FR 3149125 A1 20241129 FR 2309452 A 20230908 Ce procédé inclut l’obtention d’un nombre d’années d’exploitation, la détermination d’une catégorie de prédiction de la fiabilité cible de la centrale nucléaire en service sur la base du nombre d’années d’exploitation ; la réalisation d’une prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base de premières données basiques de fiabilité si la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une première catégorie de prédiction de la fiabilité ; la réalisation d’une prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base de deuxièmes données basiques de fiabilité si la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité ; et la réalisation d’une surveillance de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base d’une valeur de prédiction de la fiabilité et d’une catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service. procédé pour la surveillance et l’augmentation de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service sur la base d’une prédiction de haute précision de la fiabilité DOMAINE La présente divulgation porte sur un domaine technique d’une centrale nucléaire en service, et plus particulièrement sur un procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service, un procédé pour l’augmentation de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service, un appareil pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service, un appareil pour l’augmentation de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service, un dispositif électronique, un support de stockage et une plateforme pour la surveillance de la fiabilité. CONTEXTE À l’heure actuelle, avec la pénurie énergétique, il est nécessaire de mettre au point de toute urgence une nouvelle énergie pour répondre aux besoins en énergie. L’énergie nucléaire a été largement utilisée en raison de la conservation de l’énergie, de la protection environnementale et de la réduction des émissions. Une centrale nucléaire en service est un dispositif important dans la technologie de l’énergie nucléaire. Dans l’art apparenté, il est nécessaire de prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service pour assurer l’exploitation normale. Toutefois, il existe des problèmes liés à la faible exactitude de la prédiction et à la faible exactitude de la surveillance dans la surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service, et il manque un procédé pour l’augmentation de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. RÉSUMÉ La présente divulgation vise à résoudre au moins l’un des problèmes techniques dans l’art apparenté au moins dans une certaine mesure. Au vu de ceci, dans un premier aspect de la présente divulgation, un procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité est fourni. Le procédé est approprié pour une centrale nucléaire en service et inclut l’obtention d’un nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service, et la détermination d’une catégorie de prédiction de la fiabilité cible de la centrale nucléaire en service sur la base du nombre d’années d’exploitation ; la réalisation d’une prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base de premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une première catégorie de prédiction de la fiabilité ; la réalisation d’une prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base de deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité ; et la réalisation d’une surveillance de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base d’une valeur de prédiction de la fiabilité et d’une catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service. Dans un deuxième aspect de la présente divulgation, un appareil pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité est fourni. L’appareil est approprié pour une centrale nucléaire en service et inclut un module de détermination configuré pour obtenir un nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service, et déterminer une catégorie de prédiction de la fiabilité cible de la centrale nucléaire en service sur la base du nombre d’années d’exploitation ; un module de prédiction configuré pour réaliser une prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base de premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une première catégorie de prédiction de la fiabilité, ou réaliser une prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base de deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité ; et un module de surveillance configuré pour réaliser une surveillance de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base d’une valeur de fiabilité prédite et d’une catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service. Un nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service est obtenu, et une catégorie de prédiction de la fiabilité cible de la centrale nucléaire en service est déterminée sur la base du nombre d’années d’exploitation. Dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une première catégorie de prédiction de la fiabilité, la prédiction de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base de premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service. Dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité, la prédiction de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base de deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service. La surveillance de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base d’une valeur de prédiction de la fiabilité et d’une catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service. De cette manière, la catégorie de prédiction de la fiabilité cible peut être déterminée sur la base du nombre d’années d’exploitation de centrales nucléaires en service, de façon à prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service, améliorant ainsi l’exactitude de la prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. La valeur de prédiction de la fiabilité et la catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service sont considérées de manière exhaustive pour surveiller la fiabilité de la centrale nucléaire en service, améliorant ainsi l’exactitude de la surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. Les jours de maintenance planifiée et non planifiée de la centrale nucléaire en service peuvent également être optimisés et améliorés, de façon à augmenter la fiabilité de la centrale nucléaire en service. Il est entendu que la description générale ci-dessus et la description détaillée dans le texte suivant sont seulement illustratives et explicatives, et ne limitent pas la présente divulgation. Ces aspects et avantages et/ou d’autres aspects et avantages des modes de réalisation de la présente divulgation apparaitront évidents et seront plus facilement appréciés d’après les descriptions suivantes faites en référence aux dessins, dans lesquels : La est un organigramme montrant un procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service selon un mode de réalisation de la présente divulgation ; La est un organigramme montrant un procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service selon un mode de réalisation de la présente divulgation ; La est un organigramme montrant un procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service selon un mode de réalisation de la présente divulgation ; La est un organigramme montrant un procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service selon un mode de réalisation de la présente divulgation ; La est un organigramme montrant un procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service selon un mode de réalisation de la présente divulgation ; La est un organigramme montrant un procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service selon un mode de réalisation de la présente divulgation ; La est un organigramme montrant un procédé pour l’augmentation de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service selon un mode de réalisation de la présente divulgation ; La est un organigramme montrant un procédé pour l’augmentation de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service selon un mode de réalisation de la présente divulgation ; La est un diagramme schématique montrant un appareil pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service selon un mode de réalisation de la présente divulgation ; La est un diagramme schématique montrant un appareil pour l’augmentation de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service selon un mode de réalisation de la présente divulgation ; La est un diagramme schématique montrant un dispositif électronique selon un mode de réalisation de la présente divulgation. DESCRIPTION DÉTAILLÉE Les modes de réalisation de la présente divulgation sont décrits en détail ci-dessous, dont des exemples sont illustrés sur les dessins. Les éléments identiques ou similaires sont désignés par les mêmes numéros de référence sur les différents dessins, sauf indication contraire. Les modes de réalisation décrits ici en référence aux dessins sont explicatifs, et configurés pour comprendre généralement la présente divulgation. Les modes de réalisation ne doivent pas être interprétés comme limitant la présente divulgation. Ce qui suit décrit un procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service, un procédé pour l’augmentation de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service, un appareil pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service, un appareil pour l’augmentation de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service, un dispositif électronique, un support de stockage et une plateforme pour la surveillance de la fiabilité. La est un organigramme montrant un procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service selon un mode de réalisation de la présente divulgation. Tel que montré sur la , le procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation inclut les étapes suivantes S101 à S104. Dans l’étape S101, un nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service est obtenu, et une catégorie de prédiction de la fiabilité cible de la centrale nucléaire en service est déterminée sur la base du nombre d’années d’exploitation. Dans certains modes de réalisation de la présente divulgation, la prédiction de la fiabilité est réalisée lors d’une année d’exploitation courante de la centrale nucléaire en service lors d’une année précédente ou en janvier de chaque année. Il est noté que le procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour la centrale nucléaire en service a une haute précision, qui peut être exécuté par l’appareil pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation. L’appareil pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour la centrale nucléaire en service peut être configuré dans toute plateforme pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité appropriée pour une centrale nucléaire en service, pour réaliser le procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation. Il est noté que le nombre d’années d’exploitation fait référence à un nombre cumulé d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service. Dans certains modes de réalisation, la détermination de la catégorie de prédiction de la fiabilité cible de la centrale nucléaire en service sur la base du nombre d’années d’exploitation inclut : la détermination de la catégorie de prédiction de la fiabilité cible en tant que première catégorie de prédiction de la fiabilité dans le cas où le nombre d’années d’exploitation est inférieur à un premier seuil défini ; ou la détermination de la catégorie de prédiction de la fiabilité cible en tant que deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité dans le cas où le nombre d’années d’exploitation est supérieur ou égal au premier seuil défini. De cette manière, dans le procédé, la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est déterminée sur la base d’une relation entre le nombre d’années d’exploitation et le premier seuil défini. Il est noté que le premier seuil défini peut être choisi selon les besoins réels, tels que sur 5 années. Dans certains modes de réalisation, la détermination de la catégorie de prédiction de la fiabilité cible pour la centrale nucléaire en service sur la base du nombre d’années d’exploitation inclut l’identification d’un intervalle défini dans lequel le nombre d’années d’exploitation se situe. La catégorie de prédiction de la fiabilité cible est obtenue sur la base de la relation correspondante entre l’intervalle défini pour le nombre d’années d’exploitation et la catégorie de prédiction de la fiabilité cible. Il est entendu que le nombre d’années d’exploitation peut être divisé en une pluralité d’intervalles définis, et la relation correspondante entre chaque intervalle défini et la catégorie de prédiction de la fiabilité peut être établie. Différents intervalles définis peuvent correspondre à différentes catégories de prédiction de la fiabilité. Dans certains modes de réalisation, le nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service peut être obtenu lors d’une année avant l’année d’exploitation courante ou en janvier de l’année d’exploitation courante, de façon à prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service avec une haute précision. Dans l’étape S102, dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une première catégorie de prédiction de la fiabilité, la prédiction de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base de premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service. Dans l’étape S103, dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité, la prédiction de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base de deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service. Dans certains modes de réalisation de la présente divulgation, la catégorie de prédiction de la fiabilité cible peut être la première catégorie de prédiction de la fiabilité ou la deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité, et les premières données basiques de fiabilité sont différentes des deuxièmes données basiques de fiabilité. Dans un certain mode de réalisation, les premières données basiques de fiabilité et les deuxièmes données basiques de fiabilité peuvent inclure des quantités caractéristiques de fiabilité et des facteurs d’arrêts planifiés. La quantité caractéristique de fiabilité peut inclure un facteur de disponibilité équivalente. Dans certains modes de réalisation, la réalisation de la prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service inclut, l’année précédente ou en janvier de chaque année, une prédiction de caractéristiques de fiabilité lors de l’année d’exploitation courante de la centrale nucléaire en service. Dans certains modes de réalisation, la réalisation de la prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base des premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service inclut la réalisation de la prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base d’une stratégie de prédiction de la fiabilité correspondant à la première catégorie de prédiction de la fiabilité et aux premières données basiques de fiabilité. Dans certains modes de réalisation, la réalisation de la prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base des deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service inclut la réalisation de la prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base d’une stratégie de prédiction de la fiabilité correspondant à la deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité et aux deuxièmes données basiques de fiabilité. Dans certains modes de réalisation, une relation correspondante entre chaque catégorie de prédiction de la fiabilité et les données basiques de fiabilité et une relation correspondante entre chaque catégorie de prédiction de la fiabilité et la stratégie de prédiction de la fiabilité peuvent être établies. Sur la base de la catégorie de prédiction de la fiabilité, les données basiques de fiabilité et la stratégie de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service peuvent être déterminées, ce qui inclut l’obtention des données basiques de fiabilité et de la stratégie de prédiction de la fiabilité sur la base de la relation correspondante entre la catégorie de prédiction de la fiabilité, les données basiques de fiabilité et la stratégie de prédiction de la fiabilité. Dans certains modes de réalisation, la réalisation de la prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base des premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service inclut l’entrée des premières données basiques de fiabilité dans un modèle de prédiction de la fiabilité, et la délivrance en sortie d’une valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service par le modèle de prédiction de la fiabilité. Il est noté que le modèle de prédiction de la fiabilité peut être choisi selon les besoins réels, tels que des modèles d’apprentissage profond. Le modèle de prédiction de la fiabilité peut être obtenu par pré-entraînement. Dans l’étape S104, la surveillance de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base d’une valeur de prédiction de la fiabilité et d’une catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service. Il est noté que la valeur de prédiction de la fiabilité peut être obtenue par prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. La valeur de prédiction de la fiabilité fait référence à une valeur de prédiction de la quantité caractéristique de fiabilité de la centrale nucléaire en service lors de l’année d’exploitation courante. Il est noté que la catégorie de maintenance planifiée pour la centrale nucléaire en service peut être définie par les utilisateurs. Dans certains modes de réalisation, les catégories de maintenance planifiée des centrales nucléaires en service incluent les quatre catégories suivantes. Un premier type de la catégorie de maintenance planifiée est une révision planifiée d’îlot conventionnel. Un intervalle de la révision planifiée d’îlot conventionnel pour la centrale nucléaire en service est de 6 à 12 ans, et une durée de la révision planifiée pour la centrale nucléaire en service est de 60 à 80 jours. Un deuxième type de la catégorie de maintenance planifiée est une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire. Un intervalle de la révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire pour la centrale nucléaire en service est de 12 à 18 mois, et une durée de la révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire pour la centrale nucléaire en service est de 20 à 40 jours. Un troisième type de la catégorie de maintenance planifiée est la maintenance programmée lors des congés, qui est programmée une fois par an de révision d’îlot non planifiée et de révision lors du rechargement de combustible d’îlot de centrales nucléaires en service. Une durée planifiée des jours de maintenance lors des congés pour la centrale nucléaire en service est de 5 à 15 jours. Un quatrième type de la catégorie de maintenance planifiée est la catégorie de maintenance non planifiée, qui signifie qu’il n’existe pas de révision planifiée d’îlot conventionnel, de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire, ou de maintenance programmée lors des congés au cours de l’année. Dans certains modes de réalisation, la réalisation de la surveillance de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base des valeurs de prédiction de la fiabilité et des catégories de maintenance planifiée inclut l’obtention de critères de surveillance de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service sur la base des catégories de maintenance planifiée ; le fait de déterminer qu’il n’existe pas d’anomalie de fiabilité dans la centrale nucléaire en service dans le cas où la valeur de prédiction de la fiabilité est supérieure ou égale à une valeur de critères de surveillance de la fiabilité ; le fait de déterminer qu’il existe une anomalie de fiabilité dans la centrale nucléaire en service dans le cas où la valeur de prédiction de la fiabilité est inférieure à la valeur de critères de surveillance de la fiabilité. Dans certains modes de réalisation, après avoir déterminé qu’il n’existe pas d’anomalie de fiabilité dans la centrale nucléaire en service, le procédé inclut en outre la génération d’informations d’indication pour indiquer qu’il n’existe pas d’anomalie de fiabilité dans la centrale nucléaire en service, et le fait d’informer les utilisateurs en temps opportun qu’il n’existe pas d’anomalie de fiabilité dans la centrale nucléaire en service. Dans certains modes de réalisation, après avoir déterminé que des anomalies de fiabilité se produisent dans la centrale nucléaire en service, le procédé inclut en outre la génération d’informations d’indication pour indiquer que des anomalies de fiabilité se produisent dans la centrale nucléaire en service, et le fait d’informer les utilisateurs en temps opportun que des anomalies de fiabilité se produisent dans la centrale nucléaire en service. Dans certains modes de réalisation, une cartographie reliant la catégorie de maintenance planifiée et la valeur de critère de surveillance de la fiabilité peut être établie à l’avance. L’obtention de la valeur de critère de surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service sur la base de la catégorie de maintenance planifiée peut inclure la demande de la valeur de critère de surveillance de la fiabilité dans la cartographie mentionnée ci-dessus sur la base de la catégorie de la centrale nucléaire en service et de la catégorie de maintenance planifiée, et la détermination de la valeur de critère de surveillance de la fiabilité demandée en tant que valeur de critère de surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. En résumé, le nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service est obtenu, et une catégorie de prédiction de la fiabilité cible de la centrale nucléaire en service est déterminée sur la base du nombre d’années d’exploitation. Dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une première catégorie de prédiction de la fiabilité, la prédiction de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base de premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service. Dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité, la prédiction de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base de deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service. La surveillance de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base d’une valeur de prédiction de la fiabilité et d’une catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service. De cette manière, la catégorie de prédiction de la fiabilité cible peut être déterminée sur la base du nombre d’années d’exploitation de centrales nucléaires en service, de façon à prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service, améliorant ainsi l’exactitude de la prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. La valeur de prédiction de la fiabilité et la catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service sont considérées de manière exhaustive pour surveiller la fiabilité de la centrale nucléaire en service, améliorant ainsi l’exactitude de la surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. Les jours de maintenance planifiée et non planifiée de la centrale nucléaire en service peuvent également être optimisés et améliorés, de façon à augmenter la fiabilité de la centrale nucléaire en service. La est un organigramme montrant un procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service selon un mode de réalisation de la présente divulgation. Tel que montré sur la , le procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation inclut les étapes suivantes S201 à S205. Dans l’étape S201, un nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service est obtenu, et une catégorie de prédiction de la fiabilité cible de la centrale nucléaire en service est déterminée sur la base du nombre d’années d’exploitation. Le contenu pertinent de l’étape S201 est consultable dans les modes de réalisation mentionnés ci-dessus, qui ne seront pas répétés ici. Dans l’étape S202, une stratégie d’acquisition de données basiques de fiabilité pour prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service est déterminée sur la base de la catégorie de prédiction de la fiabilité cible. La stratégie d’acquisition inclut une centrale nucléaire en service source et une condition de collecte de données des données basiques de fiabilité. Dans l’étape S203, la collecte de données est réalisée sur la centrale nucléaire en service source sur la base de la condition de collecte de données pour obtenir les données basiques de fiabilité pour prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service. Il est noté que la condition de collecte de données peut inclure une catégorie de données, une quantité de données, une année d’exploitation historique à laquelle les données appartiennent, qui peut être choisie selon les besoins réels. Dans certains modes de réalisation, une cartographie reliant la catégorie de prédiction de la fiabilité cible et la stratégie d’acquisition peut être établie à l’avance. La détermination de la stratégie d’acquisition pour les données basiques de fiabilité pour la prédiction de la centrale nucléaire en service sur la base de la catégorie de prédiction de la fiabilité cible inclut la demande de la stratégie d’acquisition dans la cartographie mentionnée ci-dessus sur la base de la catégorie de prédiction de la fiabilité cible, et la détermination de la stratégie d’acquisition demandée en tant que stratégie d’acquisition pour les données basiques de fiabilité pour la prédiction de la centrale nucléaire en service. Dans certains modes de réalisation, dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la première catégorie de prédiction de la fiabilité, une centrale nucléaire en service de référence ayant la même puissance que la centrale nucléaire en service est déterminée en tant que centrale nucléaire en service source. Les données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service lors d’une pluralité d’années d’exploitation historiques sont obtenues en tant que premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service. Il est noté que l’année d’exploitation historique fait référence à l’année d’exploitation avant l’année d’exploitation courante, et qu’il n’existe pas de limite excessive sur le nombre d’années d’exploitation historiques selon la première catégorie de prédiction de la fiabilité. Par exemple, l’année d’exploitation historique peut inclure N années avant l’année d’exploitation courante, où N est un premier seuil défini. Par exemple, le premier seuil défini est N = 5, si la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la première catégorie de prédiction de la fiabilité et l’année d’exploitation courante de la centrale nucléaire en service est 2023, les années d’exploitation historiques peuvent inclure 2018 à 2022. Dans certains modes de réalisation, dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité, la centrale nucléaire en service est déterminée en tant que centrale nucléaire en service source, et les données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service lors de la pluralité d’années d’exploitation historiques sont obtenues en tant que deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service. Il est noté que le nombre d’années d’exploitation historiques dans la deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité, par exemple, peut inclure les T années précédentes de l’année d’exploitation courante, où T est supérieur ou égal à N. Par exemple, le premier seuil défini est N = 5, si la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité et l’année d’exploitation courante de la centrale nucléaire en service est 2023, les années d’exploitation historiques peuvent inclure 2013 à 2022. Dans l’étape S204, la prédiction de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base de données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service. Il est noté que si la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la première catégorie de prédiction de la fiabilité, les données basiques de fiabilité pour la prédiction de la centrale nucléaire en service sont les premières données basiques de fiabilité. Sur la base des données basiques de fiabilité pour la prédiction de la centrale nucléaire en service, la réalisation de la prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service inclut la réalisation de la prédiction de la fiabilité sur la base des premières données basiques de fiabilité. Il est noté que si la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité, les données basiques de fiabilité pour la prédiction de la centrale nucléaire en service sont les deuxièmes données basiques de fiabilité. Sur la base des données basiques de fiabilité pour la prédiction de la centrale nucléaire en service, la réalisation de la prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service inclut la réalisation de la prédiction de la fiabilité sur la base des deuxièmes données basiques de fiabilité. Dans l’étape S205, la surveillance de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base d’une valeur de prédiction de la fiabilité et d’une catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service. Le contenu pertinent de l’étape S205 est consultable dans les modes de réalisation mentionnés ci-dessus, qui ne seront pas répétés ici. En résumé, selon le procédé pour la prédiction de haute précision et la surveillance de la fiabilité approprié pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation, la stratégie d’acquisition de données basiques de fiabilité pour prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service est déterminée sur la base de la catégorie de prédiction de la fiabilité cible. La stratégie d’acquisition inclut une centrale nucléaire en service source et une condition de collecte de données des données basiques de fiabilité. La collecte de données est réalisée sur la centrale nucléaire en service source sur la base de la condition de collecte de données pour obtenir les données basiques de fiabilité pour prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service. La prédiction de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base de données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service. De cette manière, la catégorie de prédiction de la fiabilité cible peut être considérée pour déterminer la stratégie d’acquisition, de façon à obtenir les données de fiabilité basiques pour la prédiction de la centrale nucléaire en service, et réaliser la prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service. La est un organigramme montrant un procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service selon un mode de réalisation de la présente divulgation. Tel que montré sur la , le procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour la centrale nucléaire en service inclut les étapes suivantes S301 à S310. Dans l’étape S301, un nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service est obtenu. Dans l’étape S302, une catégorie de prédiction de la fiabilité cible est déterminée en tant que première catégorie de prédiction de la fiabilité dans le cas où le nombre d’années d’exploitation est inférieur à un premier seuil défini. Dans l’étape S303, une centrale nucléaire en service de référence ayant la même puissance que la centrale nucléaire en service est déterminée. Dans certains modes de réalisation, la centrale nucléaire en service source est la centrale nucléaire en service de référence ayant la même puissance que la centrale nucléaire en service. Par exemple, si une puissance d’une centrale nucléaire en service 1 est de 1 000 MW et les années d’exploitation sont supérieures à 4 ans mais inférieures à 5 ans, dans le cas où le premier seuil est défini comme étant de 5 ans, il peut être déterminé que le nombre d’années d’exploitation est inférieur à 5 ans, la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est déterminée en tant que première catégorie de prédiction de la fiabilité, et une centrale nucléaire en service 2 ayant une puissance de 1 000 MW est déterminée en tant que centrale nucléaire en service de référence. Dans l’étape S304, un premier facteur de disponibilité équivalente et un premier facteur d’arrêt planifié de la centrale nucléaire en service de référence lors de la pluralité d’années d’exploitation historiques est déterminé en tant que premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service. Par exemple, un premier facteur de disponibilité équivalente (E AF ) et un premier facteur d’arrêt planifié (P OF ) de la centrale nucléaire en service 2 au cours des 5 dernières années peuvent être obtenus en tant que premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service 1. Le premier facteur de disponibilité équivalente et le premier facteur d’arrêt planifié de la centrale nucléaire en service 2 au cours des 5 dernières années sont indiqués dans le Tableau 1. [Tableau 1] Valeurs statistiques du premier facteur de disponibilité équivalente et du premier facteur d’arrêt planifié de la centrale nucléaire en service 2 au cours des 5 dernières années où t i représente une année d’exploitation courante, E AF ( t i-j ) représente un premier facteur de disponibilité équivalente de la centrale nucléaire en service 2 lors de l’année historique t i-j d’exploitation, et P OF ( t i-j ) représente un premier facteur d’arrêt planifié de la centrale nucléaire en service 2 lors de l’année historique t i-j d’exploitation, où 1 ≤ j ≤ 5, et j est un nombre entier positif. Dans l’étape S305, le premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés est déterminé sur la base d’une valeur moyenne des premiers facteurs de disponibilité équivalente de la centrale nucléaire en service source lors de la pluralité d’années d’exploitation historiques, et d’une valeur moyenne des premiers facteurs d’arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service source lors de la pluralité d’années d’exploitation historiques. La valeur moyenne du premier facteur de disponibilité équivalente E AFm pour la centrale nucléaire en service 2 au cours des 5 dernières années est comme suit : La valeur moyenne du facteur d’arrêt planifié P OFm pour la centrale nucléaire en service 2 au cours des 5 dernières années est calculée comme suit : Le premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés E APm pour la centrale nucléaire en service 2 est calculé comme suit : Dans l’étape S306, la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service dans différentes catégories de maintenance planifiée est obtenue sur la base du premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés. Dans certains modes de réalisation, l’obtention de la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service dans différentes catégories de maintenance planifiée sur la base du premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés inclut l’entrée du premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés dans un modèle de prédiction de la fiabilité, et la délivrance en sortie des valeurs de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service dans différentes catégories de maintenance planifiée à partir du modèle de prédiction de la fiabilité. Dans certains modes de réalisation, le procédé inclut en outre l’obtention de données de maintenance planifiée pour la centrale nucléaire en service. Les données de maintenance planifiée incluent des catégories de maintenance planifiée, des jours de maintenance planifiée, et des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d , etc. Dans certains modes de réalisation, les catégories de maintenance planifiée des centrales nucléaires en service incluent les quatre catégories suivantes. Un premier type de la catégorie de maintenance planifiée est une révision planifiée d’îlot conventionnel. Un intervalle de la révision planifiée d’îlot conventionnel pour la centrale nucléaire en service est de 6 à 12 ans, et une durée de la révision planifiée pour la centrale nucléaire en service est de 60 à 80 jours. Un deuxième type de la catégorie de maintenance planifiée est une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire. Un intervalle de la révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire pour la centrale nucléaire en service est de 12 à 18 mois, et une durée de la révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire pour la centrale nucléaire en service est de 20 à 40 jours. Un troisième type de la catégorie de maintenance planifiée est la maintenance programmée lors des congés, qui est programmée une fois par an de révision d’îlot non planifiée et de révision lors du rechargement de combustible d’îlot de centrales nucléaires en service. Une durée planifiée des jours de maintenance lors des congés pour la centrale nucléaire en service est de 5 à 15 jours. Un quatrième type de la catégorie de maintenance planifiée est la catégorie de maintenance non planifiée, qui signifie qu’il n’existe pas de révision planifiée d’îlot conventionnel, de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire, ou de maintenance programmée lors des congés lors de l’année. Dans certains modes de réalisation, les jours de maintenance planifiée incluent les jours de maintenance planifiée d’îlot conventionnel m 1 , les jours de maintenance pour rechargement de combustible d’îlot nucléaire m 2 , et les jours de maintenance planifiée lors des congés m 3 . Dans certains modes de réalisation, l’obtention des valeurs de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires dans différentes catégories de maintenance planifiée sur la base du premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés inclut le procédé de mise en œuvre suivant. Dans un premier procédé, si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision planifiée d’îlot conventionnel, la valeur de prédiction de la fiabilité pour les centrales nucléaires en service lors de l’année de révision planifiée d’îlot conventionnel est obtenue sur la base du premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés, des jours de révision planifiée d’îlots conventionnels et des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés pour la centrale nucléaire en service. Par exemple, si la catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service 1 lors de l’année d’exploitation courante inclut seulement une révision planifiée d’îlot conventionnel, le nombre de jours de révision planifiée d’îlots conventionnels pour la centrale nucléaire en service 1 lors de l’année d’exploitation courante est m 1 = 70 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés pour la centrale nucléaire en service 1 lors de l’année d’exploitation courante est Δu d = 7 jours, le facteur de disponibilité équivalente E AF1 ( t i ) prédit de la centrale nucléaire en service 1 lors de l’année de révision planifiée d’îlot conventionnel est calculé comme suit : Dans un deuxième procédé, si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire, la valeur de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service lors de l’année de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire est obtenue sur la base du premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés, du nombre de jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire pour les centrales nucléaires en service, et des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés. Par exemple, si la catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service 1 inclut seulement une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire lors de l’année d’exploitation courante, et le nombre de jours pour la révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire dans la centrale nucléaire en service 1 lors de l’année d’exploitation courante est m 2 = 33 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés dans la centrale nucléaire en service 1 lors de l’année d’exploitation courante est Δu d = 7 jours, le facteur de disponibilité équivalente E AF1 ( t i ) prédit de la centrale nucléaire en service 1 lors de l’année d’arrêt pour rechargement de combustible d’îlot nucléaire est calculé comme suit : Dans un troisième procédé, si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une maintenance planifiée lors des congés, la valeur de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service lors des années de maintenance planifiée lors des congés est obtenue sur la base du premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés, des jours de maintenance planifiée lors des congés des centrales nucléaires en service, et des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés. Par exemple, si la catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service 1 lors de l’année d’exploitation courante inclut seulement une maintenance planifiée lors des congés, et le nombre de jours de maintenance planifiée lors des congés de la centrale nucléaire en service 1 lors de l’année d’exploitation courante est m 3 = 14 jours, le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés de la centrale nucléaire en service 1 lors de l’année d’exploitation courante est Δu d =7 jours, le facteur de disponibilité équivalente E AF1 ( t i ) prédit de la centrale nucléaire en service 1 sous maintenance planifiée lors des congés est calculé comme suit : . Dans un quatrième procédé, si la catégorie de maintenance planifiée est une catégorie de maintenance non planifiée, la valeur de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service lors des années de maintenance non planifiée est obtenue sur la base du premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés et des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés des centrales nucléaires en service. Par exemple, si la catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service 1 est la catégorie de maintenance non planifiée lors de l’année d’exploitation courante, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés de la centrale nucléaire en service 1 lors de l’année d’exploitation courante est Δu d = 10 jours, le facteur de disponibilité équivalente E AF1 ( t i ) prédit de la centrale nucléaire en service 1 lors de l’année de maintenance non planifiée est calculé comme suit : . Dans l’étape S307, la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service de référence lors d’une i ème année d’exploitation historique est obtenue par prédiction d’une quantité caractéristique de fiabilité de la centrale nucléaire en service de référence lors de la i ème année d’exploitation historique sur la base d’un premier facteur d’arrêt planifié et d’un premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service de référence à partir de la i ème année d’exploitation historique. Dans l’étape S308, la vérification de l’exactitude de la prédiction est réalisée sur la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service sur la base d’une erreur relative entre la valeur de prédiction de la fiabilité et une valeur statistique de quantité caractéristique de fiabilité de la centrale nucléaire en service source lors de la même année d’exploitation historique. Dans l’étape S309, si la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service ne satisfait pas la vérification de l’exactitude de la prédiction, un procédé d’obtention de la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service est à nouveau réalisé jusqu’à ce que la valeur de prédiction de la fiabilité obtenue de la centrale nucléaire en service satisfasse la vérification de l’exactitude de la prédiction. De cette manière, le procédé peut vérifier l’exactitude de la prédiction des valeurs de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service, et réaliser à nouveau un procédé d’obtention des valeurs de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service lorsque les valeurs de prédiction de la fiabilité ne satisfont pas la vérification de l’exactitude de la prédiction, jusqu’à ce que les valeurs de prédiction de la fiabilité obtenues des centrales nucléaires en service satisfassent la vérification de l’exactitude de la prédiction. À savoir, le procédé d’obtention des valeurs de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service peut être répété, jusqu’à ce que l’exactitude de la prédiction des valeurs de prédiction de la fiabilité pour les centrales nucléaires en service soit relativement élevée, ce qui peut permettre d’atteindre une prédiction de haute précision des valeurs de prédiction de la fiabilité pour les centrales nucléaires en service. Par exemple, dans la centrale nucléaire en service 1 et la centrale nucléaire en service 2, une erreur relative E r1 entre la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF1 ( t i-j ) et une première valeur statistique du facteur de disponibilité équivalente E AF ( t i-j ) de la centrale nucléaire en service 2 lors des années historiques t i-j d’exploitation est calculée comme suit : Les résultats de calcul de l’erreur relative E r1 entre la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF1 ( t i-j ) et la valeur statistique du premier facteur de disponibilité équivalente E AF ( t i-j ) de la centrale nucléaire en service 2 lors des années historiques t i-j d’exploitation sont indiqués dans le Tableau 2. [Tableau 2] Résultats de calcul de l’erreur relative de la centrale nucléaire en service 2 au cours des 5 dernières années Dans certains modes de réalisation, sur la base de l’erreur relative entre la valeur de prédiction de la fiabilité et la valeur statistique de quantité caractéristique de fiabilité de la centrale nucléaire en service de référence lors des mêmes années d’exploitation historiques, l’exactitude de la prédiction de la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service est vérifiée, qui inclut si une valeur absolue de l’erreur relative de la centrale nucléaire en service de référence lors d’une pluralité d’années d’exploitation historiques est inférieure ou égale au deuxième seuil défini, la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service est déterminée par vérification de l’exactitude de la prédiction, ou si la valeur absolue de l’erreur relative de la centrale nucléaire en service de référence lors d’au moins une année d’exploitation historique est supérieure au deuxième seuil défini, il est déterminé que la valeur de prédiction de la fiabilité cible de la centrale nucléaire en service ne satisfait pas la vérification de l’exactitude de la prédiction. Par exemple, dans le Tableau 2, si le deuxième seuil défini est de 1,9 %, les valeurs absolues des erreurs relatives de la centrale nucléaire en service 2 au cours des 5 dernières années sont toutes inférieures à 1,70 %, et il est déterminé que la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente du groupe de centrales nucléaires en service 1 a été vérifiée par le biais de la vérification de l’exactitude de la prédiction. Dans l’étape S310, sur la base des valeurs de prédiction de la fiabilité et des catégories de maintenance planifiée des centrales nucléaires en service, la surveillance de la fiabilité est réalisée sur les centrales nucléaires en service. Le contenu pertinent de l’étape S310 est consultable dans les modes de réalisation mentionnés ci-dessus, qui ne seront pas répétés ici. En résumé, selon le procédé pour la prédiction de haute précision et la surveillance de la fiabilité approprié pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation, le premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés est déterminé sur la base de la valeur moyenne des premiers facteurs de disponibilité équivalente de la centrale nucléaire en service de référence lors de la pluralité d’années d’exploitation historiques, et la valeur moyenne des premiers facteurs d’arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service de référence lors de la pluralité d’années d’exploitation historiques. La valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service dans différentes catégories de maintenance planifiée est obtenue sur la base du premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés, qui est approprié pour la prédiction de haute précision de la fiabilité de la première catégorie de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service. La est un organigramme montrant un procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service selon un mode de réalisation de la présente divulgation. Tel que montré sur la , le procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service inclut les étapes suivantes S401 à S412. Dans l’étape S401, un nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service est obtenu. Dans l’étape 402, une catégorie de prédiction de la fiabilité cible est déterminée en tant que deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité dans le cas où le nombre d’années d’exploitation est supérieur ou égal à un premier seuil défini. Dans l’étape S403, un deuxième facteur de disponibilité équivalente et un deuxième facteur d’interruption planifiée de la centrale nucléaire en service lors d’une pluralité d’années d’exploitation historiques sont déterminés en tant que deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service. Par exemple, si une puissance d’une centrale nucléaire en service 3 est de 1 100 MW et a été en exploitation pendant 6 ans mais moins de 7 ans, dans le cas où le premier seuil est défini comme étant de 5 ans, il peut être déterminé que le nombre d’années en exploitation a atteint 6 ans, et la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est déterminée en tant que deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité. Le deuxième facteur de disponibilité équivalente E AF et le deuxième facteur d’interruption planifiée P OF de la centrale nucléaire en service 3 au cours des 6 dernières années peuvent être obtenus et déterminés en tant que deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service 3. Le deuxième facteur de disponibilité équivalente et le deuxième facteur d’interruption planifiée de la centrale nucléaire en service 3 au cours des 6 dernières années sont indiqués dans le Tableau 3. [Tableau 3] Valeur statistique de la centrale nucléaire en service 3 au cours des 6 dernières années où, s i représente le nombre d’années d’exploitation pour la centrale nucléaire en service 3 ; s i = 1 représente la première année d’exploitation de la centrale nucléaire en service 3, à savoir, la première année d’exploitation historique ; s i = 2 représente la deuxième année d’exploitation de la centrale nucléaire en service 3, à savoir, la deuxième année d’exploitation historique ; s i = 3 représente la troisième année d’exploitation de la centrale nucléaire en service 3, à savoir, la troisième année d’exploitation historique ; s i = 4 représente la quatrième année d’exploitation de la centrale nucléaire en service 3, à savoir, la quatrième année d’exploitation historique ; s i = 5 représente la cinquième année d’exploitation de la centrale nucléaire en service 3, à savoir, la cinquième année d’exploitation historique ; et s i = 6 représente la sixième année d’exploitation de la centrale nucléaire en service 3, à savoir, la sixième année d’exploitation historique. où E AF ( s i ) représente le deuxième facteur de disponibilité équivalente de la centrale nucléaire en service 3 lors de l’année d’exploitation historique s i ; P OF ( s i ) représente le deuxième facteur d’interruption planifiée de la centrale nucléaire en service 3 lors de l’année d’exploitation historique s i , 1 ≤ i ≤ M , M et i sont des nombres entiers positifs, M représente le nombre cumulé d’années d’exploitation, M ≥ 5. Dans l’étape S404, sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente et du deuxième facteur d’interruption planifiée de la centrale nucléaire en service lors d’une i ème année d’exploitation historique, le deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique est obtenu, où i est un nombre entier positif. Le deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés E AP ( s i ) de la centrale nucléaire en service 3 lors de la i ème année d’exploitation historique est calculé comme suit : Les résultats de calcul du deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés E AP ( t i ) de la centrale nucléaire en service 3 au cours des 6 dernières années sont indiqués dans le Tableau 3. Dans l’étape S405, un facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service source lors de la i ème année d’exploitation historique est obtenu sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service source lors de la i ème année d’exploitation historique. Par exemple, le facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés ρ( s i ) de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année historique s i d’exploitation est calculé comme suit : . Les résultats de calcul des facteurs de maintenance après déduction des arrêts planifiés ρ( s i ) de la centrale nucléaire en service source 3 au cours des 6 dernières années sont indiqués dans le Tableau 3. Dans l’étape S406, une expression de fonction de puissance du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service est obtenue sur la base du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de la pluralité d’années d’exploitation historiques. Dans l’étape S407, le facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de l’année d’exploitation courante est obtenu sur la base de l’expression de fonction de puissance. Il est noté que l’expression de fonction de puissance n’est pas limitée dans la présente divulgation. Par exemple, l’expression de fonction de puissance peut être comme suit : . où, α est un paramètre d’échelle de la fonction de puissance, β est un facteur de croissance de la fonction de puissance, et s i est le nombre d’années de l’exploitation de la centrale nucléaire en service. Dans certains modes de réalisation, selon un procédé de régression non linéaire et un procédé des moindres carrés, en utilisant les facteurs de maintenance après déduction des arrêts planifiés ρ( s i ) de la centrale nucléaire en service 3 au cours des 6 dernières années dans le Tableau 3, la fonction de puissance du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service 3 est exprimée comme suit : . À savoir, α = 0,002229, et β = 3,167142. On voit que l’année d’exploitation courante de la centrale nucléaire en service 3 est la 7 e année d’exploitation de la centrale nucléaire en service 3, à savoir s i = 7. Le facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés ρ( s i ) de la centrale nucléaire en service 3 lors de l’année d’exploitation courante est calculé comme suit : . Dans l’étape S408, les valeurs de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service dans différentes catégories de maintenance planifiée sont obtenues sur la base du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés des centrales nucléaires en service lors de l’année d’exploitation courante. Dans certains modes de réalisation, sur la base du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés des centrales nucléaires en service lors de l’année d’exploitation courante, les valeurs de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service dans différentes catégories de maintenance planifiée sont obtenues, ce qui inclut l’entrée du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés dans le modèle de prédiction de la fiabilité, et la délivrance en sortie des valeurs de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service dans différentes catégories de maintenance planifiée par le modèle de prédiction de la fiabilité. Dans certains modes de réalisation, sur la base du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés des centrales nucléaires en service lors de l’année d’exploitation courante, l’obtention des valeurs de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service dans différentes catégories de maintenance planifiée peut inclure les procédés suivants. Dans un premier procédé, si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision planifiée d’îlot conventionnel, la valeur de prédiction de la fiabilité pour les centrales nucléaires en service lors de l’année de révision planifiée d’îlot conventionnel est obtenue sur la base du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés, des jours de révision planifiée d’îlots conventionnels et des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés de la centrale nucléaire en service. Par exemple, si la catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service 3 lors de l’année d’exploitation courante inclut seulement une maintenance planifiée d’îlot conventionnel, le nombre de jours de révision planifiée d’îlots conventionnels pour la centrale nucléaire en service 3 lors de l’année d’exploitation courante est m 1 = 70 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés de la centrale nucléaire en service 2 lors de l’année d’exploitation courante est Δu d = 7 jours, et s i = 7, une valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF2 ( s i ) de la centrale nucléaire en service 3 lors de l’année de révision planifiée d’îlot conventionnel est calculée comme suit : . Dans un deuxième procédé, si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire, la valeur de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service lors de l’année de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire est obtenue sur la base du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés, du nombre de jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire des centrales nucléaires en service, et des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés. Par exemple, si la catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service 3 lors de l’année d’exploitation courante inclut seulement une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire, et le nombre de jours pour la révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire de la centrale nucléaire en service 3 lors de l’année d’exploitation courante est m 2 = 40 jours, les jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés de la centrale nucléaire en service 3 lors de l’année d’exploitation courante Δu d = 7 jours, et s i = 7, une valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF3 ( s i ) de la centrale nucléaire en service 3 lors de l’année d’arrêt pour rechargement de combustible d’îlot nucléaire est calculée comme suit : Dans un troisième procédé, si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une maintenance planifiée lors des congés, la valeur de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service lors des années de maintenance planifiée lors des congés est obtenue sur la base du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés, des jours de maintenance planifiée lors des congés des centrales nucléaires en service, et des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés. Par exemple, si la catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service 3 lors de l’année d’exploitation courante inclut seulement une maintenance planifiée lors des congés, et les jours de maintenance planifiée lors des congés de la centrale nucléaire en service 3 lors de l’année d’exploitation courante m 3 = 15 jours, les jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés de la centrale nucléaire en service 3 lors de l’année d’exploitation courante Δu d = 7 jours, et s i = 7, la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF2 ( s i ) de la centrale nucléaire en service 3 sous maintenance planifiée lors des congés est calculée comme suit : . Dans un quatrième procédé, si la catégorie de maintenance planifiée est une catégorie de maintenance non planifiée, la valeur de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service lors des années de maintenance non planifiée est obtenue sur la base du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés et des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés des centrales nucléaires en service. Par exemple, si la catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service 3 est la catégorie de maintenance non planifiée lors de l’année d’exploitation courante, le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés de la centrale nucléaire en service 3 lors de l’année d’exploitation courante est Δu d = 10 jours, et s i = 7, une valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF2 ( s i ) de la centrale nucléaire en service 3 lors de l’année de maintenance non planifiée est calculée comme suit : Dans l’étape S410, sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés et du deuxième facteur d’arrêt planifié de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique, la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique est obtenue. Dans l’étape S411, sur la base de l’erreur relative entre la valeur de prédiction de la fiabilité et la valeur statistique de quantité caractéristique de fiabilité de la centrale nucléaire en service lors de la même année d’exploitation historique, la vérification de l’exactitude de la prédiction est réalisée sur la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. Dans l’étape S411, si la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service ne satisfait pas la vérification de l’exactitude de la prédiction, le procédé d’obtention de la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service est à nouveau réalisé jusqu’à ce que la valeur de prédiction de la fiabilité obtenue de la centrale nucléaire en service satisfasse la vérification de l’exactitude de la prédiction. Par conséquent, le procédé peut réaliser une vérification de l’exactitude de la prédiction sur les valeurs de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service, et retourner au procédé d’obtention des valeurs de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service lorsque les valeurs de prédiction de la fiabilité ne satisfont pas la vérification de l’exactitude de la prédiction jusqu’à ce que les valeurs de prédiction de la fiabilité obtenues des centrales nucléaires en service satisfassent la vérification de l’exactitude de la prédiction. À savoir, le procédé d’obtention des valeurs de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service peut être répété jusqu’à ce que l’exactitude de la prédiction des valeurs de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service soit relativement élevée, ce qui aide à atteindre une prédiction de haute précision des valeurs de prédiction de la fiabilité pour les centrales nucléaires en service. Par exemple, dans le groupe de centrales nucléaires en service 3, l’erreur relative E r2 entre la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF2 ( s i ) et la valeur statistique du deuxième facteur de disponibilité équivalente E AF ( s i ) de la centrale nucléaire en service 3 lors de la i ème année d’exploitation historique s i est calculée comme suit : Les résultats de calcul de l’erreur relative E r2 entre la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF2 ( s i ) et la valeur statistique E AF ( s i ) du deuxième facteur de disponibilité équivalente de la centrale nucléaire en service 3 lors de la i ème année d’exploitation historique s i sont indiqués dans le Tableau 4. [Tableau 4] Résultats de calcul de l’erreur relative de la centrale nucléaire en service 3 au cours des 6 dernières années année d’exploitation s i E AP ( s i ) P OF ( s i ) E AF2 ( s i )) = E AF2 ( s i )[1-P OF ( s i )] E AF ( s i ) E r2 /% 1 0,0827 0,9152 0,9171 -0,20 2 0,0971 0,9027 0,9022 0,05 3 0 0,9999 0,9969 0,30 4 0,0820 0,9180 0,9178 0,02 5 0,0958 0,9042 0,9042 -0,03 6 0 1,0000 1,0000 0 Dans certains modes de réalisation, sur la base de l’erreur relative entre les valeurs de prédiction de la fiabilité et les statistiques caractéristiques de fiabilité des centrales nucléaires en service lors de la même année d’exploitation historique, l’exactitude de la prédiction des valeurs de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service est vérifiée, qui inclut la détermination de la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service par le biais d’une vérification de l’exactitude de la prédiction dans le cas où les valeurs absolues de l’erreur relative des centrales nucléaires en service lors de la pluralité d’années d’exploitation historiques sont inférieures ou égales à un deuxième seuil défini, ou la détermination de la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service par le biais d’une vérification de l’exactitude de la prédiction dans le cas où la valeur absolue de l’erreur relative de la centrale nucléaire en service lors d’au moins une année d’exploitation historique est supérieure au deuxième seuil défini. Pour poursuivre avec le Tableau 4 en tant qu’exemple, si le deuxième seuil défini est de 1,90 %, on peut voir d’après le Tableau 4 que les valeurs absolues des erreurs relatives du groupe de centrales nucléaires en service 3 au cours des 5 dernières années sont toutes inférieures à 0,35 %. Il est déterminé que la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente de la centrale nucléaire en service 3 a été vérifiée par le biais de la vérification de l’exactitude de la prédiction. Dans l’étape S412, sur la base des valeurs de prédiction de la fiabilité et des catégories de maintenance planifiée des centrales nucléaires en service, la surveillance de la fiabilité est réalisée sur les centrales nucléaires en service. Le contenu pertinent de l’étape S412 est consultable dans les modes de réalisation mentionnés ci-dessus, qui ne seront pas répétés ici. En résumé, selon le procédé pour la prédiction de haute précision et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation, le deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés des centrales nucléaires en service lors de la i ème année d’exploitation historique est obtenu sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente et du deuxième facteur d’interruption planifiée des centrales nucléaires en service lors de la i ème année d’exploitation historique. Le facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés des centrales nucléaires en service lors de la i ème année d’exploitation historique est obtenu sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés des centrales nucléaires en service lors de la i ème année d’exploitation historique. L’expression de fonction de puissance du facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés des centrales nucléaires en service est obtenue sur la base du facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés des centrales nucléaires en service lors de la pluralité d’années d’exploitation historiques. Le facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés des centrales nucléaires en service lors de l’année d’exploitation courante est obtenu sur la base de l’expression de fonction de puissance. Les valeurs de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service dans différentes catégories de maintenance planifiée sont obtenues sur la base du facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés des centrales nucléaires en service lors de l’année d’exploitation courante, qui est approprié pour la prédiction de haute précision de la fiabilité de la deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service. Sur la base de l’un quelconque des modes de réalisation mentionnés ci-dessus, tel que montré sur la , dans l’étape S104, la réalisation de la surveillance de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base d’une valeur de prédiction de la fiabilité et d’une catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service inclut les étapes suivantes S501 à S502. Dans l’étape S501, une condition de qualification de surveillance pour la centrale nucléaire en service est déterminée sur la base de la catégorie de maintenance planifiée. Dans certains modes de réalisation, la détermination de la condition de qualification de surveillance pour la centrale nucléaire en service sur la base de la catégorie de maintenance planifiée inclut : la détermination de la condition de qualification de surveillance pour la centrale nucléaire en service sur la base d’une relation correspondante entre les catégories de maintenance planifiée et la condition de qualification de surveillance. Il est entendu que différentes catégories de maintenance planifiée peuvent correspondre à différentes conditions de qualification de surveillance ou aux mêmes conditions de qualification de surveillance. Dans certains modes de réalisation, la détermination de la condition de qualification de surveillance pour la centrale nucléaire en service sur la base de la catégorie de maintenance planifiée inclut : la détermination d’une valeur de critère de surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service sur la base de la catégorie de maintenance planifiée ; et la détermination de la condition de qualification de surveillance sur la base de la valeur de critère de surveillance de la fiabilité. Dans certains modes de réalisation, la détermination de la valeur de critère de surveillance de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service sur la base de la catégorie de maintenance planifiée inclut : la détermination de la valeur de critère de surveillance de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service sur la base de la relation correspondante entre la catégorie de maintenance planifiée et la valeur de critère de surveillance de la fiabilité. Dans certains modes de réalisation, la détermination de la condition de qualification de surveillance pour la centrale nucléaire en service sur la base de la valeur de critère de surveillance de la fiabilité inclut le fait de déterminer que la valeur de prédiction de la fiabilité cible est supérieure ou égale à la valeur de critère de surveillance de la fiabilité en tant que condition de qualification de surveillance. Dans certains modes de réalisation, la détermination de la condition de qualification de surveillance pour les centrales nucléaires en service sur la base de la valeur de critère de surveillance de la fiabilité inclut le fait de déterminer que la valeur de prédiction de la fiabilité cible est inférieure à la valeur de critère de surveillance de la fiabilité en tant que condition d’échec de surveillance. Dans l’étape S502, il est déterminé si la valeur de prédiction de la fiabilité remplit la condition de qualification de surveillance pour réaliser la surveillance de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service. Dans certains modes de réalisation, le fait de déterminer si la valeur de prédiction de la fiabilité remplit la condition de qualification de surveillance pour réaliser la surveillance de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service incluait le fait de déterminer qu’il n’existe pas d’anomalie de fiabilité dans la centrale nucléaire en service dans le cas où la valeur de prédiction de la fiabilité remplit les conditions de qualification de surveillance, et le fait de déterminer que des anomalies de fiabilité se produisent dans la centrale nucléaire en service dans le cas où la valeur de prédiction de la fiabilité ne remplit pas les conditions de qualification de surveillance. Par exemple, si la valeur de prédiction de la fiabilité est supérieure ou égale à la valeur de critère de surveillance de la fiabilité sur la base de la condition de qualification de surveillance, le fait de déterminer si la valeur de prédiction de la fiabilité remplit la condition de qualification de surveillance pour réaliser la surveillance de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service inclut le fait de déterminer qu’il n’existe pas d’anomalie de fiabilité dans la centrale nucléaire en service si la valeur de prédiction de la fiabilité est supérieure ou égale à la valeur de critère de surveillance de la fiabilité, et le fait de déterminer qu’il existe des anomalies de fiabilité dans la centrale nucléaire en service si la valeur de prédiction de la fiabilité est inférieure à la valeur de critère de surveillance de la fiabilité. Par conséquent, dans le procédé, sur la base de la catégorie de maintenance planifiée, les conditions de qualification de surveillance pour les centrales nucléaires en service sont déterminées, et la valeur de prédiction de la fiabilité cible est déterminée comme remplissant les conditions de qualification de surveillance pour la surveillance de la fiabilité des centrales nucléaires en service. À savoir, la catégorie de maintenance planifiée peut être considérée pour déterminer les conditions de qualification de surveillance pour réaliser la surveillance de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service. La est un organigramme montrant un procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service selon un mode de réalisation de la présente divulgation. Tel que montré sur la , le procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation inclut l’étape suivante S601 et S610. Dans l’étape S601, un nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service est obtenu, et une catégorie de prédiction de la fiabilité cible de la centrale nucléaire en service est déterminée sur la base du nombre d’années d’exploitation. Dans l’étape S602, la prédiction de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base de premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une première catégorie de prédiction de la fiabilité. Dans l’étape S603, la prédiction de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base de deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité. Dans l’étape S604, une catégorie de maintenance planifiée pour les centrales nucléaires en service est obtenue. Dans l’étape S605, dans le cas où la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision planifiée d’îlot conventionnel, une première valeur de critère de surveillance de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service est obtenue. Dans l’étape S606, dans le cas où la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire, une deuxième valeur de critère de surveillance de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service est obtenue. Dans l’étape S607, dans le cas où la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une maintenance planifiée lors des congés, une troisième valeur de critère de surveillance de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service est obtenue. Dans l’étape S608, dans le cas où la catégorie de maintenance planifiée est une catégorie de maintenance non planifiée, une quatrième valeur de critère de surveillance de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service est obtenue. Dans l’étape S609, dans le cas où la valeur de prédiction de la fiabilité est supérieure ou égale à la valeur de critère de surveillance de la fiabilité, il est déterminé que la valeur de prédiction de la fiabilité remplit la condition de qualification de surveillance. Dans l’étape S610, dans le cas où la valeur de prédiction de la fiabilité est inférieure à la valeur de critère de surveillance de la fiabilité, il est déterminé que la valeur de prédiction de la fiabilité ne remplit pas la condition de qualification de surveillance. Dans certains modes de réalisation, dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service 1 est la première catégorie de prédiction de la fiabilité, la surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service 1 est réalisée comme suit. Par exemple, si la puissance de la centrale nucléaire en service 1 est de 1 000 MW et a été en exploitation pendant 4 ans mais moins de 5 ans, la quantité caractéristique de fiabilité est prise comme étant le facteur de disponibilité équivalente, le facteur de disponibilité équivalente de la centrale nucléaire en service 1 peut être prédit lors de l’année d’exploitation courante, et la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF1 ( t i ) peut être obtenue, où t i est l’année d’exploitation courante. Dans certains modes de réalisation, les critères de surveillance de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service 1 sont indiqués dans le Tableau 5. [Tableau 5] Critères de surveillance de la fiabilité pour les centrales nucléaires en service nombre valeur de critère de surveillance de la fiabilité valeur 1 première valeur de critère de surveillance de la fiabilité E AF01 0,77 2 deuxième valeur de critère de surveillance de la fiabilité E AF02 0,87 3 troisième valeur de critère de surveillance de la fiabilité E AF03 0,91 4 quatrième valeur de critère de surveillance de la fiabilité E AF04 0,94 Si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision planifiée d’îlot conventionnel, la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF1 ( t i ) = 0,7597, et E AF1 ( t i ) AF01 , il est déterminé que la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF1 ( t i ) ne remplit pas la condition de qualification de surveillance. Si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire, la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF1 ( t i ) = 0,8574, et E AF1 ( t i ) AF02 , il est déterminé que la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF1 ( t i ) ne remplit pas les conditions de qualification de surveillance. Si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une maintenance planifiée lors des congés, la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF1 ( t i ) = 0,9076, et E AF1 ( t i ) AF03 , il peut être déterminé que la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF1 ( t i ) ne remplit pas les conditions de qualification de surveillance. Si la catégorie de maintenance planifiée est la catégorie de maintenance non planifiée, la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF1 ( t i ) = 0,7597, et E AF1 ( t i ) AF04 , il peut être déterminé que la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF1 ( t i ) ne remplit pas les conditions de qualification de surveillance. Dans certains modes de réalisation, si la catégorie de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service 3 est la deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité, la surveillance de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service 3 est réalisée comme suit. Par exemple, une puissance de la centrale nucléaire en service est de 1 100 MW et un total de 6 années d’exploitation mais moins de 7 ans, la quantité caractéristique de fiabilité est utilisée en tant que facteur de disponibilité équivalente, le facteur de disponibilité équivalente de la centrale nucléaire en service 3 peut être prédit lors de l’année d’exploitation courante, et la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF2 ( s i ) peut être obtenue, où s i est le nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service 3, et s i = 7 fait référence à la 7 e année d’exploitation de la centrale nucléaire en service 3, à savoir l’année d’exploitation courante. Dans certains modes de réalisation, les critères de surveillance de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service 3 sont indiqués dans le Tableau 5. Si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision planifiée d’îlot conventionnel, la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF2 ( s i ) = 0,7699, et E AF2 ( s i ) AF01 , il peut être déterminé que la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF2 ( s i ) ne remplit pas les conditions de qualification de surveillance. Si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire, la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF2 ( s i ) = 0,8712, et E AF2 ( s i ) > E AF02 , il peut être déterminé que la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF2 ( s i ) remplit les conditions de qualification de surveillance. Si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une maintenance planifiée lors des congés, la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF2 ( s i ) = 0,9397, et E AF2 ( s i ) > E AF03 , il peut être déterminé que la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF2 ( s i ) remplit la condition de qualification de surveillance. Si la catégorie de maintenance planifiée est la catégorie de maintenance non planifiée, la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF2 ( s i ) = 0,9671, et E AF2 ( s i ) > E AF04 , il peut être déterminé que la valeur de prédiction du facteur de disponibilité équivalente E AF2 ( s i ) remplit la condition de qualification de surveillance. En résumé, selon le procédé pour la prédiction de haute précision et la surveillance de la fiabilité approprié pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation, si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une maintenance planifiée d’îlot conventionnel, la première valeur de critère de surveillance de la fiabilité est obtenue. Si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire, la deuxième valeur de critère de surveillance de la fiabilité est obtenue. Si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une maintenance planifiée lors des congés, la troisième valeur de critère de surveillance de la fiabilité est obtenue. Si la catégorie de maintenance planifiée est une maintenance non planifiée, la quatrième valeur de critère de surveillance de la fiabilité est obtenue. Sur la base de la relation entre la valeur de critère de surveillance de la fiabilité obtenue et la valeur de prédiction de la fiabilité, il est déterminé si la valeur de prédiction de la fiabilité remplit la condition de qualification de surveillance, qui est approprié pour réaliser une surveillance de la fiabilité des centrales nucléaires en service. La est un organigramme montrant un procédé pour l’augmentation de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service selon un mode de réalisation de la présente divulgation. Tel que montré sur la , le procédé pour l’augmentation de la fiabilité approprié pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation inclut les étapes suivantes S701 à S703. Dans l’étape S701, la prédiction de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base d’un nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service pour obtenir une valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service ; Le contenu pertinent de l’étape S701 est consultable sur la à la des modes de réalisation suivants, qui ne seront pas répétés ici. Dans l’étape S702, les données de fiabilité anormales de la centrale nucléaire en service sont déterminées sur la base d’une catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service dans le cas où la valeur de prédiction de la fiabilité ne remplit pas une condition de qualification de surveillance. Il est noté qu’il n’existe pas trop de limitation sur les données de fiabilité anormales. Par exemple, les données de fiabilité anormales incluent les jours de maintenance planifiée correspondant aux catégories de maintenance planifiée et/ou aux jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés pour les centrales nucléaires en service. Dans certains modes de réalisation, la détermination des données de fiabilité anormales de la centrale nucléaire en service sur la base de la catégorie de maintenance planifiée inclut la détermination des données de fiabilité anormales sur la base de la relation correspondante entre la catégorie de maintenance planifiée et les données de fiabilité anormales. Il est entendu que différentes catégories de maintenance planifiée peuvent correspondre à différentes données de fiabilité anormales ou aux mêmes données de fiabilité anormales. Dans l’étape S703, les données de fiabilité anormales sont optimisées, et un procédé d’obtention de la valeur de prédiction de la fiabilité est à nouveau réalisé jusqu’à ce que la valeur de prédiction de la fiabilité obtenue remplisse la condition de qualification de surveillance. Dans certains modes de réalisation, l’optimisation des données de fiabilité anormales inclut la détermination d’une stratégie d’optimisation pour les données de fiabilité anormales sur la base des catégories de maintenance planifiée, et l’optimisation des données de fiabilité anormales selon la stratégie d’optimisation. Par conséquent, le procédé peut considérer la catégorie de maintenance planifiée et déterminer la stratégie d’optimisation pour les données de fiabilité anormales, de façon à optimiser les données de fiabilité anormales et améliorer l’exactitude d’optimisation des données de fiabilité anormales. Dans certains modes de réalisation, l’optimisation des données de fiabilité anormales inclut la détermination d’un intervalle d’ajustement pour les jours de maintenance planifiée sur la base de la catégorie de maintenance planifiée, l’optimisation des jours de maintenance planifiée à l’intérieur de l’intervalle d’ajustement, la détermination d’un intervalle d’ajustement pour les jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés, et l’optimisation des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés à l’intérieur de l’intervalle d’ajustement pour les nouveaux jours de maintenance non planifiée. Dans certains modes de réalisation, une cartographie reliant la catégorie de maintenance planifiée et l’intervalle d’ajustement des jours de maintenance planifiée peut être établie à l’avance. La détermination de l’intervalle d’ajustement des jours de maintenance planifiée sur la base de la catégorie de maintenance planifiée inclut la demande de l’intervalle d’ajustement dans la cartographie sur la base de la catégorie de maintenance planifiée, et la détermination de l’intervalle d’ajustement demandé en tant qu’intervalle d’ajustement des jours de maintenance planifiée. En résumé, selon le procédé pour l’augmentation de haute précision de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation, si la valeur de prédiction de la fiabilité ne remplit pas les conditions de qualification de surveillance, les données de fiabilité anormales de la centrale nucléaire en service sont déterminées sur la base de la catégorie de maintenance planifiée, les données de fiabilité anormales sont optimisées, et le procédé d’obtention de la valeur de prédiction de la fiabilité est de nouveau réalisé jusqu’à ce que la valeur de prédiction de la fiabilité obtenue remplisse les conditions de qualification de surveillance. Par conséquent, lorsque la valeur de prédiction de la fiabilité ne remplit pas les conditions de qualification de surveillance, les données de fiabilité anormales peuvent être optimisées, et le procédé d’obtention de la valeur de prédiction de la fiabilité peut être à nouveau exécuté jusqu’à ce que la valeur de prédiction de la fiabilité obtenue remplisse les conditions de qualification de surveillance, ce qui peut améliorer la fiabilité de la centrale nucléaire en service. La est un organigramme montrant un procédé pour l’augmentation de haute précision de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service selon un mode de réalisation de la présente divulgation. Tel que montré sur la , le procédé pour l’augmentation de haute précision de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation inclut les étapes suivantes S801 à S807. Dans l’étape S801, la prédiction de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base d’un nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service pour obtenir une valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service ; Dans l’étape S802, les données de fiabilité anormales de la centrale nucléaire en service sont déterminées sur la base d’une catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service dans le cas où la valeur de prédiction de la fiabilité ne remplit pas une condition de qualification de surveillance. Le contenu pertinent des étapes S801 à S802 est consultable dans les modes de réalisation mentionnés ci-dessus, qui ne seront pas répétés ici. Dans l’étape S803, dans le cas où la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision planifiée d’îlot conventionnel, un premier intervalle d’ajustement est déterminé en tant qu’intervalle d’ajustement pour les jours de maintenance planifiée d’îlot conventionnel, et le nombre de jours de révision planifiée d’îlot conventionnel à l’intérieur du premier intervalle d’ajustement est optimisé. Dans l’étape S804, dans le cas où la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire, un troisième intervalle d’ajustement est déterminé en tant qu’intervalle d’ajustement pour les jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire, et le nombre de jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire à l’intérieur du troisième intervalle d’ajustement est optimisé. Dans l’étape S805, dans le cas où la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une maintenance planifiée lors des congés, un quatrième intervalle d’ajustement est déterminé en tant qu’intervalle d’ajustement pour les jours de maintenance planifiée lors des congés, et le nombre de jours de maintenance planifiée lors des congés à l’intérieur du quatrième intervalle d’ajustement est optimisé. Dans l’étape S806, dans le cas où la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision planifiée d’îlot conventionnel, ou la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire, ou la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une maintenance planifiée lors des congés, ou la catégorie de maintenance planifiée est une maintenance non planifiée, un deuxième intervalle d’ajustement est déterminé en tant qu’intervalle d’ajustement pour les jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés à l’intérieur du deuxième intervalle d’ajustement est optimisé. Dans l’étape S807, le procédé d’obtention de valeurs de prédiction de la fiabilité est à nouveau réalisé jusqu’à ce que les valeurs de prédiction de la fiabilité obtenues remplissent les critères de qualification de surveillance. Dans certains modes de réalisation, si la catégorie de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service 1 est la première catégorie de prédiction de la fiabilité, le procédé pour l’augmentation de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service 1 est réalisé comme suit. Par exemple, la quantité caractéristique de fiabilité est le facteur de disponibilité équivalente. Manière 1 : Si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision planifiée d’îlot conventionnel, une limite inférieure du premier intervalle d’ajustement est supérieure ou égale à 60 jours, une limite supérieure du premier intervalle d’ajustement est inférieure ou égale à 80 jours. Une limite inférieure du deuxième intervalle d’ajustement est supérieure ou égale à 1 jour, et une limite supérieure du deuxième intervalle d’ajustement est inférieure ou égale à 12 jours. Les facteurs de disponibilité équivalente cible E AF1 ( t i ) de la centrale nucléaire en service 1 correspondant à différents jours de révision planifiée d’îlots conventionnels m 1 , et les jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d sont indiqués dans le Tableau 6. [Tableau 6] E AF1 ( t i ) correspondant à différents m 1 et Δu d de la centrale nucléaire en service 1 jours de révision planifiée d’îlots conventionnels m 1 jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d 2 3 4 5 6 7 66 0,7840 0,7812 0,7785 0,7758 0,7730 0,7703 67 0,7813 0,7786 0,7759 0,7731 0,7704 0,7676 68 0,7787 0,7760 0,7732 0,7705 0,7677 0,7650 69 0,7760 0,7733 0,7706 0,7678 0,7651 0,7624 70 0,7734 0,7707 0,7679 0,7652 0,7625 0,7597 Tel qu’indiqué dans le Tableau 6, on voit que l’optimisation des données de fiabilité anormales seulement lors des années de révision planifiée d’îlot conventionnel inclut les mises en œuvre suivantes. Dans une première amélioration, le nombre de jours de révision planifiée d’îlot conventionnel m 1 pour la centrale nucléaire en service 1 est ajusté à 66 jours, le nombre de jours de révision non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 7 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 1 est optimisé à l’intérieur de la plage de 1 à 7 jours. Dans une deuxième amélioration, le nombre de jours de révision planifiée d’îlot conventionnel m 1 pour la centrale nucléaire en service 1 est ajusté à 67 jours, le nombre de jours de révision non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 6 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 1 est optimisé à l’intérieur de la plage de 1 à 6 jours. Dans une troisième amélioration, le nombre de jours de révision planifiée d’îlot conventionnel m 1 pour la centrale nucléaire en service 1 est ajusté à 68 jours, le nombre de jours de révision non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 5 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 1 est optimisé à l’intérieur de la plage de 1 à 5 jours. Dans une quatrième amélioration, le nombre de jours de révision planifiée d’îlot conventionnel m 1 pour la centrale nucléaire en service 1 est ajusté à 69 jours, le nombre de jours de révision non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 4 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 1 est optimisé à l’intérieur de la plage de 1 à 4 jours. Dans une cinquième amélioration, le nombre de jours de révision planifiée d’îlot conventionnel m 1 pour la centrale nucléaire en service 1 est ajusté à 70 jours, le nombre de jours de révision non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 3 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 1 est optimisé à l’intérieur de la plage de 1 à 3 jours. Manière 2 : si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire, une limite inférieure du troisième intervalle d’ajustement est supérieure ou égale à 20 jours, une limite supérieure du troisième intervalle d’ajustement est inférieure ou égale à 40 jours, une limite inférieure du deuxième intervalle d’ajustement est supérieure ou égale à 1 jour, et une limite supérieure du deuxième intervalle d’ajustement est inférieure ou égale à 12 jours. Les valeurs de prédiction du facteur de disponibilité équivalente cible E AF1 ( t i ) de la centrale nucléaire en service 1 correspondant à différents jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire m 2 et jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d sont indiquées dans le Tableau 7. [Tableau 7] E AF1 ( t i ) de la centrale nucléaire en service 1 correspondant à différents Δu d et m 2 jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire m 2 jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d 2 3 4 5 6 7 29 0,8817 0,8789 0,8762 0,8734 0,8707 0,8680 30 0,8790 0,8763 0,8735 0,8708 0,8681 0,8653 31 0,8764 0,8736 0,8709 0,8682 0,8654 0,8627 32 0,8737 0,8710 0,8683 0,8655 0,8628 0,8600 33 0,8711 0,8684 0,8656 0,8629 0,8601 0,8574 Tel qu’indiqué dans le Tableau 7, on voit que les données de fiabilité anormales seulement lors des années de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire sont optimisées par les mises en œuvre suivantes. Dans une première amélioration, le nombre de jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire m 2 pour la centrale nucléaire en service 1 est ajusté à 29 jours, le nombre de jours de révision non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 6 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 1 est optimisé à l’intérieur de la plage de 1 à 6 jours. Dans une deuxième amélioration, le nombre de jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire m 2 pour la centrale nucléaire en service 1 est ajusté à 30 jours, le nombre de jours de révision non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 5 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 1 est optimisé à l’intérieur de la plage de 1 à 5 jours. Dans une troisième amélioration, le nombre de jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire m 2 pour la centrale nucléaire en service 1 est ajusté à 31 jours, le nombre de jours de révision non planifiée nouvellement ajoutés Δud est déterminé comme étant de 1 à 4 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 1 est optimisé à l’intérieur de la plage de 1 à 4 jours. Dans une quatrième amélioration, le nombre de jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire m 2 pour la centrale nucléaire en service 1 est ajusté à 32 jours, le nombre de jours de révision non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 3 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 1 est optimisé à l’intérieur de la plage de 1 à 3 jours. Dans une cinquième amélioration, le nombre de jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire m 2 pour la centrale nucléaire en service 1 est ajusté à 33 jours, le nombre de jours de révision non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 2 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 1 est optimisé à l’intérieur de la plage de 1 à 2 jours. Manière 3 : Si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une maintenance planifiée lors des congés, une limite inférieure du quatrième intervalle d’ajustement est supérieure ou égale à 5 jours, une limite supérieure du quatrième intervalle d’ajustement est inférieure ou égale à 15 jours, une limite inférieure du deuxième intervalle d’ajustement est supérieure ou égale à 1 jour, et une limite supérieure du deuxième intervalle d’ajustement est inférieure ou égale à 12 jours. Les valeurs de prédiction du facteur de disponibilité équivalente cible E AF1 ( t i ) de la centrale nucléaire en service 1 correspondant à différents jours de maintenance planifiée lors des congés m 3 , et jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d sont indiquées dans le Tableau 8. [Tableau 8] E AF1 ( t i ) de la centrale nucléaire en service 1 correspondant à différents m 3 et Δ u d jours de maintenance planifiée lors des congés m 3 jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d 5 6 7 8 9 10 10 0,9236 0,9209 0,9181 0,9154 0,9126 0,9099 11 0,9210 0,9182 0,9154 0,9127 0,9100 0,9073 12 0,9183 0,9156 0,9128 0,9101 0,9074 0,9046 13 0,9157 0,9129 0,9102 0,9075 0,9047 0,9020 14 0,9130 0,9103 0,9076 0,9048 0,9021 0,8993 Tel qu’indiqué dans le Tableau 8, on voit que les données de fiabilité anormales lors des congés sont optimisées par les mises en œuvre suivantes. Dans une première amélioration, le nombre de jours de maintenance planifiée lors des congés m 3 pour la centrale nucléaire en service 1 est ajusté à 10 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 9 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 1 est amélioré à l’intérieur de 1 à 9 jours. Dans une deuxième amélioration, le nombre de jours de maintenance planifiée lors des congés m 3 pour la centrale nucléaire en service 1 est ajusté à 11 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 9 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 1 est amélioré à l’intérieur de 1 à 9 jours. Dans une troisième amélioration, le nombre de jours de maintenance planifiée lors des congés m 3 pour la centrale nucléaire en service 1 est ajusté à 12 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 8 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 1 est amélioré à l’intérieur de 1 à 8 jours. Dans une quatrième amélioration, le nombre de jours de maintenance planifiée lors des congés m 3 pour la centrale nucléaire en service 1 est ajusté à 13 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 7 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 1 est amélioré à l’intérieur de 1 à 7 jours. Dans une cinquième amélioration, le nombre de jours de maintenance planifiée lors des congés m 3 pour la centrale nucléaire en service 1 est ajusté à 14 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 6 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 1 est amélioré à l’intérieur de 1 à 6 jours. Manière 4 : Si la catégorie de maintenance planifiée est une catégorie de maintenance non planifiée, une limite inférieure du deuxième intervalle d’ajustement est supérieure ou égale à 1 jour, et une limite supérieure du deuxième intervalle d’ajustement est inférieure ou égale à 12 jours. Les valeurs de prédiction du facteur de disponibilité équivalente cible E AF1 ( t i ) de la centrale nucléaire en service 1 correspondant à différents jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d sont indiquées dans le Tableau 9. [Tableau 9] ΔE AF1 ( t i ) de la centrale nucléaire en service 1 correspondant à différents Δu d jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d 1 2 3 4 5 6 facteur de disponibilité équivalente E AF1 ( t i ) 0,9610 0,9582 0,9555 0,9528 0,9500 0,9473 jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d 7 8 9 10 11 12 facteur de disponibilité équivalente E AF1 ( t i ) 0,9445 0,9418 0,9391 0,9363 0,9336 0,9308 Tel qu’indiqué dans le Tableau 9, l’intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 8, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 1 est optimisé à l’intérieur de 1 à 8 jours. Dans certains modes de réalisation, si la catégorie de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service 3 est la deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité, l’augmentation de la fiabilité de la centrale nucléaire en service 3 est réalisée comme suit. Par exemple, la quantité caractéristique de fiabilité est le facteur de disponibilité équivalente. Manière 1 : Si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision planifiée d’îlot conventionnel, une limite inférieure du premier intervalle d’ajustement est supérieure ou égale à 60 jours, une limite supérieure du premier intervalle d’ajustement est inférieure ou égale à 80 jours, une limite inférieure du deuxième intervalle d’ajustement est supérieure ou égale à 1 jour, et une limite supérieure du deuxième intervalle d’ajustement est inférieure ou égale à 12 jours. Les valeurs de prédiction du facteur de disponibilité équivalente cible E AF2 ( s i ) de la centrale nucléaire en service 3 correspondant à différents jours de révision planifiée d’îlots conventionnels m 1 et jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d sont indiquées dans le Tableau 10. [Tableau 10] ΔE AF2 ( s i ) de la centrale nucléaire en service 3 correspondant à différents Δu d et m 1 jours de révision planifiée d’îlots conventionnels m 1 jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d 6 7 8 9 10 11 12 73 0,7836 0,7808 0,7781 0,7753 0,7726 0,7699 0,7671 74 0,7808 0,7781 0,7753 0,7726 0,7699 0,7671 0,7644 75 0,7781 0,7753 0,7726 0,7699 0,7671 0,7644 0,7616 76 0,7753 0,7726 0,7699 0,7671 0,7644 0,7616 0,7589 77 0,7726 0,7699 0,7671 0,7644 0,7616 0,7589 0,7562 Tel qu’indiqué dans le Tableau 10, on voit que les données de fiabilité anormales seulement lors des années de révision planifiée d’îlot conventionnel sont optimisées par les mises en œuvre suivantes. Dans une première amélioration, le nombre de jours de révision planifiée d’îlot conventionnel m 1 pour la centrale nucléaire en service est ajusté à 73 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 10 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 3 est optimisé à l’intérieur de 1 à 10 jours. Dans une deuxième amélioration, le nombre de jours de révision planifiée d’îlot conventionnel m 1 pour la centrale nucléaire en service est ajusté à 74 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 9 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 3 est optimisé à l’intérieur de 1 à 9 jours. Dans une troisième amélioration, le nombre de jours de révision planifiée d’îlot conventionnel m 1 pour la centrale nucléaire en service est ajusté à 75 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 8 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 3 est optimisé à l’intérieur de 1 à 8 jours. Dans une quatrième amélioration, le nombre de jours de révision planifiée d’îlot conventionnel m 1 pour la centrale nucléaire en service est ajusté à 76 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 7 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 3 est optimisé à l’intérieur de 1 à 7 jours. Dans une cinquième amélioration, le nombre de jours de révision planifiée d’îlot conventionnel m 1 pour la centrale nucléaire en service est ajusté à 77 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 6 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 3 est optimisé à l’intérieur de 1 à 6 jours. Manière 2 : Si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire, une limite inférieure du troisième intervalle d’ajustement est supérieure ou égale à 20 jours, une limite supérieure du troisième intervalle d’ajustement est inférieure ou égale à 40 jours, une limite inférieure du deuxième intervalle d’ajustement est supérieure ou égale à 1 jour, et une limite supérieure du deuxième intervalle d’ajustement est inférieure ou égale à 12 jours. Les valeurs de prédiction du facteur de disponibilité équivalente cible E AF2 ( s i ) de la centrale nucléaire en service 3 correspondant à différents jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire m 2 et différents jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d sont indiqués dans le Tableau 11. [Tableau 11] ΔE AF2 ( s i ) de la centrale nucléaire en service 3 correspondant à différents m 2 et Δu d jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire m 2 jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d 6 7 8 9 10 11 12 36 0,8849 0,8822 0,8794 0,8767 0,8740 0,8712 0,8685 37 0,8822 0,8794 0,8767 0,8740 0,8712 0,8685 0,8057 38 0,8794 0,8767 0,8740 0,8712 0,8685 0,8657 0,8630 39 0,8767 0,8740 0,8712 0,8685 0,8657 0,8630 0,8603 40 0,8740 0,8712 0,8685 0,8657 0,8630 0,8603 0,8575 Tel qu’indiqué dans le Tableau 11, on voit que les données de fiabilité anormales seulement lors des années de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire sont optimisées par les mises en œuvre suivantes. Dans une première amélioration, le nombre de jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire m 2 de la centrale nucléaire en service 3 est ajusté à 36 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 11 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 3 est optimisé à l’intérieur de 1 à 11 jours. Dans une deuxième amélioration, le nombre de jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire m 2 de la centrale nucléaire en service 3 est ajusté à 37 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 10 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 3 est optimisé à l’intérieur de 1 à 10 jours. Dans une troisième amélioration, le nombre de jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire m 2 de la centrale nucléaire en service 3 est ajusté à 38 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 9 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 3 est optimisé à l’intérieur de 1 à 9 jours. Dans une quatrième amélioration, le nombre de jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire m 2 de la centrale nucléaire en service 3 est ajusté à 39 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 8 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 3 est optimisé à l’intérieur de 1 à 8 jours. Dans une cinquième amélioration, le nombre de jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire m 2 de la centrale nucléaire en service 3 est ajusté à 40 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 7 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 3 est optimisé à l’intérieur de 1 à 7 jours. Manière 3 : Si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une maintenance planifiée lors des congés, une limite inférieure du quatrième intervalle d’ajustement est supérieure ou égale à 5 jours, une limite supérieure du quatrième intervalle d’ajustement est inférieure ou égale à 15 jours, une limite inférieure du deuxième intervalle d’ajustement est supérieure ou égale à 1 jour, et une limite supérieure du deuxième intervalle d’ajustement est inférieure ou égale à 12 jours. Les valeurs de prédiction du facteur de disponibilité équivalente cible E AF2 ( s i ) de la centrale nucléaire en service 3 correspondant à différents jours de maintenance planifiée lors des congés m 3 , et jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d sont indiquées dans le Tableau 12. [Tableau 12] ΔE AF2 ( s i ) de la centrale nucléaire en service 3 correspondant à différents m 3 et Δu d jours de maintenance planifiée lors des congés m 3 jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d 6 7 8 9 10 11 12 11 0,9534 0,9507 0,9479 0,9452 0,9425 0,9397 0,9370 12 0,9507 0,9479 0,9452 0,9425 0,9397 0,9370 0,9342 13 0,9479 0,9452 0,9425 0,9397 0,9370 0,9342 0,9315 14 0,9452 0,9425 0,9397 0,9370 0,9342 0,9315 0,9288 15 0,9425 0,9397 0,9370 0,9342 0,9315 0,9288 0,9260 Tel qu’indiqué dans le Tableau 12, on voit que les données de fiabilité anormales seulement pour l’année de maintenance planifiée lors des congés sont optimisées pour les mises en œuvre suivantes. Dans une première amélioration, le nombre de jours de maintenance planifiée lors des congés m 3 de la centrale nucléaire en service 3 est ajusté à 11 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 12 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 3 est optimisé à l’intérieur de 1 à 12 jours. Dans une deuxième amélioration, le nombre de jours de maintenance planifiée lors des congés m 3 de la centrale nucléaire en service 3 est ajusté à 11 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 12 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 3 est optimisé à l’intérieur de 1 à 12 jours. Dans une troisième amélioration, le nombre de jours de maintenance planifiée lors des congés m 3 de la centrale nucléaire en service 3 est ajusté à 13 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 13 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 3 est optimisé à l’intérieur de 1 à 13 jours. Dans une quatrième amélioration, le nombre de jours de maintenance planifiée lors des congés m 3 de la centrale nucléaire en service 3 est ajusté à 14 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 12 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 3 est optimisé à l’intérieur de 1 à 12 jours. Dans une cinquième amélioration, le nombre de jours de maintenance planifiée lors des congés m 3 de la centrale nucléaire en service 3 est ajusté à 15 jours, et un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 12 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 3 est optimisé à l’intérieur de 1 à 12 jours. Manière 4 : Si la catégorie de maintenance planifiée est une catégorie de maintenance non planifiée, une limite inférieure du deuxième intervalle d’ajustement est supérieure ou égale à 1 jour, et une limite supérieure du deuxième intervalle d’ajustement est inférieure ou égale à 12 jours. Les valeurs de prédiction du facteur de disponibilité équivalente cible E AF2 ( s i ) correspondant à différents jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d de la centrale nucléaire en service 3 sont indiquées dans le Tableau 13. [Tableau 13] ΔE AF2 ( s i ) de la centrale nucléaire en service 3 correspondant à différents Δu d jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d 1 2 3 4 5 6 facteur de disponibilité équivalente E AF2 ( s i ) 0,9973 0,9945 0,9918 0,9890 0,9863 0,9836 jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d 7 8 9 10 11 12 facteur de disponibilité équivalente E AF2 ( s i ) 0,9808 0,9781 0,9753 0,9726 0,9699 0,9671 Tel qu’indiqué dans le Tableau 13, un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d est déterminé comme étant de 1 à 12 jours, et le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés Δu d pour la centrale nucléaire en service 3 à l’intérieur de 1 à 12 jours est optimisé. En résumé, selon le procédé pour l’augmentation de haute précision de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation, si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision planifiée d’îlot conventionnel, le nombre de jours pour la révision planifiée d’îlot conventionnel est optimisé à l’intérieur du premier intervalle d’ajustement. Si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire, le nombre de jours pour la révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire est optimisé à l’intérieur du troisième intervalle d’ajustement. Si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision planifiée lors des congés, le nombre de jours de maintenance planifiée lors des congés est optimisé à l’intérieur du quatrième intervalle d’ajustement. Si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision planifiée d’îlot conventionnel, ou la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire, ou la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une maintenance planifiée lors des congés, ou la catégorie de maintenance planifiée est une maintenance non planifiée, le nombre de jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés est optimisé à l’intérieur du deuxième intervalle d’ajustement, qui est approprié pour augmenter la fiabilité des centrales nucléaires en service. Afin d’atteindre les modes de réalisation mentionnés ci-dessus, la présente divulgation a fourni un appareil pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité pour une centrale nucléaire en service. La est un diagramme schématique montrant un appareil pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service selon un mode de réalisation de la présente divulgation. Tel que montré sur la , l’appareil 100 pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation inclut un module de détermination 110, un module de prédiction 120 et un module de surveillance 130. Le module de détermination 110 est configuré pour obtenir un nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service, et déterminer une catégorie de prédiction de la fiabilité cible de la centrale nucléaire en service sur la base du nombre d’années d’exploitation. Le module de prédiction 120 est configuré pour réaliser une prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base de premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une première catégorie de prédiction de la fiabilité. Le module de prédiction 120 est en outre configuré pour réaliser une prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base de deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité. Le module de surveillance 130 est configuré pour réaliser une surveillance de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base d’une valeur de fiabilité prédite et d’une catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de détermination 110 est en outre configuré pour déterminer la catégorie de prédiction de la fiabilité cible en tant que première catégorie de prédiction de la fiabilité dans le cas où le nombre d’années d’exploitation est inférieur à un premier seuil défini ; ou déterminer la catégorie de prédiction de la fiabilité cible en tant que deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité dans le cas où le nombre d’années d’exploitation est supérieur ou égal au premier seuil défini. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour déterminer une stratégie d’acquisition de données basiques de fiabilité pour prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service sur la base de la catégorie de prédiction de la fiabilité cible, dans laquelle la stratégie d’acquisition inclut une centrale nucléaire en service source et une condition de collecte de données des données basiques de fiabilité ; réaliser une collecte de données sur la centrale nucléaire en service source sur la base de la condition de collecte de données pour obtenir les données basiques de fiabilité pour prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour déterminer, en tant que centrale nucléaire en service source, une centrale nucléaire en service de référence ayant la même puissance que la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la première catégorie de prédiction de la fiabilité ; et déterminer, en tant que premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service, des données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service source lors d’une pluralité d’années d’exploitation historiques. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour déterminer la centrale nucléaire en service en tant que centrale nucléaire en service source dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité ; et déterminer, en tant que deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service, des données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service lors d’une pluralité d’années d’exploitation historiques. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour déterminer un premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés sur la base d’un premier facteur de disponibilité équivalente et d’un premier facteur d’arrêt planifié dans les premières données basiques de fiabilité ; et obtenir la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service dans différentes catégories de maintenance planifiée sur la base du premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour déterminer le premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés sur la base d’une valeur moyenne des premiers facteurs de disponibilité équivalente de la centrale nucléaire en service source lors de la pluralité d’années d’exploitation historiques, et d’une valeur moyenne des premiers facteurs d’arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service source lors de la pluralité d’années d’exploitation historiques. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour obtenir la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service lors de l’année de révision planifiée d’îlot conventionnel sur la base du facteur de disponibilité équivalente du premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts, des jours de révision planifiée d’îlot conventionnel pour la centrale nucléaire en service, et des jours de révision non planifiée nouvellement ajoutés dans le cas où la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision planifiée d’îlot conventionnel. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour obtenir la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service lors de l’année de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire sur la base du premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts, des jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire pour la centrale nucléaire en service, et des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés dans le cas où la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour obtenir la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service lors de l’année de maintenance planifiée lors des congés sur la base du premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts, des jours de maintenance planifiée lors des congés de la centrale nucléaire en service, et des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés dans le cas où la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une maintenance planifiée lors des congés. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour obtenir la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service lors d’une année de maintenance non planifiée sur la base du premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts et des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés de la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de maintenance planifiée est une catégorie de maintenance non planifiée. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour obtenir la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service source lors d’une i ème année d’exploitation historique par prédiction d’une quantité caractéristique de fiabilité de la centrale nucléaire en service source lors de la i ème année d’exploitation historique sur la base d’un premier facteur d’arrêt planifié et d’un premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service source de la i ème année d’exploitation historique ; et réaliser la vérification de l’exactitude de la prédiction sur la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service sur la base d’une erreur relative entre la valeur de prédiction de la fiabilité et une valeur statistique de quantité caractéristique de fiabilité de la centrale nucléaire en service source lors de la même année d’exploitation historique. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour déterminer un facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors d’une année d’exploitation courante sur la base d’un deuxième facteur de disponibilité équivalente et d’un deuxième facteur d’arrêt planifié dans les deuxièmes données basiques de fiabilité ; et obtenir une valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service dans différentes catégories de maintenance planifiée sur la base du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de l’année d’exploitation courante. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour obtenir des facteurs de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de la pluralité d’années d’exploitation historiques sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente et du deuxième facteur d’arrêt planifié dans les deuxièmes données basiques de fiabilité ; obtenir une expression de fonction de puissance du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service sur la base du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de la pluralité d’années d’exploitation historiques ; et obtenir le facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de l’année d’exploitation courante sur la base de l’expression de fonction de puissance. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour obtenir un deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente et du deuxième facteur d’arrêt planifié de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique, où i est un nombre entier positif ; et obtenir le facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour obtenir la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service lors de l’année de révision planifiée d’îlot conventionnel sur la base du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés, des jours de révision planifiée d’îlot conventionnel, et des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés pour la centrale nucléaire en service lors de l’année d’exploitation courante dans le cas où la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision planifiée d’îlot conventionnel. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour obtenir la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service lors de l’année de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire sur la base du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés, des jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire, et des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés pour la centrale nucléaire en service lors de l’année d’exploitation courante dans le cas où la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour obtenir la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service lors de l’année de maintenance planifiée lors des congés sur la base du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés, des jours de maintenance planifiée lors des congés, et des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés pour la centrale nucléaire en service lors de l’année d’exploitation courante dans le cas où la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une maintenance planifiée lors des congés. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour obtenir la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service lors de l’année de maintenance non planifiée sur la base du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés et des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés pour la centrale nucléaire en service lors de l’année d’exploitation courante dans le cas où la catégorie de maintenance planifiée est une catégorie de maintenance non planifiée, Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour obtenir un deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente et du deuxième facteur d’arrêt planifié de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique, où i est un nombre entier positif ; obtenir la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés et du deuxième facteur d’arrêt planifié de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique ; et réaliser une vérification de l’exactitude de la prédiction sur la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service sur la base d’une erreur relative entre la valeur de prédiction de la fiabilité et une valeur statistique de quantité caractéristique de fiabilité de la centrale nucléaire en service lors de la même année d’exploitation historique. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de surveillance 130 est en outre configuré pour déterminer une condition de qualification de surveillance pour la centrale nucléaire en service sur la base de la catégorie de maintenance planifiée ; et déterminer si la valeur de prédiction de la fiabilité remplit la condition de qualification de surveillance pour réaliser la surveillance de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de surveillance 130 est en outre configuré pour déterminer une valeur de critère de surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service sur la base de la catégorie de maintenance planifiée ; et déterminer la condition de qualification de surveillance sur la base de la valeur de critère de surveillance de la fiabilité. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de surveillance 130 est en outre configuré pour obtenir la première valeur de critère de surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision planifiée d’îlot conventionnel ; ou obtenir la deuxième valeur de critère de surveillance de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire ; ou obtenir la troisième valeur de critère de surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une maintenance planifiée lors des congés ; ou obtenir la quatrième valeur de critère de surveillance de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service si la catégorie de maintenance planifiée est une catégorie de maintenance non planifiée. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de surveillance 130 est en outre configuré pour déterminer que la valeur de prédiction de la fiabilité est supérieure ou égale à la valeur de critère de surveillance de la fiabilité en tant que condition de qualification de surveillance. Il est noté qu’il est fait référence aux détails non divulgués dans l’appareil pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation du procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation, qui ne seront pas élaborés davantage ici. En résumé, dans l’appareil pour la prédiction de haute précision et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation, le nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service est obtenu, et une catégorie de prédiction de la fiabilité cible de la centrale nucléaire en service est déterminée sur la base du nombre d’années d’exploitation. Dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une première catégorie de prédiction de la fiabilité, la prédiction de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base de premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service. Dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité, la prédiction de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base de deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service. La surveillance de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base d’une valeur de prédiction de la fiabilité et d’une catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service. De cette manière, la catégorie de prédiction de la fiabilité cible peut être déterminée sur la base du nombre d’années d’exploitation de centrales nucléaires en service, de façon à prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service, améliorant ainsi l’exactitude de la prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. La valeur de prédiction de la fiabilité et la catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service sont considérées de manière exhaustive pour surveiller la fiabilité de la centrale nucléaire en service, améliorant ainsi l’exactitude de la surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. Afin d’atteindre les modes de réalisation mentionnés ci-dessus, la présente divulgation fournit un appareil pour l’augmentation de la fiabilité pour une centrale nucléaire en service. La est un diagramme schématique montrant un appareil pour l’augmentation de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service selon un mode de réalisation de la présente divulgation. Tel que montré sur la , l’appareil 200 augmentant la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation inclut un module de prédiction 210, un module de détermination 220, et un module d’optimisation 230. Le module de prédiction 210 est configuré pour réaliser une prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base d’un nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service pour obtenir une valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. Le module de détermination 220 est configuré pour déterminer des données de fiabilité anormales de la centrale nucléaire en service sur la base d’une catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service dans le cas où la valeur de prédiction de la fiabilité ne remplit pas une condition de qualification de surveillance. Le module d’optimisation 230 est configuré pour optimiser les données de fiabilité anormales, et réaliser à nouveau un procédé d’obtention de la valeur de prédiction de la fiabilité jusqu’à ce que la valeur de prédiction de la fiabilité obtenue remplisse la condition de qualification de surveillance. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, les données de fiabilité anormales incluent les jours de maintenance planifiée correspondant à la catégorie de maintenance planifiée et/ou les jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés de la centrale nucléaire en service. Le module d’optimisation 230 est en outre configuré pour déterminer un intervalle d’ajustement des jours de maintenance planifiée sur la base de la catégorie de maintenance planifiée, et optimiser les jours de maintenance planifiée à l’intérieur de l’intervalle d’ajustement des jours de maintenance planifiée ; et déterminer un intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés, et optimiser les jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés à l’intérieur de l’intervalle d’ajustement des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision planifiée d’îlot conventionnel, le module d’optimisation 230 est en outre configuré pour déterminer un premier intervalle d’ajustement en tant qu’intervalle d’ajustement pour les jours de révision planifiée d’îlot conventionnel, et optimiser les jours de révision planifiée d’îlot conventionnel à l’intérieur du premier intervalle d’ajustement ; déterminer un deuxième intervalle d’ajustement en tant qu’intervalle d’ajustement pour les jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés, et optimiser les jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés à l’intérieur du deuxième intervalle d’ajustement. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire, le module d’optimisation 230 est en outre configuré pour déterminer un troisième intervalle d’ajustement en tant qu’intervalle d’ajustement pour les jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire, et optimiser les jours de révision lors du rechargement de combustible d’îlot nucléaire à l’intérieur du troisième intervalle d’ajustement ; déterminer un deuxième intervalle d’ajustement en tant qu’intervalle d’ajustement pour les jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés, et optimiser les jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés à l’intérieur du deuxième intervalle d’ajustement. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une maintenance planifiée lors des congés, le module d’optimisation 230 est en outre configuré pour déterminer un quatrième intervalle d’ajustement en tant qu’intervalle d’ajustement pour les jours de maintenance planifiée lors des congés, et optimiser les jours de maintenance planifiée lors des congés à l’intérieur du quatrième intervalle d’ajustement ; déterminer un deuxième intervalle d’ajustement en tant qu’intervalle d’ajustement pour les jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés, et optimiser les jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés à l’intérieur du deuxième intervalle d’ajustement. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, si la catégorie de maintenance planifiée est une catégorie de maintenance non planifiée, le module d’optimisation 230 est en outre configuré pour déterminer un deuxième intervalle d’ajustement en tant qu’intervalle d’ajustement pour les jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés, et optimiser les jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés à l’intérieur du deuxième intervalle d’ajustement. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 210 est en outre configuré pour obtenir le nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service et déterminer la catégorie de prédiction de la fiabilité cible de la centrale nucléaire en service sur la base du nombre d’années d’exploitation ; réaliser une prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base des premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service si la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la première catégorie de prédiction de la fiabilité ; réaliser une prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base des deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service si la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 210 est en outre configuré pour déterminer que la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la première catégorie de prédiction de la fiabilité dans le cas où le nombre d’années en exploitation est inférieur au premier seuil défini ; ou déterminer que la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité dans le cas où le nombre d’années d’exploitation est supérieur ou égal au premier seuil défini. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 210 est en outre configuré pour déterminer une stratégie d’acquisition de données basiques de fiabilité pour prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service sur la base de la catégorie de prédiction de la fiabilité cible, dans laquelle la stratégie d’acquisition comprend une centrale nucléaire en service source et une condition de collecte de données des données basiques de fiabilité ; réaliser une collecte de données sur la centrale nucléaire en service source sur la base de la condition de collecte de données pour obtenir les données basiques de fiabilité pour prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 210 est en outre configuré pour déterminer, en tant que centrale nucléaire en service source, une centrale nucléaire en service de référence ayant la même puissance que la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la première catégorie de prédiction de la fiabilité ; et déterminer, en tant que premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service, des données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service source lors d’une pluralité d’années d’exploitation historiques. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 210 est en outre configuré pour déterminer la centrale nucléaire en service en tant que centrale nucléaire en service source dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité ; et déterminer, en tant que deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service, des données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service lors d’une pluralité d’années d’exploitation historiques. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de détermination 220 est en outre configuré pour déterminer une condition de qualification de surveillance du groupe de centrales nucléaires en service sur la base de la catégorie de maintenance planifiée. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de détermination 220 est en outre configuré pour déterminer une valeur de critère de surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service sur la base de la catégorie de maintenance planifiée ; et déterminer la condition de qualification de surveillance sur la base de la valeur de critère de surveillance de la fiabilité. Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de détermination 220 est en outre configuré pour déterminer que la valeur de prédiction de la fiabilité est supérieure ou égale à la valeur de critère de surveillance de la fiabilité en tant que condition de qualification de surveillance. Il est noté qu’il est fait référence aux détails non divulgués dans l’appareil pour l’augmentation de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation du procédé pour l’augmentation de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation, qui ne seront pas élaborés davantage ici. En résumé, selon l’appareil pour l’augmentation de haute précision de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation, si la valeur de prédiction de la fiabilité ne remplit pas les conditions de qualification de surveillance, les données de fiabilité anormales de la centrale nucléaire en service sont déterminées sur la base de la catégorie de maintenance planifiée, les données de fiabilité anormales sont optimisées, et le procédé d’obtention de la valeur de prédiction de la fiabilité est à nouveau réalisé jusqu’à ce que la valeur de prédiction de la fiabilité obtenue remplisse les conditions de qualification de surveillance. Par conséquent, lorsque la valeur de prédiction de la fiabilité ne remplit pas les conditions de qualification de surveillance, les données de fiabilité anormales peuvent être optimisées, et le procédé d’obtention de la valeur de prédiction de la fiabilité peut être à nouveau exécuté jusqu’à ce que la valeur de prédiction de la fiabilité obtenue remplisse les conditions de qualification de surveillance, ce qui peut améliorer la fiabilité de la centrale nucléaire en service. Afin de mettre en œuvre le mode de réalisation mentionné ci-dessus, tel que montré sur la , la présente divulgation fournit un dispositif électronique 300, qui inclut une mémoire 310, un processeur 320, et des programmes informatiques stockés dans la mémoire 310 et exécutables par le processeur 320. Lorsque le processeur 320 est configuré pour exécuter les programmes informatiques, le procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité pour une centrale nucléaire en service et/ou le procédé pour l’augmentation de haute précision de la fiabilité pour une centrale nucléaire en service mentionné ci-dessus peut être mis en œuvre. Dans le dispositif électronique dans les modes de réalisation de la présente divulgation, le programme informatique stocké dans la mémoire est exécuté par le biais du processeur pour obtenir le nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service, et déterminer une catégorie de prédiction de la fiabilité cible de la centrale nucléaire en service sur la base du nombre d’années d’exploitation ; réaliser une prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base de premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une première catégorie de prédiction de la fiabilité ; réaliser une prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base de deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité ; réaliser une surveillance de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base d’une valeur de prédiction de la fiabilité et d’une catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service. De cette manière, la catégorie de prédiction de la fiabilité cible peut être déterminée sur la base du nombre d’années d’exploitation de centrales nucléaires en service, de façon à prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service, améliorant ainsi l’exactitude de la prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. La valeur de prédiction de la fiabilité et la catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service sont considérées de manière exhaustive pour surveiller la fiabilité de la centrale nucléaire en service, améliorant ainsi l’exactitude de la surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. Afin de mettre en œuvre les modes de réalisation mentionnés ci-dessus, la présente divulgation fournit un support de stockage lisible par ordinateur sur lequel un programme informatique est stocké. Lorsque le programme est exécuté par un processeur, les étapes du procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité pour une centrale nucléaire en service et/ou le procédé pour l’augmentation de la fiabilité pour une centrale nucléaire en service mentionné ci-dessus peut être mis en œuvre. Dans le support de stockage lisible par ordinateur dans les modes de réalisation de la présente divulgation, le programme informatique stocké dans la mémoire est exécuté par le biais du processeur pour obtenir le nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service, et déterminer une catégorie de prédiction de la fiabilité cible de la centrale nucléaire en service sur la base du nombre d’années d’exploitation ; réaliser une prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base de premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une première catégorie de prédiction de la fiabilité ; réaliser une prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base de deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité ; réaliser une surveillance de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base d’une valeur de prédiction de la fiabilité et d’une catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service. De cette manière, la catégorie de prédiction de la fiabilité cible peut être déterminée sur la base du nombre d’années d’exploitation de centrales nucléaires en service, de façon à prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service, améliorant ainsi l’exactitude de la prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. La valeur de prédiction de la fiabilité et la catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service sont considérées de manière exhaustive pour surveiller la fiabilité de la centrale nucléaire en service, améliorant ainsi l’exactitude de la surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. Afin de mettre en œuvre les modes de réalisation mentionnés ci-dessus, la présente divulgation fournit une plateforme pour la surveillance de la fiabilité pour une centrale nucléaire en service, qui inclut l’appareil pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service tel que montré sur la , et/ou l’appareil pour l’augmentation de la fiabilité pour une centrale nucléaire en service tel que montré sur la ; ou le dispositif électronique mentionné ci-dessus ; ou le support de stockage lisible par ordinateur mentionné ci-dessus. Dans la plateforme pour la surveillance de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation, le nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service est obtenu, et une catégorie de prédiction de la fiabilité cible de la centrale nucléaire en service est déterminée sur la base du nombre d’années d’exploitation. Dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une première catégorie de prédiction de la fiabilité, la prédiction de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base de premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service. Dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité, la prédiction de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base de deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service. La surveillance de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base d’une valeur de prédiction de la fiabilité et d’une catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service. De cette manière, la catégorie de prédiction de la fiabilité cible peut être déterminée sur la base du nombre d’années d’exploitation de centrales nucléaires en service, de façon à prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service, améliorant ainsi l’exactitude de la prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. La valeur de prédiction de la fiabilité et la catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service sont considérées de manière exhaustive pour surveiller la fiabilité de la centrale nucléaire en service, améliorant ainsi l’exactitude de la surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. Les jours de maintenance planifiée et non planifiée de la centrale nucléaire en service peuvent également être optimisés et améliorés, de façon à augmenter la fiabilité de la centrale nucléaire en service. Dans le fascicule, il est entendu que les termes tels que « central », « longitudinal », « latéral », « longueur », « largeur », « épaisseur », « supérieur », « inférieur », « avant », « arrière », « gauche », « droite », « vertical », « horizontal », « dessus », « dessous », « interne », « externe », « dans le sens horaire », « dans le sens antihoraire », « axial », « radial » et « circonférentiel » doivent être interprétés comme faisant référence à la relation d’orientation ou de position telle que décrite ou telle que montrée sur les dessins évoqués, qui sont seulement donnés par souci de description et de simplification de la présente divulgation, plutôt que pour indiquer ou impliquer que le dispositif ou composant auquel il est fait référence doit avoir une orientation spécifique, être construit et exploité dans une orientation spécifique, et donc ne peuvent pas être entendus comme une limitation de la présente divulgation. De plus, les termes tels que « premier » et « deuxième » sont utilisés ici à des fins de description et ne sont pas destinés à indiquer ou impliquer une importance ou signification relative ou à impliquer le nombre de particularités techniques indiquées. Ainsi, la particularité définie par « premier » et « deuxième » peut comprendre une ou plusieurs de cette particularité. Dans la description de la présente invention, « une pluralité de » signifie deux ou plus de deux, sauf indication contraire. Dans la présente invention, sauf indication ou limitation contraire, les termes « monté », « connecté », « couplé », « fixé » et autres sont utilisés au sens large, et peuvent être, par exemple, des connexions fixes, des connexions amovibles ou des connexions intégrées ; il peut également s’agir de connexions mécaniques ou électriques ; il peut également s’agir de connexions directes ou de connexions indirectes par le biais de structures intermédiaires ; il peut également s’agir de communications internes de deux éléments, qui peuvent être comprises par l’homme du métier selon les situations spécifiques. Dans la présente invention, sauf indication ou limitation contraire, une structure dans laquelle une première particularité est « sur » ou « sous » une deuxième particularité peut inclure un mode de réalisation dans lequel la première particularité est en contact direct avec la deuxième particularité, et peut également inclure un mode de réalisation dans lequel la première particularité et la deuxième particularité ne sont pas en contact direct l’une avec l’autre, mais sont mises en contact par l’intermédiaire d’une particularité additionnelle formée entre celle-ci. Par ailleurs, une première particularité « sur », « au-dessus » ou « au niveau de la partie supérieure » d’une deuxième particularité peut inclure un mode de réalisation dans lequel la première particularité est linéairement ou obliquement « sur », « au-dessus » ou « au niveau de la partie supérieure » de la deuxième particularité, ou signifie simplement que la première particularité est à une hauteur supérieure à celle de la deuxième particularité ; tandis qu’une première particularité « sous », « en dessous » ou « au niveau de la partie inférieure de » une deuxième particularité peut inclure un mode de réalisation dans lequel la première particularité est linéairement ou obliquement « sous », « en dessous » ou « au niveau de la partie inférieure de » la deuxième particularité, ou signifie simplement que la première particularité est à une hauteur inférieure à celle de la deuxième particularité. Dans la description du fascicule, les descriptions faisant référence aux termes « un mode de réalisation », « certains modes de réalisation », « un exemple », « un exemple spécifique » ou « certains exemples » signifient que les particularités, structures, matériaux ou caractéristiques spécifiques décrits en lien avec les modes de réalisation ou exemples sont inclus dans au moins certains modes de réalisation ou exemples de la présente divulgation. Dans ce fascicule, les représentations schématiques des termes ci-dessus ne font pas nécessairement référence au même mode de réalisation ou exemple. De plus, les particularités, structures, matériaux ou caractéristiques spécifiques décrits peuvent être combinés de toute manière appropriée dans un ou plusieurs modes de réalisation ou exemples quelconques. De plus, l’homme du métier peut combiner les différents modes de réalisation ou exemples décrits dans ce fascicule, ainsi que les particularités des différents modes de réalisation ou exemples, sans contradiction mutuelle. Procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité, approprié pour une centrale nucléaire en service caractérisé en ce qu’il comprend les étapes suivantes : - obtention d’un nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service, et détermination d’une catégorie de prédiction de la fiabilité cible de la centrale nucléaire en service sur la base du nombre d’années d’exploitation, la catégorie de prédiction de fiabilité cible comprenant une première catégorie de prédiction de fiabilité et une deuxième catégorie de prédiction de fiabilité, et la détermination de la catégorie de prédiction de fiabilité cible de la centrale nucléaire en service sur la base du nombre d'années de fonctionnement comprenant : la détermination de la catégorie de prédiction de la fiabilité cible comme première catégorie de prédiction de fiabilité dans le cas où le nombre d'années de fonctionnement est inférieur à un premier seuil fixé ; ou la détermination de la catégorie de prédiction de la fiabilité cible comme deuxième catégorie de prédiction de fiabilité dans le cas où le nombre d'années de fonctionnement est supérieur ou égal au premier seuil fixé ; - réalisation d’une prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base de premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la première catégorie de prédiction de la fiabilité ; - réalisation d’une prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base de deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité, les premières données basiques de fiabilité étant différentes des deuxièmes données basiques de fiabilité ; - obtention d’une valeur de prédiction de fiabilité en introduisant les premières données basiques de fiabilité ou les secondes données basiques de fiabilité dans un modèle de prédiction de fiabilité ; - détermination d’une condition de qualification de surveillance pour la centrale nucléaire en service sur la base d'une catégorie de maintenance planifiée ; - détermination si la valeur de prédiction de fiabilité répond à la condition de qualification de surveillance pour effectuer une surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. Procédé selon la revendication 1, comprenant en outre : - une détermination d’une stratégie d’acquisition de données basiques de fiabilité pour prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service sur la base de la catégorie de prédiction de la fiabilité cible, dans lequel la stratégie d’acquisition comprend une centrale nucléaire en service source et une condition de collecte de données des données basiques de fiabilité ; - une réalisation d’une collecte de données sur la centrale nucléaire en service source sur la base de la condition de collecte de données pour obtenir les données basiques de fiabilité pour prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service. Procédé selon la revendication 2, comprenant en outre : - une détermination, en tant que centrale nucléaire en service source, d’une centrale nucléaire en service de référence ayant la même puissance que la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la première catégorie de prédiction de la fiabilité, et - une détermination, en tant que premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service, de données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service source lors d’une pluralité d’années d’exploitation historiques. Procédé selon la revendication 2, comprenant en outre : - une détermination de la centrale nucléaire en service en tant que centrale nucléaire en service source dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité ; et - une détermination, en tant que deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service, de données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service lors d’une pluralité d’années d’exploitation historiques. Procédé selon la revendication 3, dans lequel la réalisation de la prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base des premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service comprend : - une détermination d’un premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés sur la base d’un premier facteur de disponibilité équivalente et d’un premier facteur d’arrêt planifié en tant que premières données basiques de fiabilité ; une obtention de la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service dans différentes catégories de maintenance planifiée sur la base du premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés ; et dans lequel la détermination du premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés sur la base du premier facteur de disponibilité équivalente et du premier facteur d’arrêt planifié en tant que premières données basiques de fiabilité comprend : - une détermination du premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés sur la base d’une valeur moyenne des premiers facteurs de disponibilité équivalente de la centrale nucléaire en service source lors de la pluralité d’années d’exploitation historiques, et d’une valeur moyenne des premiers facteurs d’arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service source lors de la pluralité d’années d’exploitation historiques. Procédé selon la revendication 5, comprenant en outre : - une obtention de la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service source lors d’une i ème année d’exploitation historique par prédiction d’une quantité caractéristique de fiabilité de la centrale nucléaire en service source lors de la i ème année d’exploitation historique sur la base d’un premier facteur d’arrêt planifié et d’un premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service source de la i ème année d’exploitation historique ; et - une réalisation de la vérification de l’exactitude de la prédiction sur la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service sur la base d’une erreur relative entre la valeur de prédiction de la fiabilité et une valeur statistique de quantité caractéristique de fiabilité de la centrale nucléaire en service source lors de la même année d’exploitation historique. Procédé selon la revendication 4, dans lequel la réalisation de la prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base des deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service comprend : - une détermination d’un facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors d’une année d’exploitation courante sur la base d’un deuxième facteur de disponibilité équivalente et d’un deuxième facteur d’arrêt planifié en tant que deuxièmes données basiques de fiabilité ; et - une obtention d’une valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service dans différentes catégories de maintenance planifiée sur la base du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de l’année d’exploitation courante. Procédé selon la revendication 7, dans lequel la détermination du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de l’année d’exploitation courante sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente et du deuxième facteur d’arrêt planifié en tant que deuxièmes données basiques de fiabilité comprend : - une obtention de facteurs de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors d’une i ème année d’exploitation historique sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente et du deuxième facteur d’arrêt planifié en tant que deuxièmes données basiques de fiabilité ; - une obtention d’une expression de fonction de puissance du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service sur la base du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique ; et - une obtention du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de l’année d’exploitation courante sur la base de l’expression de fonction de puissance. Procédé selon la revendication 8, dans lequel l’obtention des facteurs de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente et du deuxième facteur d’arrêt planifié en tant que deuxièmes données basiques de fiabilité comprend : - une obtention d’un deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente et du deuxième facteur d’arrêt planifié de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique, où i est un nombre entier positif ; - une obtention du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique. Procédé selon la revendication 8, comprenant en outre : - une obtention d’un deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente et du deuxième facteur d’arrêt planifié de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique, où i est un nombre entier positif ; - une obtention de la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés et du deuxième facteur d’arrêt planifié de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique ; - une réalisation de la vérification de l’exactitude de la prédiction sur la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service sur la base d’une erreur relative entre la valeur de prédiction de la fiabilité et une valeur statistique de quantité caractéristique de fiabilité de la centrale nucléaire en service lors de la même année d’exploitation historique. Procédé selon la revendication 1, dans lequel la détermination de la condition de qualification de surveillance pour la centrale nucléaire en service sur la base de la catégorie de maintenance planifiée comprend : une détermination d’une valeur de critère de surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service sur la base de la catégorie de maintenance planifiée ; une détermination de la condition de qualification de surveillance sur la base de la valeur de critère de surveillance de la fiabilité ; dans lequel la détermination de la condition de qualification de surveillance sur la base de la valeur de critère de surveillance de la fiabilité comprend : le fait de déterminer que la valeur de prédiction de la fiabilité est supérieure ou égale à la valeur de critère de surveillance de la fiabilité en tant que condition de qualification de surveillance. Appareil pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité, approprié pour une centrale nucléaire en service et comprenant : - un module de détermination (110) configuré pour obtenir un nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service, et déterminer une catégorie de prédiction de la fiabilité cible de la centrale nucléaire en service sur la base du nombre d’années d’exploitation, la catégorie de prédiction de la fiabilité cible comprenant une première catégorie de prédiction de la fiabilité et une deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité, le module de détermination (110) étant en outre configuré pour : déterminer que la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la première catégorie de prédiction de la fiabilité si le nombre d’années de fonctionnement est inférieur à un premier seuil fixé ; ou déterminer que la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité si le nombre d'années de fonctionnement est supérieur ou égal au premier seuil fixé ; - un module de prédiction (120) configuré pour réaliser une prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base de premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la première catégorie de prédiction de la fiabilité, ou réaliser une prédiction de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service sur la base de deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est la deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité, les premières données basiques de fiabilité étant différentes des deuxièmes données basiques de fiabilité ; et - un module de surveillance (130) configuré pour obtenir une valeur de prédiction de fiabilité en entrant les premières données basiques de fiabilité ou les secondes données basiques de fiabilité dans un modèle de prédiction de fiabilité ; déterminer une condition de qualification de surveillance pour la centrale nucléaire en service sur la base d'une catégorie de maintenance planifiée ; et déterminer si la valeur de prédiction de fiabilité satisfait à la condition de qualification de surveillance pour effectuer une surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. Appareil selon la revendication 12, dans lequel le module de prédiction (120) est en outre configuré pour : - déterminer une stratégie d’acquisition de données basiques de fiabilité pour prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service sur la base de la catégorie de prédiction de la fiabilité cible, dans lequel la stratégie d’acquisition comprend une centrale nucléaire en service source et une condition de collecte de données des données basiques de fiabilité ; et - réaliser une collecte de données sur la centrale nucléaire en service source sur la base de la condition de collecte de données pour obtenir les données basiques de fiabilité pour prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service.