WANO性能指标详细解释

机组能力因子

目的

机组能力因子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。 定义

? 机组能力因子：某段时间内可发电量占参考发电量之比率，以百分比表示，这两项发电量均参照基准环境条件来计算。

? 可发电量：是在基准环境条件下及电厂所能控制的范围内（即电厂设备、人员及作业管制）所能够产生的发电量。

? 参考发电量：是在基准环境条件下机组满功率连续运行所能够产生的发电量。 ? 基准环境条件：以该机组环境条件的年平均值为代表。 需采集的数据

计算机组能力因子需要下列数据： ? 参考发电量，以MWe-hr为单位。

? 计划性电能损失：在该段期间内，在电厂所能控制的情况下发生的计划性停机或降负荷而造成的发电量损失。只有在停机或降负荷的四周前已预先安排好的停机或降负荷才可算是计划性的发电损失。计划性发电损失以MWe-hr为单位。 ? 非计划性发电损失：在电厂所能控制的情况下发生的非计划性停机、停机延期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。非计划性发电损失以MWe-hr来表示。

指标计算

? 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%

REG1

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。

注：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，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。

注：非计划性发电损失的总和是由该期间内所有非计划事件造成的电能损失的总和。

为了减少换料大修以及计划性小修对指标造成的影响，一般采用3年值来进行机组间的比较。

数据的收集和指标的计算例子见强迫损失率附录A 数据选取要求

新机组自首次商业运行后的下一年的1月1日起填报相关数据。 注意事项

1. 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。

2. 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。 3. 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

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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。

4. 因下列情况所造成的计划性电能损失（四周前已安排好日程的）应纳入机组能力因子的计算，因为它们是电厂可控制的： ? 换料大修停机或计划性小修停机

? 因试验、检修或其他设备/人因所导致的计划性停机或降负荷运行

5. 只要试验在至少四周前已经被确定而且属于正常计划的一部份，那么即使确切的试验日期无法在四周前决定，这项试验造成的发电损失仍可以认为是计划性发电损失。

6. 由于下列情况所造成的非计划性发电损失应纳入机组能力因子的计算，因为它们属于电厂可控制的： ? 非计划性检修停机

? 因试验、检修或其他设备/人因所导致的非计划性停机或降负荷运行 ? 非计划性的停机延期

? 由于电厂设备或人员问题或同型电厂共通性问题衍生出来的管制行为所造成

的非计划性停机或降负荷运行

7. 计算机组能力因子时，不考虑下列原因造成的发电损失，因为它们不是电厂所能控制的：

? 电网不稳定或故障

? 用电需求不足（备用停机、经济原因停机或调峰运行）

? 环境限制（如冷却水池低水位或运行人员无法防止的进水口限制以及地震、

洪水） ? 员工罢工

? 燃料循环末其功率递减运行

? 由于冷却水温度的季节性变化而造成发电的季节性变化

8. 因单起事件造成的计划性或非计划性功率损失，是指假设当时该机组是在参考功率下运行时所产生的功率损失。相对于参考功率，功率损失可以用下列三种方法之一来计算：

? 如果事件发生前机组接近参考功率运行，则由事件发生前的功率减去事件期

间的实际功率。

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? 通过计算得到如果机组在参考功率运行下可能减少的功率。

? 如果以前曾在参考功率运行时发生过相似事件，则可以利用历史数据来获

得。

例如，机组在75%功率运行时因设备故障而损失了10MWe功率，但经过计算或该机组曾经在参考功率下运行时发生同样事件的历史资料得到当时有20MWe的功率损失，则对于此事件，在计算发电损失时要以20MWe的功率损失来计算。

9. 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。

10. 由电厂可控制以及不可控制的因素共同造成的事件，必须将发电损失中属于电厂可控制的部份分离出来，纳入发电损失的计算。

11. 机组运行时由于员工罢工所造成的停机或降负荷均不列入发电损失的计算，因为员工罢工不是电站可直接控制的。但是，如果在罢工期间由于设备故障、维护、检修或者诸如换料检修等活动而导致机组无法启动或无法运行，这种情况下的电能损失应该列入指标的计算。类似的，如果在停机期间发生员工罢工，只要机组是因为设备故障、维护、检修或者诸如换料检修等活动而造成停机延期，这种停机延期造成的电能损失也应该列入指标的计算。

12. 一般情况下，停机或降负荷运行的起始日期要变更，必须在四星期以前宣布才能视为是计划性的。但是如果起始日期变更是由调度中心在四星期内要求的，则该项停机或降负荷运行仍看作是计划性的。如果符合下列所有条件，那么由电站管理层决定的起始日期变更也是计划性的：

? 机组的运行不是监管部门的管制要求，管理层变更计划停机的起始日期仅仅

是从售电的经济利益出发的，是一种短期行为。这种经济利益可以是整个电站的发电系统，而不仅仅是需要变更日期的机组。

? 在原定停机起始日期之前四个星期内，电站不可能发生非计划电能损失。 ? 在这四个星期内（或者新定日前之前）发生的任何强迫或者非计划的停机都

不应成为停机提前的理由。

13. 如果机组在预定的时间之前开始停机或降负荷运行，那么在实际停机或降负荷时间到预定时间之间的发电损失应视为非计划性发电损失。

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14. 如果停机延期超出原定的启动日期，则不管是为了完成原先预定的工作还是为了完成启动所需设备的纠正性检修工作，此延期所造成的所有发电损失应视为非计划性发电损失。但是为了要完成一些不在停机规划内的非强制性工作（如预防性维修或变更工作）而造成的停机延期则可以视为计划性的，只要这些工作在四个星期前已安排好时间。一旦启动所需的纠正性检修工作均已完成而其他剩下的规划内工作也已在四周前安排好时间，则其所造成的停机延期可以由非计划性重新计为计划性。这一条也适用于降负荷运行事件。

15. 计划性停机及降负荷运行的起止时间是以调度人员同意的时间为准，这些日期可能会与电厂停机计划的时间有所不同。

16. 停机前后的降负荷及升负荷期间的发电损失是计划性损失还是非计划性损失应视该次停机是计划性的还是非计划性的来定。例如，一次计划性停机，在机组停机时以及启动时造成的发电量损失就是计划性的。另外，如果在一项计划性停机的末期发生非计划性的停机延期，这时其后面的启动仍然视作是计划性电能损失。换料大修后必需的试验造成的发电量损失视作是计划性的。

17. 备用停机时，只要可在正常启动所需时间内再启动均应被视为可用，但如果在此期间，设备有工作在进行而可能阻止机组再启动时，则所产生的发电损失应列入机组能力因子的计算（即使当时机组并不需要真正启动）。

18. 计算时即可以用毛发电量也可以用净发电量，但是在计算中必须保持一致。相对来讲，使用毛发电量比较有意义，因为在多机组电站，如果厂用电由某一台机组供电时，用毛发电量计算比较不会混淆。

19. 对某一时期来讲机组能力因子、非计划能力损失因子、计划能力损失因子之和应等于100%。计划能力损失因子可由此关系推算出。

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非计划能力损失因子

目的

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。 定义

非计划能力损失因子：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。 数据项目

? 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。 数据选取要求

新机组自首次商业运行后的下一年的1月1日起填报相关数据。 指标计算

非计划能力损失因子=

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。

UEL?100%

REG6

注：非计划性发电损失的总和是由该期间内所有非计划事件造成的电能损失的总和。

为了减少换料大修以及计划性小修对指标造成的影响，一般采用3年值来进行机组间的比较。

数据的收集和指标的计算例子见强迫损失率附录A

注意事项

1. 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。

2. 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。

3. 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。

4. 由于下列情况所造成的非计划性发电损失应纳入机组能力因子的计算，因为它

们属于电厂可控制的： ? 非计划性检修停机

? 因试验、检修或其他设备/人因所导致的非计划性停机或降负荷运行 ? 非计划性的停机延期

? 由于电厂设备或人员问题或同型电厂共通性问题衍生出来的管制行为所造成

的非计划性停机或降负荷运行

5. 计算非计划能力损失因子时，不考虑下列原因造成的非计划发电损失，因为它

们不是电厂所能控制的： ? 电网不稳定或故障

? 用电需求不足（备用停机、经济原因停机或调峰运行）

? 环境限制（如冷却水池低水位或运行人员无法防止的冷却水低水位、进水口

限制、地震以及洪水）

? 员工罢工（详见后面的注意事项） ? 燃料循环末其功率递减运行

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? 由于冷却水温度的季节性变化而造成发电的季节性变化

6. 因单起事件造成的计划性或非计划性功率损失，是指假设当时该机组是在参考

功率下运行时所产生的功率损失。相对于参考功率，功率损失可以用下列三种方法之一来计算：

? 如果事件发生前机组接近参考功率运行，则由事件发生前的功率减去事件期

间的实际功率。

? 通过计算得到如果机组在参考功率运行下可能减少的功率。

? 如果以前曾在参考功率运行时发生过相似事件，则可以利用历史数据来获

得。

例如，机组在75%功率运行时因设备故障而损失了10MWe功率，但经过计算或该机组曾经在参考功率下运行时发生同样事件的历史资料得到当时有20MWe的功率损失，则对于此事件，在计算发电损失时要以20MWe的功率损失来计算。

7. 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。

8. 由电厂可控制以及不可控制的因素共同造成的事件，必须将发电损失中属于电

厂可控制的部份分离出来，纳入发电损失的计算。

9. 机组运行时由于员工罢工所造成的停机或降负荷均不列入发电损失的计算，因

为员工罢工不是电站可直接控制的。但是，如果在罢工期间由于设备故障、维护、检修或者诸如换料检修等活动而导致机组无法启动或无法运行，这种情况下的电能损失应该列入指标的计算。类似的，如果在停机期间发生员工罢工，只要机组是因为设备故障、维护、检修或者诸如换料检修等活动而造成停机延期，这种停机延期造成的电能损失也应该列入指标的计算。

10. 一般情况下，停机或降负荷运行的起始日期要变更，必须在四星期以前宣布才

能视为是计划性的。但是如果起始日期变更是由调度中心在四星期内要求的，则该项停机或降负荷运行仍看作是计划性的。如果符合下列所有条件，那么由电站管理层决定的起始日期变更也是计划性的：

? 机组的运行不是监管部门的管制要求，管理层变更计划停机的起始日期仅仅

是从售电的经济利益出发的，是一种短期行为。这种经济利益可以是整个电站的发电系统，而不仅仅是需要变更日期的机组。

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? 在原定停机起始日期之前四个星期内，电站不可能发生非计划电能损失。 ? 在这四个星期内（或者新定日前之前）发生的任何强迫或者非计划的停机都

不应成为停机提前的理由。

11. 如果机组在预定的时间之前开始停机或降负荷运行，那么在实际停机或降负荷

时间到预定时间之间的发电损失应视为非计划性发电损失。

12. 如果停机延期超出原定的启动日期，则不管是为了完成原先预定的工作还是为

了完成启动所需设备的纠正性检修工作，此延期所造成的所有发电损失应视为非计划性发电损失。但是为了要完成一些不在停机规划内的非强制性工作（如预防性维修或变更工作）而造成的停机延期则可以视为计划性的，只要这些工作在四个星期前已安排好时间。一旦启动所需的纠正性检修工作均已完成而其他剩下的规划内工作也已在四周前安排好时间，则其所造成的停机延期可以由非计划性重新计为计划性。这一条也适用于降负荷运行事件。

13. 计划性停机及降负荷运行的起止时间是以调度人员同意的时间为准，这些日期

可能会与电厂停机计划的时间有所不同。

14. 停机前后的降负荷及升负荷期间的发电损失是计划性损失还是非计划性损失应

视该次停机是计划性的还是非计划性的来定。例如，一次计划性停机，在机组停机时以及启动时造成的发电量损失就是计划性的。另外，如果在一项计划性停机的末期发生非计划性的停机延期，这时其后面的启动仍然视作是计划性电能损失。换料大修后必需的试验造成的发电量损失视作是计划性的。

15. 计算时即可以用毛发电量也可以用净发电量，但是在计算中必须保持一致。相

对来讲，使用毛发电量比较有意义，因为在多机组电站，如果厂用电由某一台机组供电时，用毛发电量计算比较不会混淆。

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强迫损失率

目的

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。 定义

? 强迫损失率：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。

? 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。

“计划性”以及“参考发电量”的概念参考机组能力因子一节。 数据选取要求

新机组自首次商业运行后的下一年的1月1日起填报相关数据。 数据项目

? 参考发电量，以MWe-hr为单位。 ? 计划性电能损失，以MWe-hr为单位。 ? 非计划强迫电能损失，以MWe-hr为单位。

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一年负荷曲线 1 2 机组参考功率 3 4 5 6 7 8 9 10 燃料末期 降功率运行 设备故障 按计划停堆换料 机组启动 操纵员出错 停机延期 时间 计划性发电量损失 非计划性发电量损失 – 强迫 非计划性发电量损失 – 停机延期 外部因素影响

各时间段情况简述：

0 - 1 因需求不足降功率运行 1 - 2 因设备故障降功率运行

2 - 3 因环境条件所限以及燃料末期降功率运行 3 - 4 机组按计划停堆换料

4 - 5 因原计划中的工作没有完成，机组停机延期 5 - 6 机组启动

6 - 7 因天冷，机组超额定功率运行 7 - 9 因操纵员出错而停机

9 - 10 因电厂不可控的环境限制，机组降功率运行

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临界7000小时非计划自动停堆数

目的

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。 定义

本指标定义为每7000小时的临界运行中所发生的非计划性自动停堆（反应堆保护系统逻辑动作）的次数。

? 非计划：是指紧急停堆并不是计划性试验中的预期部分。

? 停 堆：是由于反应堆保护系统动作，快速引入负反应性（例如：控制棒或硼酸注

入）而导致堆芯核反应自动停止，停堆信号可能是因超过整定值引起或者是虚假信号引起。

? 自 动：是指引起反应堆保护系统逻辑动作的初始信号是来自监视机组参数或状况

的探测器，而不是来自主控室手动急停开关或手动汽机跳脱开关。

? 临 界：停堆前keff=1的反应堆稳定运行状态。

? 7000临界小时：7000小时大约是大多数机组运行一年的临界时数。 数据项目

? 在临界状况下，非计划性自动停堆次数。 ? 临界运行时数。

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指标计算

在某一段期间内机组值=

在临界状况下非计划性自动停堆总次数?7000

总的临界时数行业值＝所有机组值的中值

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。

数据的收集和指标的计算例子见附录A。 数据选取要求

新机组自首次商业运行后的下一年的1月1日起填报相关数据。但是，要加入行业值的计算，每年的临界时数至少要有1000小时。制定这个最低临界时数的目的是减少长时间停堆的机组的影响，因为这种机组有限运行日期不是十分有效。 注意事项

1. 如果自动停堆属于试验的一部分（例如反应堆保护系统动作试验）、正常操作或模式转变时规程中已经有所涉及的自动停堆均不列入计算。

2. 在所有控制棒插入堆芯的情况下发生反应堆保护系统信号动作，但是因控制棒没有移动，所以不列入计算。

3. 在机组启动、停机或改变功率状况时，反应性的瞬态变化可能使反应堆发生短暂的次临界或超临界状况，但在计算本项指标时，如果反应堆于反应性瞬态前是在临界状态且预期在瞬态后亦可恢复到临界状态，则应看作是在临界状态。（如，反应堆启动达到临界状态，除非停堆到次临界状态，反应堆一直处于临界状态。）

4. 所有因手动跳脱汽机而引起的自动停堆，都应详细评估这一行为是否由于操纵员为了减少瞬态的影响或保护重要设备而做出的保守决策，此类手动停机所引起的停堆应视为手动停堆，不列入本项指标中计算。

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附录A

指标计算举例

下面举例说明临界7000小时非计划自动停堆数指标的计算。 反应堆保护系统动作：

1. 在停堆过程中，有很多控制棒已经插入堆芯，反应堆处于次临界状态。这时，出现一个虚假紧急停堆信号，剩余控制棒全部插入堆芯。（因为反应堆不处于临界状态，所以不算）

2. 在汽机上做某一试验时，反应堆自动停堆。电站试验规程中指出，在做该试验时有可能发生自动停堆。（本次自动停堆是计划作业的一部分，而且在电站试验规程中已经有所涉及，所以不列入计算）

3. 电站在100％功率下堆反应堆保护系统进行某一定期试验，一个通道处于试验位置，另一个通道收到一个虚假信号，结果发生停堆。（列入计算）

4. 在满功率下，主泵跳脱。操纵员随即降功率并试图恢复主泵运行，但是SG液位无法维持，操纵员于是在停堆信号出现之前手动停堆。（不算，不是由反应堆保护系统动作引起的自动停堆）

5. 在75％功率下，汽机控制系统发生故障，操纵员为了防止汽机超速，手动停机，并引发自动停堆。（操纵员为防止设备损坏而手动停机造成的自动停堆，不算）

非计划自动停堆次数：1 机组临界时数：1856小时 前三季度非计划自动停堆次数：1 前三季度机组临界时数：4710小时 机组值＝

2?7000

1856＋4710＝ 2.1

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安全系统性能

目的

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。 范围

PWR机组的安全系统性能指标包含以下三个系统：

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。 定义

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

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附录 C

应急交流电系统

本附录为安全系统性能指标中的应急交流电系统提供了额外的指南。

? 应急交流电系统受监视设备范围：应急交流电系统基于系列水平采集数据。应急发电机包括启动压空、润滑油、燃油、冷却水、发电机输出断路器等子系统。但是，对于本安全系统性能指标，只有在应急发电机不能启动带载运行时才统计其不可用时数。例如，某个系列冗余的支持系统中有一个设备发生故障，应急发电机仍然是可运行的，这时不用统计不可用时数。

? 应急交流电系统的系列数等于电站中应急发电机的数量，在发生丧失厂外电事件时需要这些应急发电机提供安全停堆所需的电源。

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附录 D 指标计算举例

设备不可用时数

1999年第四季度

系统：辅助给水系统

序设备不可用发生事件设备恢上次成电站故障发号 的原因 的时间 复的时功运行运行现前不间 的时间 模式 可用时数 流量控制阀1 处在关的位置 泵轴添加润滑油 电动辅助给3 水泵启动试验失败 阀门MS100A在4 试验中打开后无法关闭 电动阀更换5 限位开关 2

非计划性不可用时数 12 计划总性不计 可用时数 10/2/99 10/3/99 9/6/99 1 第三季度264 第四季度48 / 240 / 60 10/11/99 11/1/99 10/11/99 11/11/99 / 10/2/99 1 4 / 0 2 / 2 240 12/7/99 12/9/99 / 1 / 48 / 48 12/26/99

12/26/99 / 1 / 8 / 8 说明：

第一项：在99年10月2日进行的试验中发现空压机不可用，原因是阀门故障并处于关的位置。因为不知道阀门是什么时候关闭的，所以只能估算故障发现前不可用时数，上次成功运行的时间是99年9月6日，所以故障发现前不可用时数就是9月6日到10月2日共26天的一半： 1/2× 26天＝312小时（第四季度48小时，第三季度264小时）。另外，阀门检修化了12小时。这样第四季度的设备不可用时数共计60小时。第三季度设备不可用时数为264小时。

第二项：99年10月11日，给轴承添加润滑油（预防性维护），电动辅助给水泵退出运行2小时。

第三项：99年11月1日，在试验中电动辅助给水泵启动失败。但是，从99年10月22日开始，电站状态处于模式4，在本次试验前有10天时间不需要辅助给水系统可用。故

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障发现前不可用时数是需要系统可用的时间的一半，而上次可运行的时间是99年10月2日：1/2×20天＝240小时。电站状态处于模式4，在系统检修过程中，不需要系统可用，所以非计划性的检修时间不计入指标的计算。设备不可用时数共计240小时。 第四项：给蒸汽驱动辅助给水泵输送蒸汽的管线上的一个阀门（MS100A）在正常情况下应处于开的位置，但是在99年12于7日进行的阀门行程试验中，阀门关闭后就无法打开了。因为在试验前，阀门处于开的位置，可以满足其功能的需要，所以不必计算其故障发现前不可用时数。阀门关闭以后就不能完成其既定的功能了，因此，只要把检修时间算作非计划不可用时数就可以。阀门检修化了48小时。设备不可用时数共计48小时。

第五项：99年12月26日，工作人员查找阀门“关”位置指示灯为什么不亮的原因，把吸入阀MOV33的电源切断，该阀退出运行。工作人员发现是限位开关有故障，于是更换了限位开关。阀门退出运行共计8小时。 计算： o 第四季度

第四季度，三个系列的辅助给水系统的不可用时数共计358小时，反应堆临界时数为1921小时。于是辅助给水系统的指标计算如下：

系统中设备不可用时数/（系统需可用时数×系列数）＝ 358/（1921×3）＝0.062 设备不可用时数包括下列数据： 计划性不可用时数：2小时（第二项）

非计划不可用时数：68小时（第一、四、五项） 故障发现前不可用时数：288小时（第一、三项）

o 年值 当年相关数据如下： 季度 不可用时数 223 一 646 二 三 671（包括第一项中的264小时） 358 四 临界时数 1227 2183 2208 1921 指标年值计算如下：

223＋646＋671＋358 ＝ 0.084

（1227＋2183＋2208＋1921）?3

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燃料可靠性

目的

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。基于从燃料制造厂家得到的信息，反应堆堆芯内若有一根或多根的燃料破损，在稳定运行工况下，对于沸水堆，指标值可能会大于1.1E+07Bq/sec或300礐i/sec；对于压水堆和重水堆，指标值可能大于1.9E+01Bq/sec或5.0E-04μCi/g。

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。 定义

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。

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，

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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。

迷离物的贡献是由以前破损的燃料元件中释放出来沉积在堆芯内的可裂变物质的贡献，和附着在燃料包壳表面的可裂变物质的贡献。

假设迷离物质的组成为30%的铀和70%的钚。

净化常数是指每秒钟通过化容系统的冷却剂流量和整个主系统水装量的比率。 线性功率系数是指在100%满功率工况下的平均线性功率密度，QNPP该值取13.5千瓦/米。 需要采集的数据

对于压水堆，需要以下数据：

I-131、I-134活度的月度平均测量值（Bq/g或μCi /s），净化常数（1/s），线性功率系数（kW/m或kW/英尺），堆功率（％）。 指标计算

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。

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Po 是指在测量时的平均反应堆功率水平 其它的解释见附录A

机组值 =最近运行一个季度中各月度值的平均值 成员值=该成员内所有机组值的中值 世界值 =按照不同堆型，所有成员值的中值

压水堆、重水堆数据的收集和指标的计算例子见附录B 注意事项

1. 对于绝大多数压水堆、重水堆和VVER机组来说，燃料可靠性指标值大于1.9E+01Bq/g时，应考虑到燃料元件存在破损的可能性。

2. 电厂除利用燃料可靠性指标外，还应利用其它信息（如：惰性气体和碘的裂变产物的浓度，长寿命和短寿命核素的释放/产生比例等）来确定燃料是否存在破损。另外，当与燃料破损的限值比较时，应考虑到取样和分析的不确定性。

3. 测量报告的值不能低于仪表的测量下限。虽然该值可能非常低，但不能认为是0，应该是仪表所能测到的最低值。

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附录A

压水堆、重水堆、VVER堆燃料可靠性指标的补充信息

FRI计算公式的推导

因为I-134的半衰期较短，所有测量到的I-134都假设是由迷离物质裂变产生。那么，破损燃料导致的I-131活度可以用以下公式得到：

AD = A131N －k×A134N 其中: AD =

从破损燃料中产生的I-131活度（归一化到统一的净化常数） 测到的I-131活度（归一化到统一的净化常数） 测到的I-134活度（归一化到统一的净化常数） 是个常数，该值取决于迷离物质的组成

A131N = A134N = k =

净化速率的修正值

主冷却剂的净化速率影响到I-131和I-134的稳定浓度。为使得不同净化速率的机组间可以进行有意义的比较，测量得到的I-131和I-134活度都归一化到一个统一的净化常数，在这里，净化常数取：2×10 。

AN = AM× ( ? + Ba) / ( ? + Bn) 其中： AN =

归一化的核素活度（单位：Bq/g）

-5

AM = 测量到的核素活度（单位：Bq/g） ? =

核素的衰变常数(单位：1/秒)

Ba = 实际的净化常数(单位：1/秒)，定义如下： Ba= Bn =

修正到主冷却剂正常运行温度下的下泄流量（m3/s）

反应堆冷却剂在正常运行温度时的总体积（不包括稳压器）2 x 10 /秒

-5

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测得的下泄流量，必须根据下泄温度校正到与主系统相同的校正流量后，再用来计算Ba；如果没有校正，则算出的净化速率常数的误差会达到25-40％。

测得的下泄流量将根据下泄温度和主系统温度进行校正：

下泄流量×

迷离物质校正系数K

迷离物质中对碘活度测量有影响的主要是三种核元素：U-235, Pu-239和Pu-241。U-235和Pu-241裂变产生的碘数量基本相同，但是，Pu-239裂变产生的碘数量就有明显的区别。

研究表明，燃料燃耗充分的话，Pu-239的裂变产物占整个迷离物质产生的裂变产物的70%。由于迷离物质在经过数个循环后仍可能存留在系统中，所以迷离物质的有效燃耗可以达到很高。

鉴于裂变产物中的I，70％由Pu-239产生 30％由U-235产生，所以在计算时使用I－131、I－134的恒定比率会使得针对迷离物校正系数的计算更合理、准确。在表B-1中列出了用于迷离物质计算的裂变产物。

因为反冲核素的释放速率与裂变量成正例，易裂变物质裂变产生的I－131的活度可以通过I-134与 I-134和I-131产额比的乘积来确定。然而，那些主冷却剂活度没有出现峰值或没有其它表明燃料破损的迹象的电厂，在对主冷却剂活度进行评价时发现，对于由易裂变物质产生的裂变，释放到主冷却剂中的裂变产物的份额取决于该种核素的半衰期。

根据已发现的活度来看，发生了一定程度的“阻滞现象”，这个现象推迟了I－134的释放。“阻滞”现象的程度与迷离物质活度的高低是一致的。一个用于观察的机械设备就是吸收体，还有反应堆冷却系统的粗造表面上附着着的裂变产物共同导致了I-134释放的滞后。

考虑到已观察到的滞后现象，以下是经过修订的迷离物质校正系数计算公式。该公式对放射性主要来自泄漏燃料棒的电厂没有太大的影响。然而，该公式对放射性主要来自迷离物质的电厂有明显的影响。

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在主系统运行温度下的密度

正常下泄温度下的密度

(Y ×? 0.955 / [ ? + Bn])131

k = ______________________________ (Y ×? 0.955 / [ ? + Bn])134

这里Y＝ 裂变产物的份额

用表B-1的数据代入上式可以得到：k=0.0318

表B-1

I-131和I-134的衰变常熟和裂变产物份额 裂变常数 裂变产物份额(Y) 铀U 钚Pu 总值* (?) sec-1 0.0288 0.0387 0.0357 1 x 10-6 0.0770 0.0730 0.0742 2.2 x 10-4 同位素I I-131 I-134

功率的校正和归一化

* 总值是30％U＋70％Pu

反应堆功率对反应堆冷却剂废气的影响是显著的。随着功率的升高，燃料产生裂变产物的速率呈线性增长；而裂变产物从燃料中释放到冷却剂中的速率呈指数倍增长。因此，指标结果应根据功率水平进行校正（如低于100％功率运行时），并且根据平均线性功率密度进行归一化。

在对裂变产物的产生和功率低于100％时裂变产物的释放速率进行校正以及对LHGR平均线性功率密度归一化时应用以下等式，该等式是由PWR燃料供货商根据经验得到的：

FRI = AD×[(Ln/LHGR) ×(100/Po)]1.5 这里

AD是在功率水平校正和归一化之前的燃料可靠性指标值 Ln是参考平均线性功率密度（18.0KW/公尺或5.5KW/英尺） LHGR是在机组100％功率下的线性功率密度 Po是在测量活度时的平均反应堆功率

将等式中的AD替换掉可以得出以下用于PWR的燃料可靠性计算公式：

FRI = [(A131)N－ 0.0318 (A134)N] × [(Ln/LHGR)× (100/Po)]1.5

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附录B

指标计算举例

以下例子用来说明FRI燃料可靠性指标的计算。这些例子是建立在对放射水平每天的取样的基础上。频度较低的取样可能导致不同的月平均值被应用到计算中。 电厂运行历史：

以下电厂运行例子运用在BWR和PWR堆型。前几个月电厂运行功率是100％，以下是当前月的功率曲线：

100 85 75 功率 (%)

50 25 1 6 10 12 15 天

第1－6天，第10－12天和第30天的数据可以应用于FRI的计算中，因为这些天是本月中满足电厂功率至少3天稳定在85％以上要求的天数。如果当月的稳定功率没有在85％以上的，则指标值的计算就不应当选这个月的数据。

例子中，假定电厂满功率时的热输出功率是3,030,000 kW，燃料总长度是550,900英尺，所以线性功率密度是：

LHGR =

电厂的详细数据：

? 反应堆冷却剂容量在正常运行状况下（不包括稳压器容量）＝82,000加仑 ? 标称净化流量和温度的关系： 在130?F 时是120g/m，在550?F 时是161

g/m。

22 26 30 3030000 = 18.1 kW/mete (5.5 kW/foot)

55090046

以下是在指定天数测量的I-131和I134活度及净化流量： 天 1 2 3 4 5 10 11 12 30 平均值 实际的净化常数

修正到主冷却剂正常运行温度下的下泄流量（加仑/s）Ba=

反应堆冷却剂在正常运行温度时的总体积（不包括稳压器）

Ba = (161 gallons/min)×(1 min/60 sec) 82,000 gallons

= 0.0000327 sec-1

净化率常数Bn = 0.00002 sec-1

Bn是在一个在指标定义中有定义的常数 月燃料可靠性指标：

FRI = [(A131)N ? 0.0318(A134)N] × [(Ln / LHGR) ×(100 / Po)]1.5

(A131)N = (A131)实际 × [(?131 + Ba)/(?131 + Bn)]

0.000001＋0.0000327= 0.0135 × = 0.02166 μCi/g

0.000001＋0.00002 同理得到：

A131(μCi/g)I-131 0.0139 0.0145 0.0123 0.0138 0.0150 0.0145 0.0119 0.0140 0.0118 0.0135 A134(μCi/g)I-134 0.0425 0.0480 0.0396 0.0431 0.0440 0.0435 0.0429 0.0447 0.0430 0.0435 修正后的净化速率(gpm) 功率Po 161 100 161 99.3 161 99.3 161 99.1 161 99.1 161 86.1 161 85.5 161 86.0 161 100 161 94.9 0.00022＋0.0000327 = 0.04580 μCi/g

0.00022＋0.00002

FRI = [0.02166 ? 0.0318×0.04580]× (18/18.1)× (100 / 94.9)]1.5 (A134)N = 0.0435×

燃料可靠性月值= 0.0217 μCi/g (或801.9 Bq/g) 燃料可靠性指标在比一个月长的期限时的计算

当要计算比一个月更长的燃料可靠性指标时，数据的确定当以最近可运行季度的月平均值来计算。

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化学指标

目的

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。 定义

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。 需要采集的数据

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

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指标计算

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） 计算公式如下

化学指标值＝

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。

数据的收集和指标的计算例子见附录A 注意事项

1. 每日的平均值是按时间加权得到的，每日时间加权平均值定义如下：

时间加权平均值＝

限值（LVx） 0.2 uS/cm 5.0ppb 5.0ppb 2.0ppb 3.0ppb 5.0ppb

?(VxT)?T

iiiVi＝该参数的测量或记录值 Ti＝此次测量到下次测量的时间间隔

一天24小时是指当天午夜到第二天午夜，一天中最早的参数值跟前一天最后的一个值是同一个数据。为了比较的一致性以及数据的精确性，最好采用在线监测仪表上的数据。对于PWR机组，化学参数的日值是每个监测点的加权平均值的平均值（蒸汽发生器排污或者给水系列）。例如，排污水中钠

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的日值，把每一台蒸汽发生器排污水的加权平均值相加，然后除以蒸汽发生器的数量。其它频度（如每周）的加权平均值的计算与日值的计算类似。 2. 给水铁浓度是7天的累积值。对于铁浓度较高的电站，7天太长，频度可以比小于7天。季度值是周（根据水化学情况可以是其它频度）测量值的平均值。参数值是以时间加权的平均值，定义如下：

时间加权平均值＝

?(VxT)?T

iiiVi＝该参数的测量或记录值 Ti＝此次测量到下次测量的时间间隔

3. 对于PWR机组，只有功率达到30％以上时，才把化学分析数据列入化学指标值的计算。

4. 如果当天数据无法取得，则数据应以前一天的数据代之，除非前一天的功率小于30％。

5. 如果数据小于最低可测量值，则填报检出限。检出限是某个参数的最低浓度。换句话说，在带有一定浓度的杂质的样品的测试中，上面的浓度在一个可信度内。该浓度需要通过至少20个空白样品的重复测定得到。例如，20个空白样品测定氯化物的最低可测量浓度。 6. 化学参数以ppb为单位。

7. 如果某个参数的实际值小于或等于其限值时，其浓度应该用限值来取代。也就是化学指标最好值（也是最小值）为1.0。

数据选取要求

新机组自首次商业运行后的下一年的1月1日起填报相关数据。

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