付陟瑋 陳 妍 張東輝 張春明 左嘉旭 宋 維

1）環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京100082

2）中國(guó)原子能科學(xué)研究院，北京102413

（作者電子信箱，付陟瑋：fuzhiwei＠chinansc.cn）

引言

近年來地震頻發(fā)，從中國(guó)地震臺(tái)網(wǎng)的統(tǒng)計(jì)來看，自從19世紀(jì)70年代以來，全球發(fā)生8.0級(jí)以上地震共43次，進(jìn)入21世紀(jì)以來的12年期間更有22次發(fā)生，每年均有發(fā)生。尤其是2011年3月11日發(fā)生的東日本大地震及其引起的海嘯，造成了福島第一核電站嚴(yán)重的核泄漏事故。外部災(zāi)害對(duì)核電廠的影響也引起更多的關(guān)注并被再次評(píng)價(jià)。

目前核電廠的設(shè)計(jì)都能經(jīng)得起保守選擇的地震（安全停堆地震，Safe Shutdown Earthquake，SSE），而且還有較大的裕量存在于設(shè)計(jì)、分析、量化和建造等不同的階段。然而，盡管可能性很小，還是有可能發(fā)生更大的地震，如2011年的東日本大地震。地震PSA 的主要目的在于：①識(shí)別由地震導(dǎo)致的最可能的事故序列；②開展事故行為的評(píng)價(jià)；③認(rèn)識(shí)由地震導(dǎo)致的堆芯損壞的全部可能性；④識(shí)別主要的地震風(fēng)險(xiǎn)貢獻(xiàn)者；⑤識(shí)別對(duì)電廠風(fēng)險(xiǎn)有重要貢獻(xiàn)的峰值地面加速度（Peak Ground Acceleration，PGA）范圍，有助于判斷地震裕量；⑥比較地震風(fēng)險(xiǎn)和來自其他事件的風(fēng)險(xiǎn)，建立電廠改進(jìn)項(xiàng)的優(yōu)先順序。

地震PSA 的發(fā)展離不開PSA 技術(shù)的發(fā)展，進(jìn)行地震PSA 分析時(shí)，重要的一個(gè)環(huán)節(jié)就是利用現(xiàn)有PSA 結(jié)果找出地震情況下能夠停堆且能把反應(yīng)堆維持在安全停堆狀態(tài)的最小割集。進(jìn)行地震PSA 分析時(shí)，還有3個(gè)重要的環(huán)節(jié)就是地震危險(xiǎn)性分析、地震易損性分析以及系統(tǒng)分析和量化。除了這幾個(gè)要素之外，執(zhí)行地震PSA 時(shí)需要現(xiàn)場(chǎng)走訪、設(shè)備篩選、同行審查等工作。本文將在研究國(guó)外（尤其是美國(guó)）地震PSA 方法的基礎(chǔ)上，概括介紹地震PSA 的發(fā)展及應(yīng)用狀況，給出地震PSA 的關(guān)鍵要素以及相關(guān)的研究方法，并對(duì)地震PSA 的任務(wù)進(jìn)行研究，最后結(jié)合我國(guó)目前的狀況，對(duì)我國(guó)地震PSA 的發(fā)展提出應(yīng)用見解。

1 地震PSA 的發(fā)展歷史及應(yīng)用現(xiàn)狀

地震PSA 方法在19世紀(jì)70年代中期開始用來補(bǔ)充確定論的執(zhí)照申請(qǐng)和核電廠的設(shè)計(jì)。1975年美國(guó)核管會(huì)（Nuclear Regulatory Commission，NRC）出版的WASH1400［1］研究報(bào)告中，通用廠址由地震導(dǎo)致的堆芯損壞的年頻率為5×10－7，結(jié)論是地震事件不是核電廠風(fēng)險(xiǎn)的主要貢獻(xiàn)者。19世紀(jì)70年代后期，對(duì)Oyster Creek核電站1號(hào)機(jī)組，應(yīng)用廠址災(zāi)害曲線和電廠級(jí)易損性曲線相結(jié)合的方法，進(jìn)行了SPSA 分析，為目前核電廠的SPSA 的實(shí)施奠定了基礎(chǔ)。1981年Zion電廠向NRC提交了SPSA 報(bào)告，這是第一次完整的商用核電站的SPSA 研究報(bào)告。同時(shí)出版了第一篇關(guān)于SPSA 的細(xì)節(jié)的技術(shù)（也叫Zion方法）報(bào)告［2］，Zion方法隨后用于Oyster Creek 核電站和Zion 核電站的SPSA 中。與此同時(shí)，NRC 提出了地震安全裕 量 研 究 程 序［3］（Seismic Safety Margin Research Program，SSMRP），SSMRP方法用拉丁超立方仿真程序處理SPSA 中的響應(yīng)細(xì)節(jié)，在1990年出版的NUREG－1150［4］報(bào)告中，應(yīng)用了簡(jiǎn)化的SSMRP程序。

1983年工業(yè)界出版了PRA（Probability Risk Assessment，概率風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)，意同PSA）程序?qū)t［5］，里面包含了實(shí)施地震PSA 的方法和數(shù)據(jù)來源。1985年NRC 發(fā)布了《嚴(yán)重事故導(dǎo)則》［6］，要求美國(guó)所有的商用核電廠進(jìn)行嚴(yán)重事故的PSA 分析。NRC 也致力于SPSA 的方法研究和地震裕量的程序開發(fā)，以把易損性和SPSA 的概念與簡(jiǎn)化確定論的篩選評(píng)價(jià)程序銜接起來。1986 年，Prassinos等出版了執(zhí)行核電站地震裕量審查的試用導(dǎo)則［7］，并推薦給NRC。1988年，美國(guó)電力研究院（Electric Power Research Institute，EPRI）開發(fā)了確定論的地震裕量評(píng)價(jià)方法［8］，作為NRC 地震裕量程序的一個(gè)選擇，1989 年在Catawba壓水堆電廠試用，1991年在Hatch沸水堆核電廠試用。

1988 年太平洋燃?xì)怆娏荆≒acific Gas and Electric Co.，PG＆E）向NRC 提交了Diablo Canyon 核電站詳細(xì)的SPSA 報(bào)告［9］。這是PG＆E 長(zhǎng)期地震程序的一部分，長(zhǎng)期地震程序是核電站運(yùn)行執(zhí)照申請(qǐng)的條件之一。該報(bào)告是目前實(shí)施的最詳細(xì)的SPSA報(bào)告。

1988年NRC向核電站營(yíng)運(yùn)者發(fā)布了作為《嚴(yán)重事故導(dǎo)則》一部分的GL88－20［10］，要求實(shí)施內(nèi)部始發(fā)事件的單個(gè)電廠檢查（Individual Plant Examination，IPE）。1991 年，NRC發(fā)布了GL88－20 的附件4［11］，要求針對(duì)特定電廠外部事件引起的嚴(yán)重事故弱項(xiàng)實(shí)施單個(gè)電廠外部事件檢查（Individual Plant External Event Examination，IPEEE），同時(shí)NRC也發(fā)布了IPEEE 的流程和提交導(dǎo)則［12］。NRC和EPRI在2000年都發(fā)布了從IPEEE程序獲得的結(jié)果和見解［13－14］。

2000年工業(yè)界和監(jiān)管部門在電廠的執(zhí)照申請(qǐng)、運(yùn)行和修改中開始使用風(fēng)險(xiǎn)指引型決策［15－16］。為了向風(fēng)險(xiǎn)指引型靠攏，2003年工業(yè)界出版了美國(guó)國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)《外部事件PRA方法標(biāo)準(zhǔn)》［17］，為地震PRA 提出了高水平的和特定的技術(shù)要求。

EPRI在1991 年再版了地震裕量評(píng)價(jià)方法［17］，1994年出版了地震易損性分析方法［18］，2002 年 出 版 了 地 震 易 損 性 應(yīng) 用 導(dǎo)則［19］，2003 年 出 版 了 地 震PSA 實(shí) 施 導(dǎo)則［20］，這些文件也是本文研究的重點(diǎn)。

國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)（International Atomic Energy Agency，IAEA）在1993年發(fā)布了技術(shù)文件《地震事件的PSA》［21］，2003年發(fā)布了技術(shù)文件《核設(shè)施的抗震經(jīng)驗(yàn)和間接抗震鑒定方法》［22］。

我國(guó)目前核電廠尚未實(shí)施地震PSA，業(yè)界正在討論編寫與地震PSA 相關(guān)的導(dǎo)則和標(biāo)準(zhǔn)。

2 地震PSA 方法

美國(guó)核電廠使用的地震PSA 方法，主要有NRC推薦的方法和EPRI提供的方法，這兩種方法的基本思路是一致的，都包括主要地震危險(xiǎn)性分析、地震易損性分析、系統(tǒng)/事故序列分析和風(fēng)險(xiǎn)量化4 個(gè)關(guān)鍵要素［5，20］和一系列的相關(guān)任務(wù)，如現(xiàn)場(chǎng)走訪和篩選等任務(wù)。只是在對(duì)4個(gè)基本要素分析和計(jì)算時(shí)使用的參數(shù)和方法稍有不同。本文主要針對(duì)EPRI提供的方法進(jìn)行研究。

2.1 地震PSA的關(guān)鍵要素

地震PSA 中4個(gè)要素的主要作用可以總結(jié)為：地震危險(xiǎn)性分析用來確定廠址不同水平的地震地面運(yùn)動(dòng)（如，峰值地面加速度PGA）的發(fā)生頻率；地震易損性分析是估計(jì)那些重要結(jié)構(gòu)和設(shè)備的條件失效概率，這些設(shè)備的失效將導(dǎo)致電廠不可接受的損壞（如，堆芯損壞），實(shí)施該任務(wù)時(shí)，電廠走訪是重要的行動(dòng)；系統(tǒng)/事故序列分析是?；Y(jié)構(gòu)和設(shè)備的失效組合，這些組合將引起和傳遞地震堆芯損壞序列；風(fēng)險(xiǎn)量化是結(jié)合地震危險(xiǎn)性、地震易損性和系統(tǒng)分析的結(jié)果，估計(jì)堆芯損壞頻率和電廠損壞狀況，進(jìn)一步評(píng)價(jià)地震事件對(duì)安全殼的影響和后果分析，并結(jié)合前面堆芯損壞分析的結(jié)果，以對(duì)公眾健康的影響的方式估計(jì)地震風(fēng)險(xiǎn)（如，早期死亡和晚期癌癥死亡）。SPSA 方法的關(guān)鍵要素之間的關(guān)系見圖1［20］。

在地震PSA 中，系統(tǒng)/事故序列分析和風(fēng)險(xiǎn)量化的方法與內(nèi)部事件PSA 的方法基本一致，本文不再介紹，重點(diǎn)介紹地震危險(xiǎn)性分析方法和地震易損性分析方法。

圖1 地震PSA要素之間的關(guān)系圖

2.1.1 地震危險(xiǎn)性分析方法

要對(duì)某一廠址的給定設(shè)施進(jìn)行地震PSA，最基本的前提是要得到廠址相關(guān)的地震危險(xiǎn)性曲線，地震危險(xiǎn)性分析的目的正是得到地震危險(xiǎn)性曲線。地震危險(xiǎn)性曲線是指選定不同地震動(dòng)參數(shù)（如，加速度、速度等）下的年超越頻率。危險(xiǎn)性曲線通常由概率地震危險(xiǎn)性分析（Probabilistic Seismic Hazard Analysis，PSHA）方法［24］得到。地震危險(xiǎn)性分析共包括4個(gè)步驟：震源特征和評(píng)價(jià)、地震的再現(xiàn)、地面運(yùn)動(dòng)衰減關(guān)系和危險(xiǎn)性曲線，4個(gè)步驟之間的關(guān)系如圖2所示［5］。EPRI文件［24］有詳細(xì)的方法介紹。付陟瑋等［25］對(duì)地震危險(xiǎn)性分析方法進(jìn)行了進(jìn)一步的討論。

圖2 地震危險(xiǎn)性分析步驟

2.1.2 地震易損性分析方法

設(shè)備的地震易損性是為確定的失效模式下給定的加速度（峰值地面加速度PGA 或不同頻率下的譜加速度Sa）下的條件失效概率［20］。在進(jìn)行分析之前，首先要確定失效模式，EPRI的地震易損性方法［19］、抗震鑒定工 作 組（Seismic Qualification Utility Group，SQUG）核電廠設(shè)備抗震總的實(shí)施程序［26］以及NRC 的PRA 實(shí) 施 導(dǎo) 則［19，27］都 提 供 了 相關(guān)的確定方法。設(shè)備易損性評(píng)價(jià)的目的就是要給出設(shè)備在特定失效模式下的中值抗震能力、隨機(jī)性和不確定性分布以及設(shè)備的高可信度低失效概率（High Confidence Low Probability Failure，HCLPF）能力。

因此，對(duì)不同的失效模式和設(shè)定的參數(shù)值，可以得到不同的易損性曲線［2］?？紤]到不確定性，設(shè)備易損性使用一組曲線來表述。在任何加速度下，設(shè)備易損性在0和1之間變化，這種變化可以用主觀的概率分布表示。在這些分布中，可以找到一個(gè)易損性值（如，0.01）相應(yīng)于累積的主觀概率分布為5%，就是說我們有5%的可信度認(rèn)為失效概率低于0.01。同樣，我們可以找到一個(gè)具有95%可信度的值。這種情況我們可以不用參考任何的概率模型。這樣，就可以畫出95%和5%的中值可信度曲線。在高可信度曲線上，可以找到5%的易損性值的位置，曲線上相應(yīng)的加速度值叫做設(shè)備的HCLPF 能力［18］。在以單個(gè)電廠外部事件檢查中，地震PSA 的計(jì)算中，通常使用易損性均值曲線［19］。對(duì)一個(gè)特定的失效模式，結(jié)構(gòu)和設(shè)備的易損性曲線組可以用中值地面加速度能力Am和兩個(gè)隨機(jī)變量來表示，如公式（1）［19－20］：

eR和eU是兩個(gè)中值為1的隨機(jī)變量，分別代表中值的固有隨機(jī)性和不確定性。假設(shè)eR和eU都分別服從對(duì)數(shù)正態(tài)標(biāo)準(zhǔn)分布，中值均為1，標(biāo)準(zhǔn)差分別為βR和βU，那么根據(jù)公式（1）以及對(duì)數(shù)正態(tài)分布的假設(shè)，很容易繪制出帶有不確定性的易損性曲線。

給定失效模式和地面加速度能力a（僅指隨機(jī)性變化βR）參數(shù)，那么在給定的PGA水平下，設(shè)備的條件失效概率fo可以表示為：

Φ［·］指標(biāo)準(zhǔn)高斯累計(jì)分布。圖3［20］中，給出Am＝0.87g，βR＝0.25時(shí)，fo和a之間的關(guān)系，也就是設(shè)備的中值易損性曲線。對(duì)于從5%到95%的中值條件失效概率（平均值－1.65和＋1.65的對(duì)數(shù)標(biāo)準(zhǔn)偏離），地面加速度能力范圍從Ame－1.65βR 到Ame＋1.65βR，也就是從0.58 g 到1.31 g，如圖3所示。

當(dāng)包含不確定性βU時(shí)，易損性變成了不確定的隨機(jī)變量。給定加速度，易損性f可以用主觀概率密度函數(shù)表示，非超越易損度f′的主觀概率Q（也叫可信度）和f′的關(guān)系可用公式（3）表示［19］：

圖3 設(shè)備中值、平均值和5%、95%非超越易損性曲線

其中，Q＝P［f＜f′｜a］，表示在給定加速度a時(shí)，f小于f′的條件失效概率，Φ－1［·］為標(biāo)準(zhǔn)高斯累積分布的逆。圖3給出了95%，5%可信度下的易損性曲線，其中虛線為均值曲線。均值曲線的不確定性βC可以用公式（4）表示：

2.2 地震PSA 的任務(wù)

地震PSA 除上述4 個(gè)關(guān)鍵要素之外，還有其他的工作要做，總結(jié)起來，地震PAS的任務(wù)可以分為17個(gè)，任務(wù)名稱及任務(wù)的邏輯順序如圖4所示［21］。這里需要特別說明的是，在地震PSA 任務(wù)中的電廠走訪和繼電器震顫評(píng)價(jià)工作，這兩項(xiàng)任務(wù)也是地震PSA 和內(nèi)部事件PSA 相比，需要特別關(guān)注的工作。EPRI的地震裕量評(píng)價(jià)方法［18］中提供了詳細(xì)的電廠走訪程序，對(duì)繼電器的評(píng)價(jià)，EPRI 的繼電器剛度［28］給出了評(píng)價(jià)方法。

3 探討與結(jié)論

地震PSA 技術(shù)的發(fā)展和內(nèi)部事件PSA的發(fā)展同步，各個(gè)要素的分析方法已經(jīng)成熟，美國(guó)的多個(gè)核電廠都已進(jìn)行地震PSA分析。由于多方面的原因，目前我國(guó)的核電廠還沒有實(shí)施地震PSA，但是2011年的東日本大地震之后，核電廠和核安全監(jiān)管部門對(duì)地震事件更加重視，有的核電廠進(jìn)行了地震裕量分析，也有的電廠嘗試做地震PSA。由于地震PSA 技術(shù)在美國(guó)已經(jīng)比較成熟［29］，又有較多的核電廠實(shí)施經(jīng)驗(yàn)，我國(guó)在開展地震PSA 工作時(shí)，可以在以下幾個(gè)方面參考和借鑒國(guó)外的經(jīng)驗(yàn)。

（1）地震危險(xiǎn)性分析。我國(guó)在廠址調(diào)查時(shí)，對(duì)地震事件通常使用確定論方法和概率論方法，其中的概率論方法得到的危險(xiǎn)性曲線，在修正之后可以用來作為地震PSA 的輸入。

圖4 地震PSA任務(wù)流程圖

（2）地震易損性分析。地震易損性分析包括結(jié)構(gòu)易損性分析和設(shè)備易損性分析，EPRI提供了成熟的方法［19］，在進(jìn)行易損性研究時(shí)，可以直接借鑒該方法。對(duì)易損性分析使用的通用數(shù)據(jù)也可以在EPRI和NRC的相關(guān)文件［27，30］中找到。

（3）繼電器震顫評(píng)價(jià)。繼電器的震顫是地震事件導(dǎo)致的特有現(xiàn)象，是地震PSA 工作的重要內(nèi)容之一。在評(píng)價(jià)中可以借鑒EPRI的相關(guān)文件［28］。

（4）現(xiàn)場(chǎng)走訪。EPRI－6041［18］提供了詳細(xì)的走訪方法，包括審查小組的組建、走訪前的準(zhǔn)備、走訪中關(guān)注的細(xì)節(jié)和走訪的記錄表格，這些都可以直接借鑒。

（5）數(shù)據(jù)收集和積累。地震PSA 的實(shí)施需要的數(shù)據(jù)包括經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)、測(cè)試數(shù)據(jù)和分析數(shù)據(jù)。EPRI和NRC 的相關(guān)文件［4，19，26－28，30］中有相關(guān)的經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)和測(cè)試數(shù)據(jù)，我國(guó)開展地震PSA 時(shí)可以借鑒使用，針對(duì)特定電廠的數(shù)據(jù)還需進(jìn)一步的試驗(yàn)和分析。在開展地震PSA 工作時(shí)，應(yīng)關(guān)注數(shù)據(jù)的收集和積累，建立相關(guān)的數(shù)據(jù)庫(kù)。

［1］USNRC.Reactor Safety Study.WASH 1400，NUREG－73/041，1975

［2］Zion.Zion Probabilistic Safety Study.Prepared by Pickard，Lowe and Garrick，Inc.for Commonwealth Edison Company，1981

［3］USNRC.Seismic Safety Margins Research Program，Phase I Final Report，SMACS－Seismic Methodology Analysis Chain with Statistics（Project VIII）.NUREG/CR－2015，Vol.1－9，1981

［4］USNRC.Severe Accident Risk，An Assessment of Five US Nuclear Power Plants.NUREG－1150，Vol.1－2，1990

［5］ANS－IEEE.PRA Procedures Guide：A Guide to the Performance of Probabilistic Risk Assessments for Nuclear Power Plants.NUREG/CR－2300，1983

［6］USNRC.Policy Statement on Severe Accidents.Federal Register，Vol.50，32138，1985

［7］Prassinos P G，Ravindra M K，Savy J D.Recommendations to the Nuclear Regulatory Commission on Trial Guidelines for Seismic Margin Reviews of Nuclear Power Plants.Lawrence Livermore National Laboratory，NUREG/CR－4482，1986

［8］EPRI.A Methodology for Assessment of Nuclear Power Plant Seismic Margin.EPRI NP－6041，EPRI，Palo Alto，California，1988

［9］PG＆E.Final Report of the Diablo Canyon Long Term Seismic Program.Pacific Gas and Electric Company，Docket 50－275and 50－323，1988

［10］USNRC.Individual Plant Examination for Severe Accident Vulnerabilities－10CFR50.54f.USNRC Generic Letter 88－20，1988

［11］USNRC.Individual Plant Examination of External Events（IPEEE）for Severe Accident Vulnerabilities－10CFR 50.54（f）（Generic Letter No.88－20，Supplement 4），1991

［12］USNRC.Procedural and Submittal Guidance for the Individual Plant Examination of External Events（IPEEE）for Severe Accident Vulnerabilities.NUREG－1407，1991

［13］USNRC.Perspectives Gained from the Individual Plant Examination of External Events（IPEEE）Program.NUREG－1742，2000

［14］EPRI.Individual Plant Examination for External Events（IPEEE）Seismic Insights.EPRI TR－112932，Revision，EPRI，Palo Alto，California，2000

［15］USNRC.Risk－Informed Regulation Implementation Plan.2000

［16］EPRI.Planning for Risk－Informed Seismic Regulations.EPRI 1000896，EPRI，Palo Alto，California，2000

［17］ANS.American National Standard：External Events PRA Methodology.ANSI/ANS 58.21，2003

［18］EPRI.A Methodology for Assessment of Nuclear Power Plant Seismic Margin.EPRI NP－6041SL，Revision 1，EPRI，Palo Alto，California，1991

［19］EPRI.Methodology for Developing Seismic Fragilities.EPRI TR－103959，EPRI，Palo Alto，California，1994

［20］EPRI.Seismic Fragility Application Guide.EPRI 1002988，EPRI，Palo Alto，California，2002

［21］EPRI.Seismic Probabilistic Risk Assessment Implementation Guide.EPRI 1002989，EPRI，Palo Alto，California，2003

［22］IAEA.Probabilistic Safety Assessment for Seismic Events.IAEA－TECDOC－724，1993

［23］IAEA.Earthquake Experience and Seismic Qualification by Indirect Methods in Nuclear Installations.IAEA－TECDOC－1333，2003

［24］EPRI.Probabilistic Hazard Evaluation at Nuclear Plant Sites in the Central and Eastern United States，Resolution of the Charleston Issue.EPRI NP－6395－D，EPRI，Palo Alto，California，April，1989

［25］付陟瑋，陳妍，張春明.地震危險(xiǎn)性方法探討.中國(guó)科技信息，2012（18）：34－35

［26］SQUG.Generic Implementation Procedure（GIP）for Seismic Verification of Nuclear Plant Equipment.Revision 2，Corrected，Seismic Qualification Utility Group，1991

［27］USNRC.Evaluation of JNES Equipment Fragility Tests for Use in Seismic Probabilistic Risk Assessments for U.S.Nuclear Power Plants.NUREG/CR－7040，2011

［28］EPRI.Seismic Ruggedness of Relays.EPRI NP－7147，EPRI，Palo Alto，California，1991

［29］NEA.State－of－the－Art Report on the Current Status of Methodologies for Seismic PSA.NEA/CSNI（97）22，Committee on the Safety of Nuclear Installations，OECD Nuclear Energy Agency，1998

［30］SQUG.Procedure for Gathering and Validating Earthquake Experience Data.Revision 3，Seismic Qualification Utility Group，2001