喻新利，鄭向陽(yáng)，趙 博

(1中國(guó)核電工程有限公司，北京 100840; 2環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082)

核電廠內(nèi)部火災(zāi)概率安全評(píng)價(jià)現(xiàn)狀

喻新利1，鄭向陽(yáng)2，趙 博1

(1中國(guó)核電工程有限公司，北京 100840;2環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082)

核電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明火災(zāi)對(duì)其安全具有嚴(yán)重威脅，各國(guó)安全監(jiān)管當(dāng)局也加強(qiáng)了對(duì)核電廠火災(zāi)安全的監(jiān)管，要求核電廠實(shí)施火災(zāi)危害性分析，并對(duì)火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)進(jìn)行評(píng)估。詳細(xì)介紹了核電廠內(nèi)部火災(zāi)概率安全評(píng)價(jià) (PSA)的發(fā)展歷史與開(kāi)展情況，并對(duì)主要方法和標(biāo)準(zhǔn)做了簡(jiǎn)要介紹。

核電廠;內(nèi)部火災(zāi);PSA

1 引言

在核電廠內(nèi)，火災(zāi)發(fā)生的頻率比較高，其事故發(fā)展也較難以預(yù)測(cè)，對(duì)核電廠的安全構(gòu)成了嚴(yán)重威脅［1］。據(jù)統(tǒng)計(jì)，在1991年以前美國(guó)核電廠發(fā)生火災(zāi)的頻率為0.29次/堆年，近年來(lái)隨著防火技術(shù)的發(fā)展及管理水平的提高，火災(zāi)頻率已經(jīng)下降到0.14次/堆年［2］，但仍相當(dāng)可觀。而且核電廠內(nèi)可燃物料較多，廠房、設(shè)備等布置復(fù)雜，火災(zāi)會(huì)引起設(shè)備的損壞或誤動(dòng)作，并可能發(fā)生蔓延。世界各國(guó)核電廠已經(jīng)在汽輪機(jī)廠房、電氣廠房中發(fā)生多次大型火災(zāi)，另外發(fā)生過(guò)多次電纜火災(zāi)并蔓延至其他防火區(qū)最終造成嚴(yán)重?fù)p失［3］。比如1975年3月22日美國(guó)Brown's Ferry核電廠火災(zāi)，其發(fā)生在電纜貫穿區(qū)并蔓延進(jìn)反應(yīng)堆廠房，損毀600多根安全相關(guān)系統(tǒng)電纜，對(duì)核安全造成挑戰(zhàn)，并最終導(dǎo)致美國(guó)核管會(huì) (NRC)關(guān)于核電廠防火管理的重大變更;發(fā)生于1978年12月31日的前蘇聯(lián)Beloyarsk核電廠2號(hào)機(jī)組汽輪機(jī)廠房電纜火災(zāi)，蔓延至電廠其他區(qū)域，亦使電廠造成重大損失。

因此，世界各國(guó)對(duì)核電廠的防火安全制定了嚴(yán)格的規(guī)定并進(jìn)行了大量研究，以滿足核電廠防火遵循的縱深防御原則。然而，這些規(guī)定一般比較嚴(yán)格，缺乏彈性，屬于確定論范疇核工業(yè)界及核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)為此付出了大量人力、物力。比如，美國(guó)核工業(yè)界為滿足NR的要求做出了大量努力，而NRC也對(duì)其防火規(guī)范進(jìn)行了大量研究，此過(guò)程對(duì)美國(guó)核工業(yè)界和NRC均造成了嚴(yán)重負(fù)擔(dān)。為了克服這些困難，美國(guó)NRC的政策正在實(shí)施轉(zhuǎn)變，將采納風(fēng)險(xiǎn)指引的方法，鼓勵(lì)現(xiàn)有核電廠采用風(fēng)險(xiǎn)指引、基于績(jī)效的NFPA 805防火要求，對(duì)核電廠開(kāi)展詳細(xì)的內(nèi)部火災(zāi)PSA工作。目前，世界各國(guó)均對(duì)內(nèi)部火災(zāi)PSA展開(kāi)了積極探索本文主要介紹核電廠內(nèi)部火災(zāi)概率安全評(píng)價(jià)的發(fā)展現(xiàn)狀、研究方法以及相關(guān)的規(guī)范、標(biāo)準(zhǔn)制定情況。

2 內(nèi)部火災(zāi)PSA研究現(xiàn)狀

對(duì)核電廠火災(zāi)開(kāi)展系統(tǒng)、全面的安全評(píng)價(jià)是核電廠防火的重要組成部分，目前核電廠火災(zāi)安全評(píng)價(jià)的方法主要基于確定論和概率論技術(shù)。確定論的火災(zāi)安全評(píng)價(jià)即火災(zāi)危害性分析(Fie Hazard Analyses，F(xiàn)HA)用于驗(yàn)證停堆排除余熱和包容放射性物質(zhì)所需的安全系統(tǒng)免遭火災(zāi)危害。目前核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)均要求執(zhí)照申請(qǐng)者完成火災(zāi)危害性分析報(bào)告，中國(guó)也發(fā)布了相關(guān)的核行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)EJ/T 1217-2007。

采用概率論技術(shù)對(duì)核電廠進(jìn)行火災(zāi)安全評(píng)價(jià)的工作也開(kāi)展較早，自1975年拉斯姆森(Rasmussen)教授發(fā)布WASH-1400之后，世界各國(guó)均對(duì)核電廠包括火災(zāi)領(lǐng)域的PSA開(kāi)展了大量工作。特別是在20世紀(jì)90年代以后，核電廠內(nèi)部火災(zāi)PSA領(lǐng)域取得了長(zhǎng)足進(jìn)展，分析方法進(jìn)一步完善，并發(fā)布了相關(guān)實(shí)施標(biāo)準(zhǔn)，下面將分別予以介紹。

2.1 國(guó)際原子能機(jī)構(gòu) (IAEA)

IAEA于1993年啟動(dòng)了一項(xiàng)旨在幫助其成員國(guó)提高核電廠火災(zāi)安全性的計(jì)劃，之后發(fā)布了一系列有關(guān)火災(zāi)安全的研究報(bào)告，并啟動(dòng)了火災(zāi)相關(guān)事件的數(shù)據(jù)收集和報(bào)告計(jì)劃。在1992年，IAEA出版了 《核動(dòng)力廠防火》(Safety Reports Series No.50-SG-D2)，隨后又分別于1995年和1998年發(fā)布了《核動(dòng)力廠火災(zāi)危害性分析評(píng)價(jià)》(Safety Reports Series No. 50-P-9)和《核動(dòng)力廠火災(zāi)危害性分析指南》(Safety Reports Series No.8)，作為確定論火災(zāi)危害性分析的實(shí)施標(biāo)準(zhǔn)。上述文件構(gòu)成了確定論技術(shù)的基礎(chǔ)。

IAEA在核電廠內(nèi)部火災(zāi)PSA領(lǐng)域的研究則稍晚，在其于1992年發(fā)布的核動(dòng)力廠概率安全評(píng)價(jià)步驟 (1級(jí))［4］中主要涉及內(nèi)部事件的PSA，缺少開(kāi)展內(nèi)部火災(zāi)PSA的詳細(xì)信息。在隨后發(fā)布的關(guān)于外部危害的概率安全評(píng)價(jià)中考慮了地震、颶風(fēng)、洪水等事件對(duì)電廠安全的影響，但由于內(nèi)部火災(zāi)對(duì)電廠安全系統(tǒng)的局部影響，且其危害比較復(fù)雜，在該報(bào)告中沒(méi)有給出處理內(nèi)部火災(zāi)危害的具體建議［5］。在1998年，IAEA終于發(fā)布其內(nèi)部火災(zāi)PSA的實(shí)施規(guī)范《核動(dòng)力廠概率安全評(píng)價(jià)中內(nèi)部火災(zāi)的處理》(Safety Reports Series No.10)［6］，用以指導(dǎo)新建和已運(yùn)行核電廠的內(nèi)部火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)。該報(bào)告主要集中于火災(zāi)PSA的步驟和一般要求，但是實(shí)施各步驟的方法和工具需要分析人員自己選擇。該文件還規(guī)定了火災(zāi)PSA的框架、術(shù)語(yǔ)和報(bào)告格式等，以便于外部檢查。在2000年發(fā)布的關(guān)于一級(jí)概率安全評(píng)價(jià)管理審評(píng)的IAEA TECDOC-1135中［7］，也對(duì)核電廠內(nèi)部火災(zāi)PSA提出了一定的要求。作為IAEA幫助其成員國(guó)計(jì)劃的一部分，還發(fā)布了運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)在火災(zāi)安全評(píng)價(jià)中的應(yīng)用［8］，用以指導(dǎo)火災(zāi)事件數(shù)據(jù)的收集和處理等。另外也發(fā)布了其他相關(guān)文件如IAEA TECDOC-1112和IAEA TECDOC-1421等用以支持火災(zāi)安全評(píng)價(jià)。

IAEA對(duì)核電廠的火災(zāi)安全研究開(kāi)展了大量工作，但主要集中于確定論的火災(zāi)危害性分析，而對(duì)內(nèi)部火災(zāi)PSA方面的經(jīng)驗(yàn)則相對(duì)較少。其中最重要的是1998年發(fā)布的Safety Reports Series No.10文件，但作為規(guī)范，其指出了需要做什么，卻不夠具體，而且缺乏如何完成各項(xiàng)任務(wù)的指導(dǎo)方法。

2.2 美國(guó)

在拉斯姆森教授于1975年發(fā)布了里程碑式的WASH-1400報(bào)告之后，美國(guó)核管會(huì)和核工業(yè)界投入了大量精力從事核電廠概率風(fēng)險(xiǎn)研究，一直引領(lǐng)世界核電廠PSA應(yīng)用和發(fā)展的潮流，而基于PSA的風(fēng)險(xiǎn)指引型安全管理理念也在美國(guó)核電廠的監(jiān)管和運(yùn)營(yíng)等領(lǐng)域取得了巨大成功［9］。內(nèi)部火災(zāi)PSA作為核電廠PSA的一部分，無(wú)論是方法還是實(shí)踐都得到了進(jìn)一步完善。

實(shí)際上，自WASH-1400發(fā)布之后，美國(guó)核工業(yè)界就沒(méi)有間斷對(duì)核電廠內(nèi)部火災(zāi)PSA的研究，并在20世紀(jì)70年代末完成了最早的火災(zāi)PSA，而火災(zāi)PSA真正得到快速發(fā)展則始于80年代末。在80年代末，美國(guó)NRC要求對(duì)所有核電廠進(jìn)行全面的自我評(píng)估，其中包括單個(gè)電廠的外部事件檢查 (Individual Plant Examination of External Events，IPEEE)，大部分核電廠均采用了PSA方法來(lái)開(kāi)展IPEEE。美國(guó)NRC和電力研究所 (Electric Power Research Institute，EPRI)也積極投身于火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)的研究當(dāng)中，以支持其成員單位實(shí)施IPEEE。1992年，EPRI正式發(fā)布《火災(zāi)致?lián)p評(píng)價(jià)方法(FIVE)》［10］，并被NRC同意用于IPEEE。隨后，EPRI又于1995年發(fā)布了《火災(zāi)PRA實(shí)施導(dǎo)則》 (EPRI-TR-105928)［11］，并最終被NRC接受可以滿足IPEEE的目標(biāo)。事實(shí)上，美國(guó)每座核電廠均采用上述的一種或兩種方法開(kāi)展了IPEEE，并建立了相應(yīng)的分析模型。

2001年，美國(guó)全國(guó)消防協(xié)會(huì) (National Fire Protection Association，NFPA)發(fā)布了基于績(jī)效的核電廠防火標(biāo)準(zhǔn)NFPA-805［12］，它允許采用PSA方法來(lái)評(píng)估防火措施的風(fēng)險(xiǎn)信息，建立相應(yīng)的接受準(zhǔn)則。NFPA 805的頒布對(duì)核電廠防火安全具有重要意義。2004年7月，NRC也修改了聯(lián)邦法規(guī)10 CFR 50.48，增加新的一節(jié)10 CFR 50.48(c)，鼓勵(lì)1979年1月之前獲得運(yùn)營(yíng)執(zhí)照的電廠轉(zhuǎn)換到NFPA 805。2006年美國(guó)核能研究所 (Nuclear Energy Institute，NEI)發(fā)布新版的NEI 04-02［13］，介紹轉(zhuǎn)換到風(fēng)險(xiǎn)指引基于績(jī)效的執(zhí)照基礎(chǔ)的框架和詳細(xì)過(guò)程。2006年美國(guó)NRC也發(fā)布了管理導(dǎo)則RG 1.205［14］用以指導(dǎo)應(yīng)用風(fēng)險(xiǎn)指引基于績(jī)效的防火標(biāo)準(zhǔn)。在NFPA 805中要求PSA評(píng)價(jià)采用CDF和LERF來(lái)衡量風(fēng)險(xiǎn)，而PSA的方法和數(shù)據(jù)要求得到安全監(jiān)管當(dāng)局的認(rèn)可，這對(duì)核電廠內(nèi)部火災(zāi)PSA方法也提出了一定要求。

雖然 EPRI發(fā)布的 FIVE和 EPRI TR-105928能夠滿足IPEEE的要求，但是為了更加全面的評(píng)價(jià)火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)及其他應(yīng)用，仍然需要進(jìn)一步完善火災(zāi)PSA方法。NRC和EPRI根據(jù)其諒解備忘錄聯(lián)合啟動(dòng)了一項(xiàng)旨在發(fā)展火災(zāi)PSA方法的火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)定量化項(xiàng)目，并于2005年正式發(fā)布，即《EPRI/NRC-RES核動(dòng)力設(shè)施火災(zāi)概率風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)方法》(NUREG/CR-6850)［15］。NUREG/CR-6850可以說(shuō)是目前最為全面的開(kāi)展火災(zāi)PSA的方法，也代表了目前最先進(jìn)的技術(shù)，但是在實(shí)施上也存在一定困難，方法復(fù)雜，工作量大，其兩個(gè)先導(dǎo)電廠的進(jìn)展也不甚順利。在2005年，NRC也發(fā)布了其用于評(píng)價(jià)防火措施安全重要性的方法FPS DP［16］，該方法與 NUREG/CR-6850相似，它的很多技術(shù)和數(shù)據(jù)均與NUREG/CR-6850相同，但卻有所簡(jiǎn)化，以便于快速實(shí)施。

在NUREG/CR-6850發(fā)布以后，EPRI又陸續(xù)發(fā)表了一系列報(bào)告以支持該方法的應(yīng)用比較 重 要 的 有 EPRI 1013489［17］、EPR 1016735［2］及與 NRC聯(lián)合發(fā)布的 NUREG 1824［18］、NUREG-1934［19］等。2006年發(fā)布的EPRI 1013489著重于火災(zāi)對(duì)電路的影響分析2007和 2010年發(fā) 布的 NUREG-1824及NUREG-1934則用來(lái)驗(yàn)證火災(zāi)PSA中可能用到的火災(zāi)分析模型，介紹火災(zāi)模型的使用導(dǎo)則在2008年EPRI發(fā)布的EPRI 1016735中，對(duì)火災(zāi)頻率數(shù)據(jù)進(jìn)行了更新以代替NUREG/CR 6850中采用的 2001年的 EPRI火災(zāi)數(shù)據(jù)庫(kù)［20］，并對(duì)火災(zāi)前探測(cè)系統(tǒng)的可靠性和主給水泵漏油大型火災(zāi)進(jìn)行了考慮。在美國(guó)機(jī)械工程師協(xié)會(huì) (American Society of Mechanical Engi neers，ASME)和美國(guó)核學(xué)會(huì) (American Nu clear Society，ANS)的關(guān)于核電廠概率風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)的新版標(biāo)準(zhǔn)中有專門章節(jié)對(duì)功率運(yùn)行工況下的火災(zāi)PSA進(jìn)行介紹［21］。

除以上介紹的火災(zāi)PSA方法和標(biāo)準(zhǔn)外，美國(guó)核工業(yè)界也對(duì)火災(zāi)PSA進(jìn)行了大量專題研究，比如電纜的失效模式分析、火災(zāi)PSA數(shù)據(jù)庫(kù)的建立等。美國(guó)作為世界核電強(qiáng)國(guó)，對(duì)核電廠內(nèi)部火災(zāi)PSA的研究較為全面，也代表了火災(zāi)PSA的發(fā)展潮流和方向。美國(guó)國(guó)內(nèi)核電廠基本均已或正在建立火災(zāi)PSA模型，也完成了對(duì)第三代核電廠AP1000的火災(zāi)PSA這對(duì)風(fēng)險(xiǎn)指引型的安全管理體系提供了支持也對(duì)提高電廠的運(yùn)行業(yè)績(jī)有積極作用。

2.3 歐洲

歐洲各國(guó)亦對(duì)核電廠內(nèi)部火災(zāi)PSA開(kāi)展了大量研究工作。德國(guó)的火災(zāi)PSA工作開(kāi)展較早，其監(jiān)管機(jī)構(gòu)要求核電廠在進(jìn)行10年定期評(píng)價(jià)的全面風(fēng)險(xiǎn)檢查時(shí)，必須開(kāi)展火災(zāi)PSA工作。同時(shí)建立了開(kāi)展火災(zāi)PSA的方法和數(shù)據(jù)，并已經(jīng)完成德國(guó)沸水堆 (BWR)功率運(yùn)行工況下的火災(zāi)PSA工作。與NUREG/CR-6850等方法類似，在其方法中也包括對(duì)火災(zāi)隔間的定性和定量篩選工作，并建立了相應(yīng)的準(zhǔn)則［22］。

早在1994年，英國(guó)的相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)中已經(jīng)提及在防火安全設(shè)計(jì)中應(yīng)用概率論評(píng)價(jià)方法。而法國(guó)也收集了核電廠的火災(zāi)事件數(shù)據(jù)，在1975年至1994年共發(fā)生了267起火災(zāi)或起火事件，火災(zāi)頻率約為0.47次/堆年。近年來(lái)，法國(guó)也完成了EPR的內(nèi)部火災(zāi)PSA工作，主要依據(jù)NUREG/CR-6850中的方法和數(shù)據(jù)，并做了大量簡(jiǎn)化。另外，其他一些歐洲國(guó)家也進(jìn)行了部分研究工作，比如奧地利采用FIVE方法對(duì)Paks的4臺(tái)機(jī)組進(jìn)行了全面的火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)［23］。

2.4 亞洲

日本的火災(zāi) PSA研究工作開(kāi)展較早［24］，然而近年來(lái)韓國(guó)在該領(lǐng)域發(fā)展較為迅速，其大部分核電廠均已按照EPRI-TR-105928方法開(kāi)展了內(nèi)部火災(zāi)PSA工作，同時(shí)韓國(guó)原子力研究所 (Korea Atomic Energy Research Institute，KAERI)也對(duì)火災(zāi)PSA開(kāi)展了大量基礎(chǔ)研究。Jung等［25］為了避免對(duì)各火災(zāi)情景迭代定量化而開(kāi)發(fā)了能夠在一次定量化中計(jì)算所有火災(zāi)情景的計(jì)算方法 JSTAR(Jung's Single Top And Run)，Kang等［26］也對(duì)建立火災(zāi)事件的單頂事件PSA模型進(jìn)行了嘗試，而Kim和Han［27］對(duì)火災(zāi)PSA模型的定量化和火災(zāi)事件中設(shè)備重要度的計(jì)算方法進(jìn)行了研究，推動(dòng)了火災(zāi)PSA方法的發(fā)展與完善。其他一些亞洲國(guó)家如印度［28］、伊朗［29］等也均對(duì)其重水堆和實(shí)驗(yàn)堆開(kāi)展了火災(zāi)PSA研究。

中國(guó)的PSA技術(shù)也發(fā)展較早，但囿于核電規(guī)模，PSA技術(shù)的開(kāi)發(fā)和應(yīng)用發(fā)展緩慢。近年來(lái)，隨著中國(guó)核電市場(chǎng)的迅速擴(kuò)大，國(guó)家核安全監(jiān)管當(dāng)局也加強(qiáng)了對(duì)核電廠的安全要求。國(guó)家核安全局頒布的HAF102《核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定》要求對(duì)核電廠開(kāi)展概率安全評(píng)價(jià)，并考慮災(zāi)害事件的發(fā)生概率和后果評(píng)價(jià)。由于國(guó)內(nèi)已經(jīng)運(yùn)行和正在建設(shè)的第二代改進(jìn)型核電機(jī)組，其防火設(shè)計(jì)和建造規(guī)則一般遵守RCC-I的1983版和1987版，對(duì)1997版適用的部分積極加以參照，對(duì)火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)的反映則比較少，亟需開(kāi)展火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)相關(guān)研究工作。引進(jìn)的第三代核電機(jī)組AP1000和EPR，則均在不同程度上開(kāi)展了災(zāi)害事件包括內(nèi)部火災(zāi)的PSA工作。為實(shí)現(xiàn)第三代核電機(jī)組的自主化設(shè)計(jì)，提高核電的經(jīng)濟(jì)效益，也需要完善風(fēng)險(xiǎn)管理體系，積極開(kāi)展概率風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)工作，包括對(duì)火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)的評(píng)價(jià)。現(xiàn)在各研究院所和高校也開(kāi)始了對(duì)內(nèi)部火災(zāi)PSA的相關(guān)研究工作［30］，主要是吸收其他國(guó)家火災(zāi)PSA的經(jīng)驗(yàn)，尚處于起步階段。另外，中國(guó)臺(tái)灣地區(qū)的內(nèi)部火災(zāi)PSA工作起步較早，主要按照EPRI-TR-105928方法開(kāi)展，已經(jīng)建立了較為完整的核電廠內(nèi)部火災(zāi)PSA分析模型。

3 分析方法

上節(jié)介紹了核電廠內(nèi)部火災(zāi)PSA在各國(guó)的開(kāi)展情況，其采用的方法主要有FIVE、ERPITR-105928、FPSDP和 NUREG/CR-6850等，而主要規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)則為IAEA發(fā)布的Safety Series Reports No.10文件以及ASME和ANS發(fā)布的 PSA實(shí)施標(biāo)準(zhǔn) ASME/ANS RA-Sa-2009。IAEA安全報(bào)告的第10號(hào)文件適用于低功率與停堆工況的火災(zāi)PSA，而ASME/ANS RA-Sa-2009則針對(duì)功率運(yùn)行工況的火災(zāi)PSA，若要用于指導(dǎo)低功率與停堆工況下的火災(zāi)PSA，尚需要進(jìn)行適當(dāng)修改。各種方法對(duì)地震火災(zāi)的處理也有所不同，EPRI-TR-105928與NUREG/ CR-6850對(duì)地震誘發(fā)火災(zāi)的處理比較類似，僅給出定性評(píng)價(jià)，不做定量分析。在ASME和ANS標(biāo)準(zhǔn)中，對(duì)地震誘發(fā)火災(zāi)的要求也比較低，而在IAEA安全報(bào)告的第10號(hào)文件中則不要求對(duì)地震誘發(fā)火災(zāi)的情況進(jìn)行分析。其主要原因是核電廠主要系統(tǒng)采用抗震設(shè)計(jì)，震后火災(zāi)比較少見(jiàn)，且其行為更加復(fù)雜，分析難度較大。

按照這些方法實(shí)施核電廠內(nèi)部火災(zāi)PSA的步驟基本類似，均包括核電廠分區(qū)、選擇設(shè)備和電纜、定性和定量篩選、火災(zāi)模擬、人因分析、定量化等步驟，同時(shí)需要借助完整的內(nèi)部事件PSA模型。在電廠發(fā)生火災(zāi)事件后，會(huì)觸發(fā)火災(zāi)探測(cè)、滅火系統(tǒng)，依此建立火災(zāi)事件樹(shù)，定義需要分析的火災(zāi)情景，不同的火災(zāi)情景可能引起不同的內(nèi)部始發(fā)事件，比如LOCA和喪失主給水等。然后，對(duì)內(nèi)部事件PSA模型進(jìn)行適當(dāng)修改以反映火災(zāi)引起的事件，用以定量化火災(zāi)的CDF或LERF。在評(píng)價(jià)過(guò)程中需要涉及火災(zāi)模擬、電路故障分析等，可分別依相應(yīng)方法開(kāi)展。

在火災(zāi)PSA工作的早期階段依照一定的篩選準(zhǔn)則篩除不重要的火災(zāi)隔間和火災(zāi)情景能夠降低后續(xù)分析的工作量，同時(shí)不會(huì)對(duì)電廠的火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)有明顯影響。然而，也有些研究人員認(rèn)為無(wú)需開(kāi)展篩選工作，篩選對(duì)內(nèi)部火災(zāi)PSA的工作量影響不太明顯，而且未經(jīng)篩選的火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)更加詳細(xì)，能夠更加全面的反映核電廠的火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)。因此在ASME和ANS的內(nèi)部火災(zāi)PSA標(biāo)準(zhǔn)中，定性和定量篩選也僅作為可選任務(wù)來(lái)處理。

在ASME/ANS RA-Sa-2009中對(duì)PSA要素分為高級(jí)別要求和支持性要求，而支持性要求又劃分為3種能力類別I、II和III。高級(jí)別要求是滿足標(biāo)準(zhǔn)的最低要求，而各能力類別則提出了滿足該能力類別所必需的最低要求。能力類別的劃分并非基于分析中的保守性，而僅表現(xiàn)對(duì)現(xiàn)實(shí)的貼近情況。一般情況下，能力類別高保守性低，但是對(duì)電纜短路引起的誤動(dòng)作等，能力類別越高，分析中的保守性也會(huì)越大，更加符合現(xiàn)實(shí)情況。按照ASME標(biāo)準(zhǔn)，上述4種方法所處的能力類別見(jiàn)表1?？梢钥闯鯪UREG/CR-6850是目前最為詳細(xì)、全面的火災(zāi)PSA方法。

表1 火災(zāi)PSA方法的能力類別

4 小結(jié)

本文介紹了國(guó)際上核電廠內(nèi)部火災(zāi)PSA的發(fā)展歷史和開(kāi)展情況，并對(duì)主要方法和標(biāo)準(zhǔn)做了簡(jiǎn)要介紹。在核電廠風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)領(lǐng)域，美國(guó)一直起著開(kāi)拓者的作用，對(duì)內(nèi)部火災(zāi)PSA開(kāi)展了大量研究，完善了火災(zāi)PSA的方法和數(shù)據(jù)庫(kù)，并對(duì)各種專題進(jìn)行了深入研究。其他國(guó)家則在學(xué)習(xí)美國(guó)在內(nèi)部火災(zāi)PSA方面的經(jīng)驗(yàn)其中，德國(guó)和韓國(guó)在火災(zāi)PSA領(lǐng)域也取得了很大進(jìn)展。中國(guó)的PSA研究跟蹤世界發(fā)展潮流，對(duì)內(nèi)部火災(zāi)PSA的研究還處于起步階段應(yīng)該對(duì)其展開(kāi)積極探索。

在目前可用于內(nèi)部火災(zāi)PSA的方法中NUREG/CR-6850是最為全面的方法，同時(shí)也比較保守，其各項(xiàng)任務(wù)工作量大，在實(shí)施過(guò)程中也存在一定的難度，可以進(jìn)行適當(dāng)?shù)暮?jiǎn)化。

［1］IAEA.IAEA-TECDOC-1421 Experience gained from fires i nculear power plants:lessons learned.International Atomi Energy Agency，2004

［2］EPRI.EPRI1016735 Fire PRAmethodsenhancements:addi tions， clarifications and refinements to EPR 1019189.Electric Power Research Institute，2008

［3］Nowlen S P，Kazarians D M，SWyant F.NUREG/CR-673 Risk methods insights gained from fire incidents，2001

［4］ IAEA.Safety Series No.50-P-4 Procedures for conductin probabilistic safety assessments for nuclear powe plants.International Atomic Energy Agency，1992

［5］IAEA.Safety Series No.50-P-7 Treatment of external hazards in probabilistic safety assessment for nuclear power plants.International Atomic Energy Agency，1995

［6］IAEA.Safety Reports Series No.10 Treatment of internal fires in prboabilistic safety assessment for nuclear power plants.International Atomic Energy Agency，1998

［7］IAEA.IAEA-TECDOC-1135 Regulatory review of probabilistic safety assessment(PSA)Level1.International Atomic Energy Agency，2000

［8］IAEA.IAEA-TECDOC-1134 Use of operational experience in fire safety assessment of nuclear power plants.International A-tomic Energy Agency，2000

［9］顧曄藝.淺談風(fēng)險(xiǎn)指引型核安全法規(guī)體系.核安全，2008(1):26～36

［10］ EPRI.EPRI TR-100370 Fire-induced vulnerability evaluation(FIVE).Electric Power Research Institute，1992

［11］EPRI.EPRITR-105928 Fire PRA implementation guide.E-lectric Power Research Institute，1995

［12］NFPA.NFPA 805 Performanced-based standard for fire protection for lightwater reactor electric generating plants.2001

［13］NEI.NEI04-02(Rev 2)Guidance for implementing a riskinformed，performanced-based fire protection program under 10CFR 50.48(c).Nuclear Energy Institute，2006

［14］NRC-RES.Regulatory Guide1.205 Risk-informed，performance-based fire protection for existing light-water nuclear power plants.Office of Nuclear Regulatory Research，2006

［15］EPRI，NRC-RES.NUREG/CR-6850 EPRI/NRC-RES Fire PRA methodology for nuclear power facilities.U.S.Nuclear Regulatory Commission and Electric Power Research Institute，2005

［16］USNRC.Inspection Manual Chapter 0609 Appendix F:Fire protection significance determination process，2005

［17］EPRI.EPRI 1013489 Use of EPRI/NRC-RES fire probabilistic risk assessment(PRA)methodology in estimating risk impact of plant changes:Circuit Analyses.Electric Power Research Institute，2006

［18］NRC-RES，EPRI.Verification＆validation of selected fire models for nuclear power plant applications.U.S.Nuclear Regulatory Commission Office of Nuclear Regulatory Research and Electric Power Research Institute，2007

［19］ USNRC，EPRI.NUREG-1934 Nuclear power plant fire modeling application guide(NPP FIREMAG).U.S.Nuclear Regulatory Commission and Electric Power Research Institute，2010

［20］EPRI.EPRITR-1003111 Fire event database and generic ignition frequency model for U.S.nuclear plants.Electric Power Research Institute，2001

［21］ASME/ANS.ASME/ANSRA-SA-2009 Standard for level1/ large early release frequency probabilistic risk assessment for nuclear power plant applications，2009

［22］Rowekamp M，Riese O，Berg H P.Improvements in the German fire PSA methodology demonstrated at a German BWR built to earlier standards.Conference Proceedings of the 17thInternational Conference on Nuclear Engineering.Brussels，Belgium，2009

［23］Kulig M.SMIRT 17 An approach to risk-informed fire compartment screening，2007

［24］Magnusson S E，F(xiàn)rantzich H，Harada K.Fire safety design based on calculations:uncertainty analysis and sefety verivication.Fire Safety J，1996，27:305～334

［25］ Jung W S，Lee Y-H，Yang J-E.Development of a new quantification method for a fire PSA.Reliab Eng Syst Safe，2009，94(10):1650～1657

［26］Kang D I，Han SH，Kim K.An approach to the construction of a one top fire event PSA model.Nucl Eng Des，2009，239(11):2514～2520

［27］Kim K，Han S H.A study on importance measures and a quantification algorithm in a fire PRA model.Reliab Eng Syst Safe，2009，94:969～972

［28］Vinod G，Saraf R K，Ghosh A K，et al.Insights from fire PSA for enhancing NPP safety.Nucl Eng Des，2008，238 (9):2359-2368

［29］Arshi S S，Nematollahi M，Sepanloo K.Coupling CFAST fire modeling and SAPHIRE probabilistic assessment software for internal fire safety evaluation of a typical TRIGA research reactor.Reliab Eng Syst Safe，2010 (95): 166～172

［30］李肇華，顏珍.核電廠內(nèi)部火災(zāi)一級(jí)概率安全評(píng)價(jià)研究.2008核能概率安全研討會(huì)，2008

The State of Art of Internal Fire PSA in Nuc lear Power Plants

YU Xinli1，ZHENG Xiangyang2，ZHAO Bo1
(1China Nuclear Power Engineering Co.Ltd.，Beijing 100840，China;2Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China)

The operational experiences of nuclear power plants(NPPs)show that the internal fire challenge effectively the nuclear safety of NPPs.Thus，the authorities having jurisdiction in the world hav enhanced the supervision on fire safety in NPPs，asking the licensees to perform fire hazard analysis and e valuate the fire risk.This articlemainly describes the state of art of internal fire probabilistic safety assess ment(PSA)in the world，and compares themain methods and standards for internal fire PSA.

nuclear power plant;internal fires;PSA