何 劼，劉 濤，張忞雋，童節(jié)娟

(1.上海核工程研究設(shè)計院，上海 200233；2.清華大學(xué) 核能與新能源技術(shù)研究院，北京 100084；3.中科華核電技術(shù)研究院 上海分院，上海 200030)

隨著世界核電的發(fā)展，很多廠址建有兩個或兩個以上的反應(yīng)堆機組，單機組核電廠更加少見。根據(jù)我國《核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定》[1]中定義，多機組(多堆)廠址是指一個廠址建有兩個以上反應(yīng)堆且各反應(yīng)堆之間距離小于5 km的核動力廠廠址。日本福島核事故后，如何評估多機組電廠的總體風(fēng)險以及機組之間的相關(guān)性等熱點問題成為核電廠概率安全評價(PSA)的新課題。目前國內(nèi)外尚無評價多機組電廠總體風(fēng)險詳細(xì)的技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)或?qū)t。

美國核管會(NRC)提出了核電廠的安全目標(biāo)[2]：1) 對于在核電廠廠區(qū)邊界上的個體，其急性死亡的風(fēng)險應(yīng)小于其他原因引起的風(fēng)險總和的0.1%；2) 對于在核電廠周邊的公眾，其癌癥死亡的風(fēng)險應(yīng)小于其他原因引起的風(fēng)險總和的0.1%。對于多機組廠址，應(yīng)確保整個廠址的總體風(fēng)險能滿足上述安全目標(biāo)，因從公眾安全的角度講，周邊的公眾是暴露在整個廠址所有機組帶來的風(fēng)險中，而不僅是其中某臺機組。因此，需定量評價多機組電廠的總體風(fēng)險。

一級PSA是二、三級PSA的基礎(chǔ)，如何建立多機組核電廠的一級PSA模型是評價核電廠是否滿足安全目標(biāo)的第1步工作。本文嘗試對單機組一級PSA方法進行拓展，用以評價多機組電廠的一級PSA總體風(fēng)險。

1 方法介紹

與單機組PSA方法類似，多機組電廠的PSA分析過程也包含內(nèi)部事件、內(nèi)部災(zāi)害和外部災(zāi)害情景下的分析。與單機組PSA模型不同之處在于多機組電廠的PSA模型須考慮機組間的相關(guān)性。機組間的相關(guān)性主要包括：1) 多個機組共用設(shè)施；2) 機組間設(shè)備的共因失效；3) 多個機組的地域相關(guān)性[3]。在多機組電廠PSA模型中這3個方面均應(yīng)體現(xiàn)。

1.1 基準(zhǔn)模型的建立

研究多機組電廠的總體風(fēng)險首先要建立包含多個機組的內(nèi)部事件基準(zhǔn)模型(下稱基準(zhǔn)模型)?；鶞?zhǔn)模型是指僅考慮內(nèi)部事件情況下的模型(不包括內(nèi)部水淹和內(nèi)部火災(zāi))，它是分析各種事故情景的基礎(chǔ)。內(nèi)部災(zāi)害和外部災(zāi)害的分析將以基準(zhǔn)模型為藍本，根據(jù)不同災(zāi)害情景特點進行修改，開展災(zāi)害情況下的PSA分析。針對反應(yīng)堆的不同工況，基準(zhǔn)模型可分為功率運行模型和低功率停堆模型，建模過程均需注意以下幾個方面。

1) 在始發(fā)事件(IE)分析中，仍可采用傳統(tǒng)的始發(fā)事件識別方法，將識別出的始發(fā)事件清單分為：(1) 會同時影響多個機組的始發(fā)事件；(2) 在一定條件下會影響多個機組的始發(fā)事件；(3) 只影響單個機組的始發(fā)事件(表1)。除共用系統(tǒng)、設(shè)備外，可能同時影響廠址上多個反應(yīng)堆的始發(fā)事件還包括外部水淹、地震、海嘯等外部災(zāi)害，但外部災(zāi)害導(dǎo)致每個核設(shè)施的事故序列一般有差異。

表1 多機組廠址的始發(fā)事件類別示例

2) 針對多機組PSA的事故序列分析仍可采用事件樹方法。事故序列分析的目的是建立整個核電廠的事件序列，既要考慮影響單個機組又要考慮影響多個機組的事件序列，從而得到堆芯損傷狀態(tài)的評價結(jié)果[4]。

3) 應(yīng)在同一PSA模型中為每個機組均建立各自的基本事件、可靠性參數(shù)、共因事件組、故障樹以及各種后處理規(guī)則，建模過程與單機組的PSA建模一致，可參考有關(guān)標(biāo)準(zhǔn)或?qū)t[5-6]。

4) 根據(jù)電廠設(shè)計，了解各機組共用的設(shè)施，對于共用設(shè)施失效可建立共用的基本事件和故障樹以供每個機組調(diào)用。對于多機組共用的設(shè)備應(yīng)注意其可靠性參數(shù)與一般的單機組設(shè)備是否存在差異，確保PSA模型的輸入數(shù)據(jù)與真實情況盡可能接近。如果機組之間存在不利作用，可在模型中適當(dāng)增加相應(yīng)設(shè)備的失效概率。

5) 不同機組上如果有相同生產(chǎn)廠商、相同設(shè)計、相似運行工況的同類部件，應(yīng)考慮這些部件是否存在機組間共因失效。

6) 如果兩臺機組共用同一組現(xiàn)場操縱員，在人員可靠性分析時應(yīng)考慮在事故情景下人手是否夠用以及同一組操縱員的人員失誤。

7) 在事故情景下如果機組之間具有相互緩解的功能，在模型中也應(yīng)模化。例如在喪失廠外電的情況下機組之間可互相供電，在PSA模型中也應(yīng)予以考慮。

1.2 內(nèi)部災(zāi)害PSA

每臺機組自身的內(nèi)部災(zāi)害分析與單機組內(nèi)部災(zāi)害分析過程相同；而分析機組之間的相互影響時要考慮1臺機組發(fā)生的水淹或火災(zāi)事故是否會漫延到其他機組的設(shè)備上繼而引發(fā)事故。尤其對于布置在同一廠房內(nèi)不同機組的設(shè)備，在計算水淹或起火頻率時應(yīng)考慮它們之間的相互影響。

1.3 外部災(zāi)害PSA

常見的外部災(zāi)害有外部水淹、外部火災(zāi)、地震、強風(fēng)以及交通運輸事故等。通過計算災(zāi)害情況下的條件堆芯損傷概率(CCDP)來分析災(zāi)害事件給電廠帶來的風(fēng)險。

由于存在地域相關(guān)性，當(dāng)外部災(zāi)害發(fā)生時，往往廠區(qū)內(nèi)的所有機組均同時受到影響，有關(guān)的始發(fā)事件頻率、設(shè)備失效概率均應(yīng)在PSA模型中進行適當(dāng)調(diào)整。如果1臺機組的設(shè)施有可能產(chǎn)生飛射物或坍塌影響到其他機組的設(shè)施，在PSA模型中可適當(dāng)增大那些可能受損設(shè)備的失效概率，甚至設(shè)定為不可用。

1.4 模型的定量化

對于單機組PSA模型，一級PSA通常關(guān)注堆芯損傷頻率(CDF)的定量化結(jié)果。對于多機組電廠的模型可定義3類堆芯損傷(CD)定量化結(jié)果。

1) 在不考慮受其他機組影響的情況下，每個機組單獨的CDF(記為CDFi，其中i表示第i臺機組，i=1，2，3，…)。

2) 廠址堆芯損傷頻率，至少1臺機組發(fā)生堆芯損傷的頻率(記為CDFu)。

3) 所有機組均發(fā)生堆芯損傷的頻率(記為CDFc)。

上述3類定量化結(jié)果能體現(xiàn)多機組電廠在不同方面的風(fēng)險。CDFi體現(xiàn)了單個機組的風(fēng)險；CDFu體現(xiàn)了整個電廠的總體風(fēng)險，對于公眾，不管哪個機組發(fā)生了放射性釋放事故，均將受到放射性物質(zhì)的威脅；CDFc體現(xiàn)了所有機組均遭受嚴(yán)重事故的風(fēng)險，例如在外部災(zāi)害情景下多個機組均發(fā)生CD的風(fēng)險。

多機組電廠的CDFi、CDFu和CDFc往往具有以下關(guān)系：

這是由于機組間的相關(guān)性所致，例如共用設(shè)施失效的割集在CDF結(jié)果中被合并。以雙機組電廠為例，CDF1、CDF2、CDFu和CDFc的邏輯關(guān)系如圖1所示。CDFu包含了CDF1、CDF2和CDFc，同時CDFc是CDF1和CDF2的重疊部分。表2中數(shù)據(jù)來自文獻[3]，是美國Seabrook核電廠總體PSA結(jié)果，包含兩臺機組的PSA模型。可看出，其CDFu為4.3×10-4/(廠址·年)，小于兩倍的CDF1值4.6×10-4/(堆·年)。

A——1號機組發(fā)生CD；B——2號機組發(fā)生CD；C——兩臺機組均發(fā)生CD；D——至少1臺機組發(fā)生CD

表2 雙機組核電廠一級PSA結(jié)果

CDFc在CDFu中占據(jù)的份額體現(xiàn)了機組之間相關(guān)性的重要程度。以雙機組電廠為例，若兩臺機組互不相關(guān)，則CDFc與CDFu的比值CDFc/CDFu接近于0，反之則接近于1。當(dāng)PSA模型中無補事件或補事件取值為1時，共用設(shè)備的失效概率越大，則CDFc/CDFu的值越大。下面給出數(shù)學(xué)證明。

假設(shè)兩臺機組的CDF的最小割集如表3所列，其中C代表兩個機組共用設(shè)備失效的1個基本事件，A1和B1代表1號機組獨立設(shè)備失效的所有基本事件，A2和B2代表2號機組獨立設(shè)備失效的所有基本事件。1號機組的所有割集用CB1和A1表示，2號機組的所有割集用CB2和A2表示，則CDFc和CDFu的最小割集如表4所列。

表3 雙機組核電廠每臺機組CDF的最小割集示例

表4 雙機組核電廠CDFc和CDFu的最小割集示例

用P(·)表示基本事件或割集的概率。假定基本事件之間相互獨立，取1階近似，用稀有事件近似法定量計算CDF(即最小割集的概率累加)，可得：

稍作變形得：

(1)

∴ 共用設(shè)備C的失效概率越大，則CDFc/CDFu值越大。

對于多個共用設(shè)備，也可得到上述結(jié)論，證明從略。

此外，共用設(shè)備C的Fussel-Vesely(FV)重要度越大，則CDFc/CDFu值越大。數(shù)學(xué)證明如下。

假設(shè)在CDFu中基本事件C的FV重要度為FVc，可得：

(2)

于是，根據(jù)式(1)可得：

(1-FVc)

(3)

不同的災(zāi)害情景下CDFc與CDFu的比值可能不同，這體現(xiàn)了機組間的相關(guān)性在不同的災(zāi)害情景中對堆芯損傷事故的重要程度不同。極端的外部災(zāi)害可能造成兩機組大量的設(shè)備共因失效，如果這些設(shè)備對CDF的貢獻很大，那么CDFc與CDFu的值將會十分接近，此時多個機組更易共同發(fā)生堆芯損傷事故。因此，CDFc與CDFu的比值CDFc/CDFu在定量分析各種工況和災(zāi)害情景下機組之間的相關(guān)性時具有重要意義。

在計算CDFu和CDFc時，不同機組如果存在相同的割集應(yīng)將這些割集合并。不難發(fā)現(xiàn)，在其他條件不變的情況下，兩個機組的相關(guān)性越高，則CDFc越大。特別地，如果兩個機組有部分割集相同，機組的相關(guān)性越高，則CDFc越大并且CDFu越小，此時CDFc更接近于CDFu。另外，如果需研究具體某個基本事件對最終結(jié)果的影響，可針對以上3類CDF開展重要度和敏感性分析。

2 小結(jié)

本文提出的多機組電廠風(fēng)險評價方法沿用了傳統(tǒng)PSA的方法，討論了機組之間的相關(guān)性，并提出了廠址CDF等適用于多機組廠址風(fēng)險評價的概念。在本方法的基礎(chǔ)上可進一步拓展多機組電廠的二、三級PSA方法，需結(jié)合多機組間相關(guān)性對安全殼有效性，放射性核素向周邊環(huán)境的釋放、遷移及其對公眾的健康效應(yīng)等要素進行分析，評價電廠是否滿足安全目標(biāo)。

隨著機組數(shù)量的增加，機組之間的相關(guān)性愈加復(fù)雜，模型的不確定性也會隨之增大。此時，可根據(jù)實際工程特點進行篩選，選取機組之間比較主要的相關(guān)性因素納入到PSA分析中。當(dāng)然，配套的法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)也應(yīng)建立。

參考文獻：

[1] 中華人民共和國環(huán)境保護部. GB 6249—2011 核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定[S]. 北京：中華人民共和國環(huán)境保護部，2011.

[2] NRC. Safety goals for the operations of nuclear power plants, 51FR30028[R]. US: NRC, 1986.

[3] KARL N F. On the issue of integrated risk: A PRA practitioners perspective[R/OL]. (2011-11-10). http:∥www.nrc.gov.

[4] 劉濤，童節(jié)娟，趙軍. 一址多堆核電廠的概率安全分析討論[C]∥2012核能概率安全分析(PSA)研討會會議文集. 上海:中國核能行業(yè)協(xié)會，2012.

[5] ASME. ASME/ANS RA-Sa—2009 Standard for level 1: Large early release frequency probabilistic risk assessment for nuclear power plant applications[S]. US: ASME, 2009.

[6] NRC. An approach for determining the technical adequacy of probabilistic risk assessment results for risk-informed activities, RG 1.200[R]. US: NRC, 2009.