NB-T20706-2023核电厂机组性能指数管理导则.docx

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1、ICS27.120.20CCSF65MB中华人民共和国能源行业标准NB/T20706-2023核电厂机组性能指数管理导则Guidancefortheperformanceindexofnuc1.earpowerp1.ants202310-11发布*0411实施国家能源局发布前I1.1范用12规范性引用文件I3术语和定义I4机抗性能指数的构成24.1 发电领域34.2 运行领域54.3 系统健康领域64.4 维修领域74.5 工作过程领域74.6 长期计划领域84.7 监测领域84.8 大纲领域85评价体系95.1 机组性能指标的评价95.2 机殂性能指数评价95.3 机组性能指数的评价管理IO

2、5.4 BUH性能指数报告编写10附录A（资料性）某核电厂机组性能指数I1.本文件按照GB,T1.12020给出的规则起草。请注意本文件的某些内容可能涉及专利.本文件的发布机构不承担识别这些专利的谎任.本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出。本文件由中国核电发展中心归口.本文件起草单位：苏州热工研究院有限公司、上海核工程研究设计院股份有限公司、核电运行研究（上海）有限公司.本文件主要起草人：于娜、港星、屈月启、张涛、张怀远、杜东晓、陈饯-核电厂机组性能指数管理导则1木文件规定了核电厂机俎性能指数的定义、出成、状态划分、指标计算和评价。本文件适用于核电厂机组性能评价及管理.2捉殖性引用文件下列

3、文件对于本文件的应用是必不可少的.凡是注日期的引用文件.仅所注目期的版本适用于本文件,凡是不注H期的引用文件，其用新版本（包括所有的恰改单）玷用于本文件，GB1T2900.13-2008电工术谱可信性与服务质狄D1./T861-2001电力行业可解性名词术语3术甯和定义下列术语和定义适用于本导则.3.1机性指敷theperformanceindex某台机组根据多个桀域（发电，运行、系统、维悻、工作过程、长期、监测和大纲）的若干结果指标和过程指标计弗出的机如性能得分值.3.2不可用状方unavai1.ab1.eSite设备或系统出现故用或在试验维修期间不能执行规定功健的状态.1来海：D1.T86

4、1-2004,426.百假改）33不可用率Uniivui1.abi1.i1.y11e设每或系统在婴求可用时而不执行其规定功能的时间比率。3.4可用时向avai1.ab1.etimc.uptime设符或系统处于可用状态的时间区间，注：当用小时表示时.称为“可用小时”（avai1.ab1.ehous）.来源：D1T8612004625,有修改关设备ponent指对核电厂的核安全和机组发电只有关健作用的设i3.6支限期graceperiod针对预防性维修任务.其周期的25%作为无限期.如果某项预防性维修任务在宽限期间完成.虽然两次预防性推住执行时间间1.超过了一个预防性维修周期，但该预防性维修任务仍

5、被认为是有效执行的.3.7飨累指标1.aggingindex也称滞后指标,用于显示机姐性能管理侦终结果的指标.这些指标直接反映机机性能状态和管理成效.3.8过SHWS1.eadingindex也称先导指标,用于显示机姐性使管理流程中间环节状态的指标，通过这些指标的监侨和分析，找出机姐性能管Pf1.1.1.关流程中存在的不足.从而可以提前预测和改进机组性能.3.9关WM*备SinS1.e-POintVu1.nerahi1.ities（SPVs）是关设设备的部分，但至少要包括单故障会直接导致自动或手动紧.急停堆或停机后果的设备.4机If1.性能柒R的的成机组性能指数是指根据多个领域的若干结果指标和

6、过程指标计舞出的机组性能状态的分值，结果指标以及过程指标分别见表1和表2.机加性使指数使用关键指标的出台，这些指标加权相加的总而得分为100.且坍个分指标的伯用一种靛色表示.机组性能指标应包括以下领域；a）发电：b）运行；c）系统他康：d）维修：O工作过程：f）长期计划：g）SniiII:h）大纲.14Uf1.ttttft*-ttJ1.1.ft*指怵领域电厂/机讥SHaif1.失率发电机组非计划大修延长能量损失发电机加7000临界小时非计划紧急杼堆次数发电O1.处迫搔失事件次数发电机织因旅系进入技术规格书限制次数运行机组黑携公负担数运行VUU求要失效邪件数运行O1.安全化第乐统性使指标泰统健鹿

7、VUU装2机ta性传指桁-过指不指标例域电厂/机ff1.未缓解的WV数系统健原V1.ff1.关但设省小Mi陷既传在减雉修机组关键设备1防性第倍推迟次数港佬W1.f1.1.关fit设番预防性褪传未及时完成敢雉自机组用计划任务存所率工作过和电厂中长期财思超期未完成数U长期计0V1.i1.1.红色和黄色系统出期个数长期计划V1.fH化学拊标监测O1预防性椎修大纲变更申谙积压敷AfH机姐4.1发电41.1*jg失事强迫损失率是在一定时期内,所有善计划强迫电量损失与同-时期稷定发电At娥去该时期内计划电量损失和停机检修期的下计划延长电盘损失的比值,以百分数表示强迫损失率(F1.R)是根据机组的换料周期(

8、12、18或24个月)计算一个换网冏期的滚动平均值.NB-2O7O6-2O23共数学非达式为:100%其中IFE1.(unp1.annedforcedenergy1.osses):非计划裁迫电量损失，当机炮处于电网调度控制下时，因槌前不足某个特定时间段(如4周)与电网调度确定而安排的口于电厂管理控制原因引起的非计划停堆和降负药而没有产生出来的电能.单位是兆瓦时(MWh).REG(referenceenergygeneration):额定发电为i.机组额定功率与所统计时长的乘积.单位是兆瓦I1.J1.MWh).PEKp1.annedenergy1.osses):计划电眼投失，摊前某个特定时间段(

9、如4周)及以上与电网调度确定而安排的处于电厂管理可控范阳的事项造成的功率损失与该期间小时数的乘积，单位是兆瓦时(MWh).OE1.(UnPk1.nnedoutageextensionenergyIOSS$):停机检修期的非计划延长电量投失，当机组处产计划大修期间时，因不能完成原计划工作，或原计划结束H期前不足某个特定时间段(如4周)内新增加的任务导致超过原计划结束H期而未生产出来的电能，取位是兆瓦时(MWh).41.2非计划大修殖长能量损失非计划大修建长能量损失是统计过去一个接料周期长度内(如18个月)大修非计划建长能看损失之和,最终换算为涵功率天数.以机组为单位进行统计.4.1.3非计划紧急

10、停康次数(7000临界小时)甘计划砥急件堆次数(7000临界小时)是毋临界运行7000小时中所发生的作计划紧急停堆,共数学表达式为：CWT-2-7000TCU式中：SCRAMT:反应地非计划紧急停堆次数(包括非计划自动紧念停堆和非计划手动紧急停堆)TCH:临界小时数4.1.4津追授失事件次数统计在过去的三个月内发生的因设备期因分致的强迫损失力件次数，强迫损失事件即非计划强迫降电功率Ax额定功率的事件.以机汨为眼位进行统计.注意:妞迫损失方件不包括非电厂管理控制所能避免的方件如电网计划性避峰/谢停等：此处A股收15%2O区各电厂可根据自身情况调整。4. 2运行iM1 .2.1因缺Ia进入技术提格

11、书IM次敷统计在过去的三个月内,机组功率运行期间因设各块陷而引起的非计划进入技术规格书限制（有停机停堆限制要求.只限制时间小于等于72小时）的次数.由其它原因进入的情况不列入其中：如人因导致的进入,或设得假防性维修以及预测性维修而杓计划地进入，因保守决策而进入但实际设的无缺陷。以机址为单位进行统计。注*若问一设备故障在处理完成前多次进入技术规格书限制，则统计为I次.若因公用系统设备缺陷引起双机组或多机祖进入技术规格书限制,则埒台机组都要计入I次.若不同设备上产生I司类故障模式,应该分别统计为多次.4 2.2IftMAftfift铳计在过去的一个月内,操纵员负IH数。操纵员负担是指由于设备的缺陷

12、,导致作正常运行状态的情况卜会影响到正常运行规程、非正常运行规程或应依运行规程的执行，使得紧急情况F的响应变得复杂化而给运行人员带来Si外的仇担，即使这种补偿行为己程序化（1.1.经写进相应的操作规程中），但只要是并非设计的一部分,也应该将其作为运行负担僚考虑.以机组为单位来统计.举例请见附录A22.5 .2.3要失效件1统计在过去的三个月内.正要失效事件数.设备或部件的失效导致如F任意的结果，即为王要失效事件，包含但不限于以下事件a）设备或者部件失效直接导致电力投失的小件，包拈：1）自动停机停堆：2）非计划停机停堆事件：3）昔计划降电功率超过5%额定功率的事件（一殷为手动受控进行）；4）设饴

13、故障导致电功率瞬变超过10%能定功率的事件（系统自动进行）b）非计划进入技术规格行限制小于等J,72小时的事件iO设备或部件的失效导致以下任意关键安全功能失效的事件,包括：I）堆芯/反应堆冷却剂系统/乏燃料水池热砧排出；2）反应堆冷却剂系统中冷却剂装的控制/压力控制：3）安全壳诙封性/温度/压力：4）堆芯反应性控制：5）应急柴油发电机、应急辅助电源等关便电源.d）设条或部件的失效宜接导致非计划专设安全设施驱动系统的启动信号（安注或安全壳隔离）触发事件：C）专设安全系统性能指标监冽失效事件（要求可用而实际不可用）.注足非计划是指因提前不足某个特定时间段（如4周）与电网调度确定而安排的M于电厂管理

14、控制原因引起的没有按计划执行的事件,比如非计划秒机停堆.非计划降负荷、非计划大修逃长.43.1安全解系统性喊标统计过去三个月安全暖解系统MSP1.性能等级。以机纲为单位进行统ih注意：核电厂的缓解系统，如而压安注系统、应恁交流电源系统、余热排出系统、辅助给水系统和冷却水系统.其性能状态决定着核电厂能否防止事故的发生以及在事故工况下是否可以缓解事故的后果.其可用性和可席性将I1.接关系到核电厂的安全,对缓解系统的性能进行监测，维持其可用度和可靠度，可以有效的减少反应堆事故发生的可能性.安全媛解系统性能指标是为不同类型的核反应堆定义的.为了便于更好地理斜这些不同类型反应堆的指标和适用系统范用以及计算过程可参照生态环境部2020年11月16日发布的核动力厂营运单位核安全报告规定。4.3.2*aIMSPV统计在过去三个月内尚未缓解的SPV数量，注意未缓解的SPV聚然于斜决措施的有效性，以然少因SPv设符故障而造成的风险和牛产损失。完全缓解的SPV湎单由电厂设备可攀性管理团队读者等效人员提供,而且符合下列条件a）SPV已有缓解泞划并且被电厂管理部门批准。b）SPV缓解计划宜包括一系列的缓解行动（例如性能监控变化、预防性维修变化、设计变化等），以减少/消除故障风险。当缓解行动长时间内无法执行时应考虑桥接行动，c）除下列情况外，所有已经批准的缓解计划应已实施D很大功能设计变更的情况卜（