新技術研究與應用（指針高壓兆歐表）提高核電機組的運營技術水平
2010-07-09
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關鍵詞：指針高壓兆歐表,核電站；運行；可靠性；技術創(chuàng)新
1 立項背景
大亞灣核電站是從法國引進的具有80年代末水平的壓水堆核電機組，是國家改革開放，發(fā)展經濟的重點項目之一，受到國內外專家、*以及核能界的普遍關注。投產初期也有許多專家學者對大亞灣核電站的技術可行性、經濟性和環(huán)保性等方面有疑問和顧慮。雖然機組是引進的，但要取得良好的運行業(yè)績單單靠引進的技術基礎，沒有消化、吸收和創(chuàng)新是無法實現的。引進大型成套發(fā)電設備，因運行技術跟不上，導致重大設備損壞，企業(yè)、國家蒙受重大損失的先例也是有過的。所以作為當時國內*的商用核電站，大亞灣核電站對迅速提高運營技術水平，創(chuàng)造良好的經濟和環(huán)保社會效益，有很迫切的要求。
為此，大亞灣核電站投產之初就收集國內外的技術資料，跟蹤核電運行技術動態(tài)，研究如何提高運營技術。90年代，核能界的運營技術水平大幅提高，機組的平均可用率從 1989年的62%提高到1999年的85.5%。根據美國核能研究所（NEI）提供的數據，美國核能界在沒有新機組投產的條件下，近十年的核能發(fā)電量增長30%。同一時期內，每座核電站的非計劃自動停堆中間值從1.2降至零，運行業(yè)績令人矚目。經歸納總結，核電站提高運行業(yè)績主要在提高發(fā)電能力、縮短機組大修工期、減少非計劃停機等三個重點領域，實施了一系列的新技術研究與應用，包括應用*的堆芯燃料管理技術，實現長周期運行，提高機組電功率以增加發(fā)電能力；加強大修計劃控制，開發(fā)大修新技術以縮短大修工期；應用以可靠性為中心的維修技術（RCM）和概率風險評價技術，以提高設備運行可靠性，降低機組運行風險，減少非計劃停機等。
大亞灣核電站積極借鑒核電站的技術經驗，以達到*核電機組運行水平為總體目標，有計劃地研究和應用核電運營新技術。經過三年的研究和前期準備，在1996年正式啟動"大亞灣核電站運營技術開發(fā)與實踐"項目。
2.1 技術研發(fā)總體思路
大亞灣核電站從提高發(fā)電能力、縮短大修工期、減少非計劃停機等三個技術領域著手，提高核電機組的運營技術水平。
2.2 提高發(fā)電能力的技術開發(fā)與實踐
大亞灣核電站為900MW級核電機組經設計改進型機組，電功率已經在設計階段作了提升。堆芯核燃料運行技術提升是大亞灣核電站商業(yè)運行后提高發(fā)電能力的主要途徑。通過實施18個月換料長周期運行技術、延伸運行技術，解決投運初期存在的堆芯象限功率傾斜技術難題，增加機組能力因子2%-3%。
（1）大亞灣核電站18個月換料長周期運行技術的研究與實施（實施低泄漏裝料，提高燃料經濟性，提高循環(huán)長度，提高電廠能力因子和經濟性，延長反應堆壓力容器壽命）
就安全性、重要性和占核電站總成本的角度看，核燃料都是核電站中zui敏感、zui核心和zui重要的部分。燃料循環(huán)技術的水平直接關系到核電站的安全性和經濟性。大亞灣核電站的原始核燃料在反應堆內的裝載模式是比較落后的高泄漏（OUT-IN）模式，其主要缺點是燃料經濟性較低，中子泄漏率高導致壓力殼壽命降低（從而影響整個核電站的壽命）。18個月換料是世界上目前比較*而復雜的換料技術。它是將原來落后的OUT-IN高泄漏短周期燃料循環(huán)模式改變?yōu)?的IN-OUT低泄漏長周期循環(huán)模式，提高燃料經濟性，大幅度提高機組能力因子和發(fā)電能力，減少乏燃料數量，使大亞灣核電站的燃料循環(huán)技術達到*水平。法國EDF的少量 900MW機組和1300MW機組雖然也實施了18個月換料，但大亞灣核電站的18個月換料無論是在循環(huán)長度、堆芯參數、還是核燃料技術都于法國 EDF核電機組5年左右。18個月換料項目不但使大亞灣核電站的燃料運行技術達到*水平，還推動國內*壓水堆核電站的自主設計能力的提高。此外，該項目還推動了新一代核燃料組件的國產化。18個月換料項目從可行性研究到新型燃料組件入堆，用了6年時間。項目實施后證明該項目的設計具有前瞻性和*性，在滿足電網的需要、適應電網的限制方面具有靈活性大的優(yōu)勢，總體技術水平和主要技術、經濟指標，達到了*水平，*。有顯著的經濟效益和社會效益，所取得的經驗使我國掌握了*燃料管理技術并直接提高了百萬千瓦級壓水堆核電站核燃料設計能力。平均年經濟效益增值約1.65億元人民幣。
（2）核電站延伸運行技術的研究與實施（提高燃料經濟性，增加額外發(fā)電效益，調節(jié)大修窗口）
延伸運行是指燃料循環(huán)結束時，通過特殊方式降低一回路冷卻劑溫度和降功率引入反應性，以保證反應堆繼續(xù)滿功率（或降功率）運行并加深燃耗的特殊運行模式。延伸運行是一項*而復雜的運行技術。延伸運行主要目的是為了提高燃料使用的經濟性，以及提高大修停機窗口安排的靈活性。
延伸運行是超出原堆芯設計循環(huán)長度的一種特殊運行方式，是大亞灣核電站原始設計不具備的運行方式。由于延伸運行超出了原始設計技術規(guī)范，需要進行相關的專門設計論證與安全分析；同時延伸運行需要降低一回路平均溫度，將導致蒸汽發(fā)生器出口的蒸汽品質降低，濕度增大，因此需要專門論證延伸運行對常規(guī)島所有的系統、設備安全運行的影響；另外在實施延伸運行時，堆芯平均溫度的降低將引起反應性測量、控制、保護系統一系列參數及定值的改變。因此，延伸運行的論證過程比較復雜。延伸運行在實施過程中要不斷調整多個反應堆系統的控制和保護定值，實施過程風險比較大。
大亞灣核電站研究制定了實施延伸運行的核心技術文件——質量安全計劃，該計劃從技術和實施過程上覆蓋了堆芯控制、儀表控制和運行控制的全部內容，論證了由于延伸運行系統參數的變化而帶來的安全裕量的改變及其措施。這份質量安全計劃用于延伸運行的準備、執(zhí)行，反應堆保護整定值的調整和延伸運行后的系統恢復，詳細描述了延伸運行的操作步驟。2003年在大亞灣核電站1號機組第九次換料大修前成功應用，機組延伸運行9天，多發(fā)電0.3億千瓦時，創(chuàng)造經濟效益1740萬元人民幣，為今后30天的延伸運行積累了成功經驗。
該項目屬于國內*，*原始設計的空白和*。
（3）核電機組堆芯象限功率傾斜研究與抑制方法（研究并發(fā)現堆芯象限功率傾斜機理，找到有效的抑制措施，保證機組安全運行）
1995年大亞灣核電站在啟動后曾經發(fā)生比較嚴重的堆芯象限功率傾斜問題,影響了機組的安全性和發(fā)電量（被迫在97%功率下運行一個月）。對于出現功率象限傾斜，以往的作法是采用重新安全評價，再重新進行安全執(zhí)照申請，這是一種被動的處理方法。
1995-1996年期間，大亞灣核電站開始對堆芯功率象限傾斜進行機理分析研究。堆芯象限功率傾斜發(fā)生的原因很復雜，涉及反應堆工程堆物理試驗、堆物理分析、核設計，同時涉及反應堆運行、反應堆熱工水力及核燃料。應用微擾理論推導反應性平衡方程，引入燃耗系數、象限燃耗傾斜比及象限反應性擾動源等新的物理量或物理概念，奠定從反應性平衡入手研究堆芯象限功率傾斜的理論基礎。利用所建立的理論和數值模型，分析研究大亞灣核電站和法國電力公司的實測數據，發(fā)現壓水堆堆芯功率象限傾斜超限的根本原因。建立了分析研究堆芯象限功率傾斜的理論和數值模型，并找到了抑制堆芯功率象限傾斜的方法，處于水平。
有關成果已應用于大亞灣核電站第四循環(huán)及以后的換料堆芯設計，效果理想，給核電站帶來顯著經濟效益。成果已被同行引用。從第四循環(huán)開始采用本研究成果后，不再發(fā)生堆芯功率象限傾斜超限，不需要降功率運行，兩個機組多發(fā)電產生的經濟效益是非常顯著的。由于不再發(fā)生堆芯象限功率傾斜超限，消除了核電站的一大安全隱患。
2.3 縮短大修工期的技術開發(fā)與實踐
核電站換料大修有數千項維修項目，電站普通的大修工期都在40-50天左右，大修工期、大修質量對電站的能力因子損失貢獻約為 10%-15%。大亞灣核電站通過對商業(yè)通用生產管理軟件MAXIMO進行二次開發(fā)，形成新的生產管理信息系統COMIS，對大修進行自動化精細管理，研制大修檢修項目的反應堆控制系統在線試驗臺和旋啟式隔離止回閥在線試驗臺，大亞灣核電站大修工期較投產初期縮短接近20天，提高能力因子約5%。
（1）生產管理信息系統（COMIS）的開發(fā)
計劃控制技術是核電站換料大修的核心技術之一。大亞灣核電站對大修計劃的控制是通過工作票形式來實現的。電站先后開發(fā)了工作票管理系統（WRS）、工作過程管理系統（WPMS），但隨著大修管理的提高，原工作票系統已不能滿足日益精細化的大修計劃控制要求，為此電站按zui高水準將美國PSDI公司（項目軟件與開發(fā)公司）的商業(yè)通用生產管理軟件（MAXIMO）進行了二次開發(fā)，使其本地化，成為電站生產管理信息系統（COMIS）。這次開發(fā)是MAXIMO軟件*次在核電站的應用，缺乏技術整合經驗，開發(fā)難度大。大亞灣核電站結合實際情況，進行了大量創(chuàng)造性的開發(fā)，特別是風險管理、過程管理等功能模塊上引進了大量適用于核電站的*理念和方法，使得COMIS成為MAXIMO這個世界的通用軟件在核電站的*次成功應用，處于水平。
這一系統基于*的設備管理理念，擁有龐大的數據庫。該系統功能強大，有《工作票管理》、《預防性維護》、《倉儲管理》、《設備管理》、《采購管理》、《標準包管理》、《人員管理》、《日歷管理》、《資源管理》、《定制管理》《系統設置》、《實用程序》共12個主功能模塊、63個子項。COMIS系統共包含預防性維修項目2800項，糾正性維修項目5500項，定期試驗4000項，標準隔離指令6700項，標準工作指令18000項，質量計劃2000份，工作報告8000份。2000年系統投運后，在大修中，利用其分合票功能，有效的減少了工作許可票的產生，使以往4000多張工作票減少了1/3，大大提高了大修的計劃控制水平。
（2）反應堆控制系統在線試驗臺的研制
大亞灣核電站反應堆控制系統在線試驗臺采用了Bailey9020組裝式儀表，由于缺少有效的檢修方法，能夠實施的維修活動是在大修過程中對一些重要的板件進行校驗，也不管該校驗是否必要，而且一次只能對單一模塊進行檢查。不僅測試方法煩瑣，測試手段落后，頻繁的插、拔板件也將會減少控制模塊的壽命，造成模塊接觸不良，嚴重影響機組的安全運行。另外對一些含有時間常數的動態(tài)模塊，如調節(jié)器、濾波器和超前滯后等模塊更是缺少有效的檢測手段，只能用記錄儀來記錄響應曲線，再對記錄的曲線進行分析和判斷，這種校驗方法費時費力，附加誤差較大。根據法國同類核電站的經驗反饋，也有類似的問題。為此，法國電力公司專門組織人力和物力開發(fā)用于對反應堆控制系統進行檢查和校驗的設備，該設備對大亞灣核電站的售價非常高，達450多萬元人民幣。
電站在沒有原始控制通道模型、維修方法和資料的情況下，通過詳細的功能分析和控制模塊分析，建立了反應堆控制系統各控制通道模型并進行了仿真試驗，研制出由數據分析計算機、I/O控制站、信號輸出、采集模塊組成的反應堆控制系統在線試驗臺，研制費用為80萬人民幣。通過在線試驗臺在不變動原有接線和拔插控制板件的情況下，向控制通道注入模擬信號，同時采集控制通道中各模塊的輸入輸出信號。在線試驗臺按照數學模型進行控制方案和算法組態(tài)，再根據現場模塊實測輸入計算模塊的理論輸出，與實測輸出對比，查找調節(jié)參數是否偏離設計，判斷模塊響應是否正常，從而一次性完成反應堆控制通道中的所有模塊在線檢查。
大修中采用控制系統在線試驗臺后，既提高了大修質量又縮短了大修工期2天。如對于蒸汽旁路排放控制系統（含25個模塊）只需要一個小時的試驗時間，而采用原有的檢測方法則至少需要24小時，且結果不準確。
（3）核級旋啟式隔離止回閥在線試驗臺的研制
大亞灣核電站核級旋啟式隔離止回閥因缺乏可靠的在線檢修鑒定技術，機組大修后重新啟機時常出現閥門內漏，偏離運行技術規(guī)范標準，導致機組狀態(tài)后撤，造成大修工期延誤，嚴重影響了機組的正常營運。由于止回閥對密封要求嚴格，傳統檢修中的密封面“藍油”檢驗技術已不能滿足密封檢測要求。
為從根本上解決了此問題，電站研制出此類閥門的在線試驗臺，檢測泄漏率，提出了雙“O”環(huán)四腔室壓變密封判斷法，設計了雙“O”環(huán)三側浮動密封塞和密封塞可調支撐機構，研制出核級旋啟式隔離止回閥在線試驗臺，制定了試驗臺鑒定試驗驗收技術標準。在線試驗臺在2001 年的機組大修中成功應用，解決了核級旋啟式隔離止回閥檢修后內漏超標的技術難題，避免機組狀態(tài)后撤導致的潛在經濟損失4900萬元人民幣。
以上三項大修新技術，對國內核電站以及常規(guī)電廠的大修過程自動化管理、模擬控制系統在線檢測以及閥門試驗均有積極的推廣應用價值。
2.4 減少非計劃停機的技術開發(fā)與實踐
設備故障和人因失誤均會造成機組的非計劃停機。為提高設備運行可靠性，大亞灣核電站對上新發(fā)展的以可靠性為中心的維修分析技術（Reliability-Centered Maintenance,RCM）開展了應用化研究，從管理故障后果方面提高機組運行可靠性。同時在研究成果的基礎上，開發(fā)了適用于大型核電站的預測性維修專家系統，對機組運行設備的狀況進行跟蹤監(jiān)測，預測運行趨勢以及可能發(fā)生的故障模式。為減少人因失誤帶來的運行風險，運用概率論方法，開發(fā)了能用于實際生產運行風險定量評價的概率風險評估模型（Probabilistic Risk Assessment,PRA）。通過應用RCM和PRA技術，加強設備維修質量管理和運行風險控制，電站非計劃停機次數已由每年平均5次降低至1次以下。
（1）以設備可靠性為中心的維修技術的研究與應用（新型維修概念和技術，大大提高維修的準確性）
以可靠性為中心的維修（Reliability-Centered Maintenance,RCM）技術理論是以管理設備故障影響和后果為基礎的維修分析理論，區(qū)別于傳統的以設備運行時間為基礎的定期解體維修理論。90 年代才逐漸應用于工業(yè)發(fā)達國家生產設備的維修領域。美國核電站正是由于應用了RCM分析技術，其可用率才有了大幅提升。
RCM分析技術主要的難點在于此維修分析技術首先需要熟知設備的功能和性能，需要多領域的專家支持進行系統分析，分析過程復雜，缺乏統一的標準。將分析結果應用于維修活動，涉及到維修體系的大量調整。工作量因系統復雜性而大幅增加。所以國內RCM的理論研究較多，但真正將此理論轉化成技術成功應用于生產企業(yè)的不多。
大亞灣核電站的主要系統有230多個，設備近萬余項，采用傳統的周期性維修方法不僅耗費巨大，平均每年大修的費用超過千萬，而且還常因設備解體檢查再投運后故障多，使機組運行可靠性下降。要全面地應用RCM分析技術，在技術難度和工作量上都是一個浩大的工程。大亞灣核電站在RCM通用的分析邏輯基礎上，增加了多個判據，如單一、多重故障導致機組非計劃停運的判據，導致安全功能設備不可用的判據，開發(fā)出適合核電廠的RCM分析技術。制訂了復雜設備系統的RCM技術分析標準步驟：分析系統設備的功能和性能標準、分析功能失效模式、分析故障影響和故障后果、利用決策樹確定所采用的維修類型和頻度、分析成果審查形成維修導則。
大亞灣核電站已對60個關鍵系統進行了RCM分析。通過RCM分析，每年按原定期維修技術確定的400余項設備項目中有超過50%項目進行了調整，取消了140項的檢修項目。在2003年機組第九次大修中共節(jié)約直接維修費用174萬元人民幣。核電廠雖然系統冗余功能多、安全要求高，但其與常規(guī)電廠相比同樣具有系統設備功能復雜和可靠性要求高的相似之處，大亞灣核電站的RCM分析技術對國內的常規(guī)電廠及核電廠提高設備維修水平具有同樣的推廣價值。
（2）預測性維修專家系統的開發(fā)與應用（研制出適用于大型核電站的在線監(jiān)測和故障診斷系統）
大型機組的在線監(jiān)測和故障診斷技術一直是科研院校、電力企業(yè)重點研究的技術，其主要技術原理是對機組各項設備的運行參數進行綜合的監(jiān)測，根據設備的運行特性以及故障模式，評估設備的運行狀態(tài)，預測設備可能發(fā)生的故障，從而提高設備運行的可靠性。監(jiān)測數據模型以及診斷技術是其中的關鍵技術。國內也有不少在線監(jiān)測和故障診斷系統，但一般只適用于火電機組。對于安全性能要求高、系統復雜、設備冗余多的大型核電機組，由于其監(jiān)測數據模型和診斷技術，與常規(guī)火電廠有很大的不同，所以無法直接引進套用現有專家系統。
大亞灣核電站預測性維修專家系統將RCM分析技術應用于在線監(jiān)測和故障診斷系統的開發(fā)中，根據電站對系統設備的RCM分析結果，從眾多的參數中找出真正影響設備運行可靠性的表征參數，構建監(jiān)測數據模型，解決了普通專家系統中的設備參數多而雜亂，依賴于人工經驗，適用性差的應用性難題。設備故障診斷模型中，采用故障模式->性能癥狀->監(jiān)測參數三個層次進行故障診斷模型描述。在建立故障診斷專家?guī)鞎r，依據RCM分析技術得出的重要故障模式，推導設備的性能癥狀和相對應的設備運行監(jiān)測參數的邏輯方式。在診斷過程中，則使用這一邏輯方式的逆向推導。這一種模型構建邏輯，思路清晰、易于操作和理解，在工業(yè)領域中具有較強的實用價值。
在預測性維修專家系統的開發(fā)中，電站還使用了數據總線的技術解決多個離散的底層參數監(jiān)測系統的數據交換問題。在底層數據與應用層之間建立一個公共數據接口，增加了系統的兼容性和可擴展性。
目前大亞灣核電站預測性維修專家系統包含624個設備監(jiān)測項目，1400個設備運行監(jiān)測參數、3000多個故障診斷模式。預測性維修專家系統對設備運行狀態(tài)及維修需求的評估準確率達97%，及早發(fā)現和處理了多起重大設備隱患，如發(fā)電機定子線棒氫氣泄漏故障、冷卻海水入口旋轉濾網驅動軸承腐蝕損壞等，避免了停機檢修和設備損壞造成的重大損失。
大亞灣核電站預測性維修專家系統可以使得核電站結合RCM分析成果，對重要設備的健康狀態(tài)進行及時有效的跟蹤、評估，使運行、維修、技術三個層面的設備監(jiān)測和故障診斷構成整體智能平臺。對于目前以傳統設備監(jiān)測和維修技術占主導地位的國內核電廠和常規(guī)電廠，推廣應用基于RCM分析基礎的預測性維修專家系統，可以大幅提高設備監(jiān)測和維修的有效性，進一步提高機組的運行可靠性。
（3）核電站風險定量分析技術的研究與應用（創(chuàng)建系統、設備損壞對機組安全運行風險的貢獻的定量分析模型）
核電站zui初的系統可靠性與風險分析主要側重于以工程確定論為基礎的定性分析。定性分析簡單易懂，在工程中廣泛應用。但由于是定性分析，無法做到化，造成了核電站系統可靠性、安全風險分析和監(jiān)管標準過分保守。隨著近年來，核電行業(yè)普遍受到電力市場放松管制的影響。管制放松形成了“競價上網”，使核電面臨著其他能源，尤其是天然氣（發(fā)電）的激烈競爭，核能界開始在確定論的基礎上，結合概率論，對系統可靠性和安全風險進行定量分析，在確保足夠安全的前提下，大幅降低運行和監(jiān)管成本。定量風險評價技術遠比定性方法更精細、更復雜，主要有概率風險評價PRA（Probabilistic Risk Assessment）、GO-FLOW法、火災爆炸指數法FEI（Fire Explosion Index）等。
這幾種方法有各自不同的應用領域，在武器裝備、航空航天等*門應用zui廣的是PRA法，而像FEI法則主要適用于化工行業(yè)。PRA技術已在*核電站廣泛應用，但在國內核電站應用才剛剛開始應用。在一個電站系統地應用PRA技術，須要涉及失效模式與效應分析、故障樹分析、事件樹分析、人因可靠性分析等各項分析技術。應用 PRA技術，建立與系統實際相符的定量風險計算模型是關鍵。其需要對整個電站系統設備可靠性、失效模式、以及人因失誤行為進行全面的、系統的概率分析，構建完整的事件樹、故障樹以及事件序列，建立設備可靠性數據庫和人因可靠性數據庫。
PRA技術研發(fā)過程中首先是利用故障樹分析法演繹出核電站系統故障模型并得到硬件系統故障概率。利用人認知可靠性和人失誤率預測技術以及熱工水力學分析獲得核電站人因失誤概率，同時建立設備可靠性數據庫和人因可靠性數據庫。利用參考PRA和統計及分析得到的初因事件頻率，綜合系統故障概率、人因失誤概率以及由熱工水力學分析得到的成功準則對電站針對各種初因事件的響應實施事件樹分析，從而得到各種初因事件條件下電站安全事故的序列和以概率形式表述的安全事故風險度。
為了構建可應用于實際運行生產的可靠性和風險分析的PRA模型，大亞灣核電站從系統手冊、運行規(guī)程、事故處理規(guī)程出發(fā)，重新建造全部事件樹和故障樹分析，并對每棵故障樹均實施了失效模式影響分析。在事件樹和故障樹建造過程中補充考慮了壓縮空氣系統、通風系統和電氣系統等支持系統的影響。對一些重點事件和事故規(guī)程的時間進程進行熱工水力分析，對事件樹、故障樹涉及到的人因事件進行人因分析和人誤概率計算。
進行了電廠和廠外電源、設備可靠性和初因事件的收集和處理。根據原子能機構（IAEA）同行指導意見，對初因事件進行了主邏輯圖分析。結合可靠性數據庫工作的開展，吸收EDF的*經驗，編制了大亞灣核電站的設備分類、功能、經驗反饋數據采集報告。
在目前大亞灣核電站PRA模型中包含有：
1）12大類初因事件，64個子初因事件，66棵事件樹；
2）3個核安全相關系統的可靠性分析及相關設備的失效模式與效應分析；
3）2003個故障樹邏輯門；
4）2581個基本事件；
5）490個嚴重安全事故序列（導致堆芯熔化）。
大亞灣核電站運用PRA技術，進行可靠性和風險定量分析研究，在運行、維修及工程改造等方面進行了眾多事件的決策分析。迄今為止，已在近30個項目中成功地應用PRA分析技術的評價結果，電站取得了明顯的安全效益和經濟效益。據統計由于采用這些分析作為決策的，使電站避免了直接或間接的經濟損失近2億元人民幣，其中純收入近7000萬元人民幣。如大亞灣核電站RAM系統（控制棒驅動機構電源系統）原設計的電壓急降保護裝置經常誤動作，容易引起非計劃停機停堆。法瑪通公司建議電站安裝新的保護裝置。電站經應用PRA技術進行可靠性和風險定量分析后認為此裝置對機組運行風險貢獻較小，可以取消該保護而不需安裝新的保護裝置，直接節(jié)約改造費用300萬元人民幣。
大亞灣核電站構建PRA應用模型，進行系統可靠性和風險定量分析技術，是一種以概率論為基礎的對大型復雜設施（電站、大型工藝系統等）的設計、運行進行全面綜合研究的分析技術。既定量考慮安全評價的不確定性，又定量考慮專家意見和工程判斷，系統地、現實地評估各種事故頻率和后果，為安全有關問題的決策提供了協調一致、完整的方法，可廣泛應用在核電站及常規(guī)電站的設計變更和改造、運行風險管理。
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