对各个POS下的风险进行了归一化处理,对于采用基准风险倍数作为风险阈值的核电厂,更能清晰地表现出整个维修周期风险的相对变化水平。
如图9所示,在GUI页面输入维修轮次11后,通过核电厂维修配置风险定量评估***100计算得到一个示例的大修计划工单41优化前的瞬时风险曲线,表示核电厂机组的大修计划工单41的绝对风险随时间的变化情况,其中用实线表示的第一曲线1011表示各个POS下大修绝对风险值,用虚线表示的第一风险区的第二曲线1012表示各个POS下的基准风险(即核电厂无任何设备退出时的风险),第一曲线1011上的圆点表示不同的核电厂配置状态,这些核电厂配置状态是在某些隔离设备/功能位置P隔离后的核电厂状态,在每个核电厂配置状态上可以悬浮显示第二悬浮框1009,看到每个电厂配置状态的瞬时风险CDF、POS状态和时间等重要的风险信息。
如图10所示,在风险倍率曲线中可以显示第三悬浮框1020,显示每个核电厂配置状态的瞬时风险CDF倍率、POS状态和时间信息。
在图9和图10中,曲线的横坐标表示大修时间,纵向虚线表示各POS的分界线;纵坐标表示风险值。中间的没有曲线的空白部分1017表示核电厂处于换料期间,此时核电厂已经完全停止运行,不存在风险,无需分析。根据核电厂风险阈值管理规定,将各个POS的风险由低到高划分为第一风险区1013、第二风险区1014、第三风险区1015和第四风险区1016,其中核电厂风险阈值为根据核电厂运行数据和风险管理规定给出的阈值,详见表2。
表2核电厂定量分析风险阈值
其中,第四风险区1016表示不可接受的风险水平,不允许主动进入。在图9和图10所示的示例中,表1中的各POS状态中POS11、POS12和POS13均有一部分风险进入第四风险区1016。通过对第四风险区1016中每个核电厂配置状态的设备恢复后核电厂风险计算分析,可知POS11~13风险较高的原因是主隔离编码C中的非能动余热排出***热交换器出口气动阀PXS-PL-108A和PXS-PL-108B两个设备试验时间安排不合理,需要在进入POS11前完成试验并恢复PXS-PL-108A和PXS-PL-108B可用。
图11为本发明一个实施例的大修计划工单优化前的定量分析累积风险曲线。悬浮鼠标可以显示第四悬浮框1010,看到每个核电厂配置状态的允许配置时间ACT、累积风险增量ICDP等重要的风险信息。累积风险在POS11~POS13也逐渐增加,进入第四风险区1016。
图12为本发明一个实施例的大修计划工单优化后的定量分析瞬时风险曲线;图13为本发明一个实施例的大修计划工单优化后的定量分析累积风险曲线。
根据图7中计算的定量分析瞬时风险曲线,调整在不可接受的第四风险区1016中的POS11~POS13,将非能动余热排出***热交换器出口气动阀PXS-PL-108A和PXS-PL-108B试验/维修的时间进行调整,得到优化后的瞬时风险曲线如图12所示,累积风险曲线如图13所示。
由图12和图13可知,优化后的核电厂大修计划工单41的瞬时风险和累积风险均较小,各POS没有进入第四风险区1016,属于可接受的风险水平,整体风险分布相对平衡,处于风险保守的合理区间,存在调整、合并大修时间窗口,缩短大修时间的可能性。
图14为本发明一个实施例的核电厂维修配置风险定量评估方法流程图。
如图14所示,本发明的核电厂维修配置风险定量评估方法,包括以下步骤:步骤S1,输入需要进行评估的核电厂维修轮次11;步骤S2,调取核电厂维修轮次11的维修方案、预先制定的PSA实时风险模型和POS;步骤S3,从维修方案中读取维修时间节点集Tcnf;步骤S4,根据维修时间节点集Tcnf,筛选出需要进行隔离的设备清单;步骤S5,判断设备清单是否包含PSA实时风险模型中所包含的设备,若不包含PSA实时风险模型中的设备,返回至步骤S3,若包含PSA实时风险模型中的设备,则执行步骤S6;步骤S6,判断维修时间节点集Tcnf对应的POS,并根据该POS选择与其对应的PSA实时风险模型进行计算。
在步骤S2中,核电厂维修轮次11的维修方案包括大修计划工单,大修计划工单包括大修主隔离工单和大修非主隔离工单;在步骤S3中,时间节点集Tcnf包括大修主隔离工单的隔离开始时间和隔离解除时间、大修非主隔离工单的计划开始时间和计划完成时间、以及POS变更的时间;在步骤S4中,筛选出需要进行隔离的设备清单包括获取时间节点集Tcnf中任一时刻ti对应的大修主隔离工单中的主隔离设备清单和大修非主隔离工单中的非主隔离设备清单;
在步骤S2中,核电厂维修轮次11的维修方案包括日常维修计划工单;在步骤S3中,时间节点集Tcnf包括选取的需要风险评估的日常维修计划工单的时间范围;在步骤S4中,筛选出需要进行隔离的设备清单包括在时间范围内筛选包含隔离设备的日常维修计划工单,并获取正在执行和已执行的日常维修计划工单的隔离设备,形成总隔离设备清单。
本发明还提供一种计算机设备,包括:一个或多个处理器;存储器,其上存储有一个或多个程序;当一个或多个处理器执行一个或多个程序时,实现本发明上述核电厂维修配置风险定量评估方法的步骤。
本发明还提供一种计算机可读存储介质,其上存储有计算机程序,该程序被处理器执行时实现本发明上述核电厂维修配置风险定量评估方法的步骤。
本发明的核电厂维修配置风险定量评估***100、方法、计算机设备及可读存储介质,解决了核电厂全功率周期维修配置风险定量评估问题,可获取不同POS状态下的核电厂配置组合并进行定量计算,准确得到核电厂全周期维修配置风险水平,包括瞬时风险分布、累积风险增量、允许配置时间等信息,进而实现对维修方案的深度优化,提升核电厂维修配置风险管理的科学性,在保证安全性的同时缩短大修时间,提高电厂经济效益。
以上所述仅为本申请的优选实施例而已,并不用于限制本申请,对于本领域的技术人员来说,本申请可以有各种更改和变化。凡在本申请的精神和原则之内,所作的任何修改、等同替换、改进等,均应包含在本申请的保护范围之内。
Claims (12)
1.一种核电厂维修配置风险定量评估***,其特征在于,包括
用户输入单元,其用于输入需要进行评估的核电厂维修轮次;
信息调取单元,其用于调取信息,所述信息包括核电厂维修轮次的维修方案、预先制定的概率安全评价实时风险模型和核电厂运行状态;
风险评估单元,其根据所述信息调取单元调取的所述信息对所述核电厂维修轮次进行风险评估;
其中,所述风险评估单元包括:
节点配置模块,其从所述维修方案中读取维修时间节点集Tcnf,
设备提取模块,其根据所述维修时间节点集Tcnf,筛选出需要进行隔离的设备清单,
设备判别模块,其判断所述设备清单是否包含所述概率安全评价实时风险模型中的设备,
风险计算模块,其在所述设备清单包含所述概率安全评价实时风险模型中的设备时,判断所述维修时间节点集Tcnf对应的核电厂运行状态,并根据该核电厂运行状态选择与其对应的概率安全评价实时风险模型进行计算。
2.根据权利要求1所述的核电厂维修配置风险定量评估***,其特征在于,所述信息调取单元能够调取计划排程***和生产管理***的信息,
所述计划排程***包括所有所述核电厂维修轮次的维修方案的工单;
所述生产管理***包括正在执行和已执行的维修方案的工单,并监督所述维修方案的工单的执行,并管理所述维修方案的工单中隔离设备的关联部件;其中,所述维修方案的工单包括大修计划工单和日常维修计划工单。
3.根据权利要求2所述的核电厂维修配置风险定量评估***,其特征在于,所述大修计划工单包括大修主隔离工单和大修非主隔离工单,
所述时间节点集Tcnf包括所述大修主隔离工单的隔离开始时间和隔离解除时间、所述大修非主隔离工单的计划开始时间和计划完成时间、以及所述核电厂运行状态变更的时间;
所述设备提取模块获取所述时间节点集Tcnf中任一时刻ti对应的所述大修主隔离工单中的主隔离设备清单和所述大修非主隔离工单中的非主隔离设备清单;
所述设备判别模块判断所述主隔离设备清单和非主隔离设备清单是否包含所述概率安全评价实时风险模型中的设备;
所述风险计算模块在所述主隔离设备清单和非主隔离设备清单包含所述概率安全评价实时风险模型中的设备时,判断所述时刻ti对应的核电厂运行状态,根据该核电厂运行状态选择与其对应的概率安全评价实时风险模型进行计算。
4.根据权利要求2所述的核电厂维修配置风险定量评估***,其特征在于,
所述时间节点集Tcnf包括选取的需要风险评估的所述日常维修计划工单的时间范围;
所述设备提取模块在所述时间范围内筛选包含隔离设备的日常维修计划工单,并获取未执行、正在执行和已执行的日常维修计划工单的隔离设备,形成总隔离设备清单;
所述设备判别模块判断所述总隔离设备清单是否包含所述概率安全评价实时风险模型中的设备;
所述风险计算模块在所述总隔离设备清单包含所述概率安全评价实时风险模型中的设备时,根据所述总隔离设备清单选择与其对应的概率安全评价实时风险模型进行计算。
5.根据权利要求2所述的核电厂维修配置风险定量评估***,其特征在于,所述维修方案的工单包括工单编号、功能位置、计划开始时间和计划结束时间,所述工单编号是工单的标识符,在所述计划排程***中和所述生产管理***中保持一致。
6.根据权利要求3所述的核电厂维修配置风险定量评估***,其特征在于,所述任一时刻ti对应的所述大修主隔离工单中的主隔离设备清单包括所有大修主隔离工单中隔离开始时间小于ti且隔离解除时间大于ti的大修主隔离设备。
7.根据权利要求3所述的核电厂维修配置风险定量评估***,其特征在于,所述任一时刻ti对应的所述大修非主隔离工单中的非主隔离设备清单包括所有大修非主隔离工单中计划开始时间小于ti且计划完成时间大于ti的隔离设备。
8.一种核电厂维修配置风险定量评估方法,其特征在于,包括以下步骤:
步骤S1,输入需要进行评估的核电厂维修轮次;
步骤S2,调取所述核电厂维修轮次的维修方案、预先制定的概率安全评价实时风险模型和核电厂运行状态;
步骤S3,从所述维修方案中读取维修时间节点集Tcnf;
步骤S4,根据所述维修时间节点集Tcnf,筛选出需要进行隔离的设备清单;
步骤S5,判断所述设备清单是否包含所述概率安全评价实时风险模型中所包含的设备,若不包含所述概率安全评价实时风险模型中的设备,返回至步骤S3,若包含所述概率安全评价实时风险模型中的设备,则执行步骤S6;
步骤S6,判断所述维修时间节点集Tcnf对应的核电厂运行状态,并根据该核电厂运行状态选择与其对应的概率安全评价实时风险模型进行计算。
9.根据权利要求8所述的核电厂维修配置风险定量评估方法,其特征在于,
在步骤S2中,所述核电厂维修轮次的维修方案包括大修计划工单,所述大修计划工单包括大修主隔离工单和大修非主隔离工单;
在步骤S3中,所述时间节点集Tcnf包括所述大修主隔离工单的隔离开始时间和隔离解除时间、所述大修非主隔离工单的计划开始时间和计划完成时间、以及所述核电厂运行状态变更的时间;
在步骤S4中,所述筛选出需要进行隔离的设备清单包括获取所述时间节点集Tcnf中任一时刻ti对应的所述大修主隔离工单中的主隔离设备清单和所述大修非主隔离工单中的非主隔离设备清单;
10.根据权利要求8所述的核电厂维修配置风险定量评估方法,其特征在于,
在步骤S2中,所述核电厂维修轮次的维修方案包括日常维修计划工单;
在步骤S3中,所述时间节点集Tcnf包括选取的需要风险评估的所述日常维修计划工单的时间范围;
在步骤S4中,所述筛选出需要进行隔离的设备清单包括在所述时间范围内筛选包含隔离设备的日常维修计划工单,并获取正在执行和已执行的日常维修计划工单的隔离设备,形成总隔离设备清单。
11.一种计算机设备,其特征在于,所述设备包括:
一个或多个处理器;
存储器,其上存储有一个或多个程序;
当所述一个或多个处理器执行所述一个或多个程序时,实现如权利要求8至10任一项所述方法的步骤。
12.一种计算机可读存储介质,其上存储有计算机程序,其特征在于,该程序被处理器执行时实现如权利要求8至10任一项所述方法的步骤。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202210640372.5A CN115186986A (zh) | 2022-06-08 | 2022-06-08 | 核电厂维修配置风险定量评估***、方法、设备及介质 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202210640372.5A CN115186986A (zh) | 2022-06-08 | 2022-06-08 | 核电厂维修配置风险定量评估***、方法、设备及介质 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN115186986A true CN115186986A (zh) | 2022-10-14 |
Family
ID=83512843
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN202210640372.5A Pending CN115186986A (zh) | 2022-06-08 | 2022-06-08 | 核电厂维修配置风险定量评估***、方法、设备及介质 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN115186986A (zh) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN114997437A (zh) * | 2022-06-13 | 2022-09-02 | 华能核能技术研究院有限公司 | 一种基于核电厂生产任务的堆芯损伤频率计算方法及*** |
-
2022
- 2022-06-08 CN CN202210640372.5A patent/CN115186986A/zh active Pending
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN114997437A (zh) * | 2022-06-13 | 2022-09-02 | 华能核能技术研究院有限公司 | 一种基于核电厂生产任务的堆芯损伤频率计算方法及*** |
CN114997437B (zh) * | 2022-06-13 | 2023-08-29 | 华能核能技术研究院有限公司 | 一种基于核电厂生产任务的堆芯损伤频率计算方法及*** |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN107256449B (zh) | 一种智能变电站继电保护装置状态评价与评估方法 | |
CN105260947B (zh) | 用于核电站设计阶段的可用率评价方法 | |
Shen et al. | A methodology for collection and analysis of human error data based on a cognitive model: IDA | |
GB2618947A (en) | Probabilistic safety analysis-based fire protection selection method and apparatus for cables in nuclear power plant | |
CN115186986A (zh) | 核电厂维修配置风险定量评估***、方法、设备及介质 | |
Cho et al. | Framework to model severe accident management guidelines into Level 2 probabilistic safety assessment of a nuclear power plant | |
Xinyu et al. | Methodology for updating GO-FLOW model to handle scenario changes in nuclear power plants | |
Yadav et al. | Utilizing FLEX Equipment for O&M Cost Reduction in Nuclear Power Plants | |
Johanson et al. | Safety evaluation by living probabilistic safety assessment. procedures and applications for planning of operational activities and analysis of operating experience | |
CN115062797A (zh) | 一种电力设备的自动化运维检修方法及装置 | |
CN114066163A (zh) | 一种基于三层架构模式的电力设备状态分析方法及装置 | |
Ramuhalli et al. | An updated methodology for enhancing risk monitors with integrated equipment condition assessment | |
Reer et al. | The commission errors search and assessment (CESA) method | |
Mackowiak et al. | Development of transient initiating event frequencies for use in probabilistic risk assessments | |
Mercurio | Discrete dynamic event tree modeling and analysis of nuclear power plant crews for safety assessment | |
Yang et al. | Analysis of errors of commission for a CE type plant with the advanced control room in the full power condition | |
Moe et al. | Modernization of Technical Requirements for Licensing of Advanced Non-Light Water Reactors: Selection and Evaluation of Licensing Basis Events | |
CN113837535B (zh) | 一种用于核电厂严重事故进程回溯的方法 | |
CN110942837B (zh) | 基于故障树的始发事件频率评估方法、设备及计算机可读存储介质 | |
CN115564070A (zh) | 一种核电厂***可用性分析方法及*** | |
Knochenhauer | Status and Use of PSA in Sweden | |
MORIYA et al. | Development of advanced PRA model for Shimane Unit 2 internal event at-power | |
Miller et al. | US Nuclear Power Plant Performance Assessment Using the Versatile Economic Risk Tool (VERT) | |
Modeling–T | Risk Assessment of Operational Events | |
Arigi et al. | A Process for Analyzing Category-B Actions for Multi-Unit LOOP |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
CB02 | Change of applicant information | ||
CB02 | Change of applicant information |
Address after: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai Applicant after: Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co.,Ltd. Applicant after: Shandong Nuclear Power Co.,Ltd. Address before: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai Applicant before: SHANGHAI NUCLEAR ENGINEERING RESEARCH & DESIGN INSTITUTE Co.,Ltd. Applicant before: Shandong Nuclear Power Co.,Ltd. |