李 琳

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

一直以來，核電的安全性和經(jīng)濟性都是業(yè)界和公眾共同關(guān)注的問題，隨著我國核電事業(yè)的快速發(fā)展，追求核電的安全性和經(jīng)濟性顯得尤為重要。在停堆工況下，許多專設(shè)安全設(shè)施觸發(fā)信號已閉鎖，一些安全系統(tǒng)及設(shè)備退出運行，預(yù)防及緩解事故的能力較差，一旦發(fā)生事故后果可能更加嚴重，因此，需要對停堆運行下的風(fēng)險進行分析研究，掌握一套實施停堆PSA的方法論，才能全面完整且有效地評價核電廠的安全性[1]。

文章以福建福清核電廠一期工程為原型電廠對百萬千瓦級核電廠的停堆運行事故風(fēng)險進行內(nèi)部事件1級概率安全評價（PSA），分析的范圍是：P11、P12信號閉鎖后的停堆工況下，針對安全殼內(nèi)反應(yīng)堆堆芯的放射性釋放源，分析內(nèi)部始發(fā)事件，包括廠外電源喪失事件，但不包括核電廠內(nèi)的水淹和火災(zāi)事件。

電廠進入維修停堆工況后需要對一回路進行排水操作，根據(jù)一回路的放射性化學(xué)參數(shù)水平可能需要排水至RRA低運行區(qū)間（LOI-RRA），因此核電廠的換料大修主要有兩種情況[2]：經(jīng)歷LOI-RRA水位的換料大修停堆（R1），避免LOI-RRA工況的換料大修停堆（R2），文章對這兩種換料工況分別建模分析，并將最終的計算結(jié)果進行比較，討論LOI-RRA工況對電廠停堆風(fēng)險的貢獻及影響。

1 電廠運行狀態(tài)分析

停堆工況無法同功率運行工況PSA一樣構(gòu)造靜態(tài)的電廠模型進行分析，解決方法是根據(jù)核電廠在停堆工況下的一些參數(shù)（如堆芯功率水平、衰變熱水平、一回路水位和衰變熱移出機制等）變化，將核電廠低功率和停堆工況劃分為不同的電廠運行狀態(tài)[3]（Plant Operational State，POS）再進行評價。在每一個POS下，其運行參數(shù)相對恒定（在建模分析時也認為是恒定的），但同其他POS相比，在影響風(fēng)險的方式上卻有所不同。

POS的劃分準則采用美國核學(xué)會（ANS）LPSD標準的技術(shù)要求，劃分主要依據(jù)的資料是百萬千瓦級核電廠的運行技術(shù)規(guī)范，同時參考了美國Surry核電廠的停堆PSA報告NUREG/CR-6144[4]、法國EPS 900的PSA分析報告[5]、廣東臺山核電廠一級PSA報告[6]中相關(guān)的POS劃分內(nèi)容及其他的相關(guān)核電廠資料（如操作規(guī)程，電廠的啟動、停閉程序、停堆計劃等）。最終將核電廠的運行工況劃分為6個POS（見表1），其中停堆PSA需要分析的為POSC、POSD、POSE、POSF。

2 始發(fā)事件分析

功率運行PSA中始發(fā)事件分析方法的基本準則同樣適用于停堆PSA[7]，但在停堆工況下，大量始發(fā)事件同功率運行PSA中的始發(fā)事件有所區(qū)別，并且要結(jié)合POS的劃分結(jié)果，確定每個POS下的始發(fā)事件。

表1 百萬千瓦級核電廠的POS劃分結(jié)果Table 1 Plant operation states for 1 000 MW PWR during refueling outage

最終確定的所要研究的始發(fā)事件清單及其頻率見表2，根據(jù)換料停堆情況的不同，分別給出經(jīng)歷LOI-RRA工況的換料大修停堆（R1），避免LOI-RRA工況的換料大修停堆（R2）的始發(fā)事件頻率值。

3 其他建模工作

文章對停堆工況下的16類始發(fā)事件類根據(jù)兩種不同的停堆類型均采用小事件樹-大故障樹的方法建樹進行分析。

故障樹分析采用福建福清核電廠一期工程的分析結(jié)果。

始發(fā)事件前的人因事件（A類人誤）采用A S E P方法分析：給出一個基本人誤概率值，通過識別有效的恢復(fù)因子，獲得人誤概率值。始發(fā)事件后的人因事件（C類人誤）采用SPAR-H方法進行分析[8]，共確定了106個C類人誤事件概率值。

4 定量化結(jié)果及分析

定量化的過程中，部件失效數(shù)據(jù)及試驗維修不可用度基于福建福清核電廠一期工程的分析結(jié)果；始發(fā)事件頻率基于法國核電廠750堆·年運行經(jīng)驗反饋。

4.1 R1模型計算結(jié)果

經(jīng)歷LOI-RRA水位的換料停堆模型分析選取了16組始發(fā)事件，共包括73棵事件樹，其中有826個導(dǎo)致堆芯損壞的事件序列。停堆工況總的堆芯損壞頻率（CDF）點估計值為5.25E-06/堆·年。CDF點估計值隨始發(fā)事件組和POS的分布見表3，導(dǎo)致堆芯損壞的前10位支配性最小割集見表4。

從始發(fā)事件的角度來講，破口類事故是導(dǎo)致堆芯損壞的最主要因素，約占總堆芯損壞頻率的57%還多，其中由于維修導(dǎo)致的破口以及小破口失水事故在一回路破口失水事故中占據(jù)支配性地位。喪失RRA系統(tǒng)，喪失廠外電源及喪失應(yīng)急交流電源對堆芯損壞頻率的貢獻也很明顯。從POS的角度來講，POSD對堆芯損壞頻率的貢獻最

大；POSE由于保守認為處于LOI-RRA水位，貢獻其次；POSC的風(fēng)險最低，占總CDF的12.1%。從支配性事件序列和支配性最小割集的結(jié)果可以看出，在停堆工況下人因失誤對核電廠的風(fēng)險貢獻明顯增加，遠高于功率運行工況下其對電廠風(fēng)險的貢獻，前10位的支配性最小割集中僅由于人員操作失誤導(dǎo)致堆芯損壞的貢獻約為53.8%。

4.2 R2模型計算結(jié)果

不經(jīng)歷LOI-RRA水位的換料停堆模型分析選取了16組始發(fā)事件，共包括71棵事件樹，其中有691個導(dǎo)致堆芯損壞的事件序列。停堆工況總的堆芯損壞頻率（CDF）點估計值為3.27E-06/堆·年，CDF點估計值隨始發(fā)事件組和POS的分布見表5，導(dǎo)致堆芯損壞的前10位支配性最小割集見表6。

R2模型比R1模型的CDF值明顯降低，破口類事故占總堆芯損壞頻率的份額較R1模型進一步增加，約大于92%，其中由于維修導(dǎo)致的破口以及小破口失水事故在一回路破口失水事故中仍舊占據(jù)支配性地位。

比照支配性事件序列和支配性最小割集的結(jié)果可以看出，在不經(jīng)歷LOI-RRA水位的停堆工況下人因失誤對核電廠的風(fēng)險貢獻進一步增加。前10位的支配性最小割集中僅由于人員操作失誤導(dǎo)致堆芯損壞的貢獻約為90.7%。

5 結(jié)論及展望

本次PSA分析的結(jié)果表明在停堆工況下的潛在的事故風(fēng)險與功率運行工況同處一個量級，其單位時間的事故風(fēng)險比功率運行工況還要大,從風(fēng)險建模分析及定量化計算可以看出：

（1）LOCA類始發(fā)事件是停堆工況下的支配性始發(fā)事件，其中維修LOCA導(dǎo)致的電廠風(fēng)險最大。通過最小割集的分析，人誤是造成停堆高風(fēng)險的關(guān)鍵因素（操縱員未能在規(guī)定時間內(nèi)啟動安注并通過二次側(cè)帶熱），并且由于RRA系統(tǒng)接入后，開始進行維修工作，由于維修活動不當導(dǎo)致出現(xiàn)破口的始發(fā)事件頻率比較高。電廠可以通過更加合理的安排大修過程中的維修活動，加強技術(shù)培訓(xùn)，提高操縱員在大量自動信號被閉鎖的情況下對事故的診斷及處理能力率等方法來降低電廠風(fēng)險。

表2 停堆工況下始發(fā)事件（組）頻率Table 2 Initiating events for 1000 MW PWR during shutdown states

續(xù)表

表3 R1模型堆芯損壞頻率點估計值隨始發(fā)事件組和POS的分布Table 3 Core damage frequency by initiating events and POS (R1 model)

表4 R1模型導(dǎo)致堆芯損壞的支配性最小割集（前10位）Table 4 10 first dominant minimal cutsets (R1 model)

表5 R2模型堆芯損壞頻率點估計值隨始發(fā)事件組和POS的分布Table 5 Core damage frequency by initiating events and POS (R2 model)

表6 R2模型導(dǎo)致堆芯損壞的支配性最小割集（前10位）Table 6 10 first dominant minimal cutsets (R2 model)

（2）一回路滿水的P O S D是高風(fēng)險運行工況，為了降低這一工況下的電廠風(fēng)險，建議電廠在保證一回路運行狀態(tài)穩(wěn)定的前提下，合理安排維修、充水、降溫、卸壓等電廠活動，盡量縮短RRA系統(tǒng)投運后對主回路系統(tǒng)降溫降壓的持續(xù)時間來降低該POS下的始發(fā)事件頻率。

（3）在換料停堆工況下經(jīng)歷LOI-RRA水位導(dǎo)致堆芯損壞頻率明顯增加，這是因為一方面LOI-RRA工況運行條件惡劣，很難控制，不可控排水導(dǎo)致RRA系統(tǒng)不可用的概率明顯增加，另一方面此時電廠防御事故能力差。為了降低這種情況下的事故風(fēng)險，目前國內(nèi)大多數(shù)核電廠都采取了有效措施，包括增設(shè)自動補水功能等來提高LOI-RRA運行的安全性。在電廠換料大修的進程上，調(diào)整電廠大修計劃，提高凈化效率改善一回路放射性化學(xué)品質(zhì)，選擇在卸料之后進行一回路排水操作，避免了經(jīng)歷LOI-RRA水位帶來的不必要的風(fēng)險。

總之，通過本次分析可以看到針對具體核電廠系統(tǒng)地開展停堆PSA研究的必要性，停堆工況下核電廠的風(fēng)險不能被忽略。改善LOI-RRA工況的運行條件，提高供電可靠性，降低人誤是提高百萬千瓦級核電廠停堆運行安全性的關(guān)鍵。

[1] 柯國土. 核電站停堆工況PSA研究[D]. 中國原子能研究院，1998.

[2] 秦山核電聯(lián)營有限公司. 106大修D(zhuǎn)規(guī)程[D]，2008.

[3] ANS Low power And Shutdown PRA Methodology Standard Draft 6[S]. June 1，2005.

[4] U.S. Nuclear Regulatory Commission. Evaluation of Potential Sever Accidents During Low Power and Shutdown Operations at Surry Unit 1.NUREG/CR-6144[R]，1995.

[5] IPSN. Rapport de Syntheses de L’Etude Probabilistic de Surete de Reacteure a l’Eau souse Pression du Palier 900MWe. CEA.FRANCE [R]，1990.

[6] Saint Peterburg Research and Design Institute.TIANWAN NPP Probabilistic Safety Analysis Level 1[R]，2003.

[7] International Atomic Energy Agency. Probabilistic safety assessment of nuclear power plants for loe power and shutdown modes. IAEA-TECDOC-1144[R]，2000.

[8] U.S. Nuclear Regulatory Commission. The SPAR-H Human Reliability Analysis Method[R].NUREG/CR-6883，2005.

[9] Westinghouse. AP1000 Probability Risk Assessment[R]，2008.

[10] 黃祥瑞. 可靠性工程與風(fēng)險分析[M]. 北京：清華大學(xué)出版社，2005.