鄧 偉，盧 放，王玉卿

(1.中國核電工程有限公司，北京100840；2.華龍國際核電技術(shù)有限公司，北京100037)

核電廠運行階段PSA模型開發(fā)的研究

鄧 偉1，盧 放2，王玉卿1

(1.中國核電工程有限公司，北京100840；2.華龍國際核電技術(shù)有限公司，北京100037)

電廠運行階段的概率安全分析工作通過建立反映電廠實際設(shè)計及運行特點的PSA模型，可以定性及定量評價電廠運行階段的安全性，幫助電廠尋找設(shè)計及運行中的薄弱環(huán)節(jié)，為電廠管理提升及后續(xù)技術(shù)改造提供技術(shù)支持和見解。而且，運行階段的PSA模型也是電廠開展一系列PSA應(yīng)用工作的基礎(chǔ)。本文首先總結(jié)運行電廠的特點及運行階段PSA模型開發(fā)的主要關(guān)注事項，并結(jié)合秦山第二核電廠運行階段的PSA模型開發(fā)給出電廠運行階段PSA的技術(shù)路線、主要分析結(jié)果、分析見解及改進建議，為后續(xù)相似工作的開展提供參考和建議。

運行核電廠；概率安全分析；風(fēng)險見解

概率安全分析(probabilistic safety assessment，PSA)作為核電廠風(fēng)險識別和管理的工具，在核電廠的設(shè)計與運行階段都可以發(fā)揮積極作用。我國核安全局在2004年頒布的HAF102《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》及核安全導(dǎo)則HAD102/17《核動力廠安全評價與驗證》等文件中均明確提出了需對核動力廠開展概率安全評價，HAF103《核動力廠運行安全規(guī)定》及HAD103/11《核動力廠定期安全審查》對于運行電廠PSA的開展也提出了明確要求[1-4]。經(jīng)過多年的發(fā)展，通過眾多工程項目的實踐，國內(nèi)PSA技術(shù)的整體水平得到了快速提升，PSA技術(shù)應(yīng)用的范圍也不斷擴大。2010年2月，國家核安全局正式發(fā)布了指導(dǎo)運行核電廠和在建核電廠PSA工作的技術(shù)政策《概率安全分析技術(shù)在核安全領(lǐng)域中的應(yīng)用》(試行)，政策鼓勵電廠積極開展PSA工作，不斷擴大PSA技術(shù)的應(yīng)用范圍。

PSA技術(shù)應(yīng)用的基礎(chǔ)是能夠體現(xiàn)電廠設(shè)計、運行特點的、高質(zhì)量的PSA模型，本文將結(jié)合工程實踐就運行核電廠PSA建模的特點和注意事項進行研究，給出秦山第二核電廠運行階段的PSA分析結(jié)果、主要結(jié)論、改進建議，并總結(jié)運行階段PSA模型開發(fā)的技術(shù)要點，為其他相似工作的開展提供參考。

1 運行核電廠特點

相對于設(shè)計階段的PSA分析，開展運行核電廠的PSA工作首先需要了解運行核電廠的特點，結(jié)合PSA分析的技術(shù)要素，開展相應(yīng)的分析工作。

針對PSA分析，運行階段的核電廠相對于設(shè)計階段主要在以下幾個方面存在差異。

a) 設(shè)計變更，核電廠在正式運行之前或運行后往往會有部分與初始設(shè)計不同的設(shè)計變更，在開發(fā)電廠運行階段PSA工作時需要將設(shè)計變更進行梳理和篩選，將對PSA分析產(chǎn)生影響的變更項在分析中體現(xiàn)；

b) 運行參數(shù)變更，反應(yīng)堆及電廠各系統(tǒng)的實際運行參數(shù)與設(shè)計階段的參數(shù)可能存在一定偏差，如電廠實際運行時堆芯及一回路的物理熱工參量在設(shè)計允許范圍內(nèi)可能與設(shè)計階段考慮的名義值有差別，對于運行電廠的分析需要考慮這些區(qū)別；

c) 運行經(jīng)驗反饋，設(shè)計階段的分析工作往往需要以通用數(shù)據(jù)或參考電廠的信息為基礎(chǔ)，電廠商運后會累積大量的運行經(jīng)驗，需要對這些數(shù)據(jù)、信息進行篩選、分析處理后整合入電廠運行階段的分析中；

d) 電廠踏勘及訪談，設(shè)計階段一般不具備條件開展電廠的實地踏勘或訪談工作，因此踏勘確認(rèn)和人員訪談工作往往簡化進行或者參考其他相似電廠信息，運行階段的PSA分析有必要開展特定電廠的踏勘和訪談工作。

2 運行電廠PSA模型的建立

本節(jié)主要總結(jié)運行電廠內(nèi)部事件一級PSA分析所需關(guān)注的工作內(nèi)容及注意事項，其他PSA分析工作有其自身特點，但基本思路相似，由于篇幅所限，此處不做介紹。

內(nèi)部事件一級PSA的分析要素及其相互關(guān)系如圖1所示。

圖1 內(nèi)部事件一級PSA分析要素關(guān)系圖Fig.1 Interrelation diagram between PSA technical elements

從圖1可以看到，一級PSA各分析要素之間存在廣泛的相互聯(lián)系，因此在開展分析之前需要統(tǒng)籌考慮，如對電廠運行經(jīng)驗統(tǒng)計時，既要關(guān)注設(shè)備可靠性方面的信息，也需要關(guān)注其設(shè)計變更方面的信息，以便用于始發(fā)事件、事件樹分析及系統(tǒng)故障樹分析。PSA分析往往存在迭代的過程，例如，根據(jù)熱工計算的特定結(jié)果調(diào)整事件樹題頭的成功準(zhǔn)則，模型初步定量化后需要結(jié)合支配性最小割集及序列的結(jié)果審查建模過程的正確性，必要時進行修改調(diào)整。

在開展運行電廠PSA分析時，需要對各技術(shù)要素進行針對性的分析，表1給出運行核電廠PSA分析各技術(shù)要素需開展的工作或關(guān)注的內(nèi)容。

表1 運行階段PSA分析關(guān)注內(nèi)容Table 1 Concerning aspects of PSA for operating stage

3 秦山第二核電廠運行階段PSA分析

以下結(jié)合運行電廠——秦山第二核電廠內(nèi)部事件一級PSA的分析工作，介紹運行電廠PSA分析的特點、主要工作內(nèi)容、工作成果。

秦山第二核電廠是我國自主設(shè)計的60萬千瓦兩環(huán)路壓水堆核電站，1、2號機組商運至今已經(jīng)超過10年，積累了大量的運行經(jīng)驗和特定數(shù)據(jù)。經(jīng)過2年多的PSA模型開發(fā)與分析工作，中國核電工程有限公司和中核核電運行管理有限公司的技術(shù)人員共同合作，相繼完成了秦山第二核電廠1、2號機組和3、4號機組功率運行工況及低功率和停堆工況的內(nèi)部事件一級PSA分析。以下就秦山第二核電廠1、2號機組的分析方法、分析結(jié)果及對電廠的改進建議等進行總結(jié)介紹，3、4號機組在設(shè)計上相比1、2號機組有部分改進，但總體安全水平相當(dāng)，且技術(shù)路線、技術(shù)方法相同。

3.1 技術(shù)路線

在建立電廠內(nèi)部事件一級PSA模型時，結(jié)合秦山第二核電廠設(shè)計和運行特點，并充分利用和借鑒國內(nèi)外核電廠PSA項目的經(jīng)驗，主要參考ASME RA-Sa-2009、IAEA SSG-3等PSA導(dǎo)則、標(biāo)準(zhǔn)以及NUREG/CR-6144等PSA報告，采用小事件樹-大故障樹的方法，利用Riskspectrum軟件建立PSA模型，開展定性和定量分析工作。

3.2 電廠運行狀態(tài)分析

電廠在進入低功率和停堆工況后，將經(jīng)歷不同的運行工況。在每一種運行工況下，電廠具有不同的特征參量，要求不同的系統(tǒng)配置、控制管理手段，且需遵循對應(yīng)工況下的技術(shù)規(guī)范要求。為了便于分析，需要根據(jù)核電廠在低功率和停堆工況下的一些參數(shù)和配置(如堆芯功率水平、衰變熱水平、一回路水位、溫度、壓力、一回路開口狀態(tài)、安全殼狀態(tài)和衰變熱移出機制等)的不同，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)(Plant Operational State——POS)，并在此基礎(chǔ)上開展分析工作。

本項目POS劃分參考了電廠運行技術(shù)規(guī)范和大修計劃，POS持續(xù)時間的統(tǒng)計以電廠實際運行數(shù)據(jù)為主，既考慮電廠計劃停堆，也考慮了非計劃停堆的情況，電廠運行狀態(tài)劃分及POS持續(xù)時間如表2所示。

表2 電廠運行狀態(tài)劃分結(jié)果①Table 2 List of POSs

注：①P11為13.80MPa，P12為284℃，SG指蒸汽發(fā)生器，GCTa指蒸汽大氣排放系統(tǒng)，GCTc指蒸汽冷凝器排放系統(tǒng)，RRA指余熱排出系統(tǒng)，PTR指反應(yīng)堆換料水池和乏燃料水池的冷卻和處理系統(tǒng)，LOW-LOI-RRA指RRA最低運行水位。

3.3 始發(fā)事件分析

由于秦山第二核電廠屬典型壓水堆核電廠，結(jié)合其設(shè)計特點，始發(fā)事件清單的確定主要參考法國EPS900報告(作為通用數(shù)據(jù)源參考使用)給出的通用始發(fā)事件清單，同時采用工程評價及主邏輯圖演繹等方法補充和完善。

針對秦山第二核電廠的實際設(shè)計特點，相對于通用始發(fā)事件清單增加了壓力容器直接注入管線(DVI管線)破口類始發(fā)事件，由于安注箱連接在DVI管線，因此破口會導(dǎo)致對應(yīng)安注箱注入失效。根據(jù)秦山第二核電廠電源系統(tǒng)的設(shè)計特點，結(jié)合其失效影響，確定了符合秦山第二核電廠設(shè)計特點的喪失直流(交流不間斷)電源的始發(fā)事件。根據(jù)電廠運行經(jīng)驗，采用貝葉斯更新的方法對一回路瞬態(tài)、二回路瞬態(tài)始發(fā)事件頻率進行了更新。

分析得到的功率運行工況及低功率和停堆工況的始發(fā)事件類清單如表3所示。

表3 始發(fā)事件類清單Table 3 List of Initiating Events

3.4 事件樹及熱工水力分析

針對確定的始發(fā)事件，分別建立相應(yīng)的事件樹，事件樹的發(fā)展主要基于事故進展及事故規(guī)程的要求進行，事件樹題頭事件基本按照時間順序和事件的發(fā)展進程進行排列。

使用RELAP 5軟件，采用電廠穩(wěn)定運行后的實際參數(shù)搭建熱工水力模型，根據(jù)事件樹發(fā)展的需求，對功率及停堆工況下各POS的成功準(zhǔn)則及時間窗口進行計算。在適當(dāng)情況下進行包絡(luò)計算或分析。

熱工水力模型的搭建，選用了電廠實際運行后的參數(shù)作為輸入，其計算結(jié)果能更好體現(xiàn)電廠實際情況。例如，秦山第二核電廠已經(jīng)度過首循環(huán)進入平衡循環(huán)模式，因此在計算未能緊急停堆的預(yù)期運行瞬態(tài)(ATWS)慢化劑溫度系數(shù)時采用平衡循環(huán)參數(shù)，其計算結(jié)果和設(shè)計階段保守計算的結(jié)果有明顯區(qū)別。

圖2作為示例給出了功率運行工況下冷段大LOCA的事件樹圖。

圖2 功率運行工況冷段大LOCA事件樹圖Fig.2 Event Tree of Large LOCA in cold leg at full power state

3.5 故障樹分析

故障樹分析就是將不希望發(fā)生的系統(tǒng)狀態(tài)作為系統(tǒng)失效的分析目標(biāo)，以故障樹為工具，對系統(tǒng)進行評價，以找出導(dǎo)致系統(tǒng)發(fā)生某種失效狀態(tài)的各種可能因素。根據(jù)事件樹發(fā)展對于前沿系統(tǒng)和人員響應(yīng)的需求，以及前沿系統(tǒng)對于支持系統(tǒng)的需求開展系統(tǒng)故障樹建模分析。本項目中共對高壓安注、安噴、設(shè)備冷卻水等20多個系統(tǒng)開展了系統(tǒng)故障樹分析。

在開展秦山第二核電廠運行階段故障樹分析時，分析人員對于所分析系統(tǒng)的設(shè)計變更及運行經(jīng)驗進行了梳理，根據(jù)電廠的實際特點開展建模，以體現(xiàn)電廠實際運行狀況。例如，經(jīng)查閱資料并與電廠人員溝通，由于秦山地區(qū)海水中泥沙含量較高，安全廠用水系統(tǒng)(SEC)在實際運行時采取了與設(shè)計文件有差別的運行方式(備用列空轉(zhuǎn))。在故障樹建模時，根據(jù)實際情況，不考慮備用列泵的啟動失效。

圖3示例給出安全殼噴淋系統(tǒng)(EAS)在直接噴淋階段失效的頂層故障樹圖。

圖3 EAS系統(tǒng)失效故障樹Fig.3 Fault Tree of EAS

3.6 人因分析

在項目開展過程中，針對秦山第二核電廠的實際情況，開展了多次電廠實地人因訪談，結(jié)合訪談結(jié)果，分別針對始發(fā)事件前(A類)及始發(fā)事件后(C類)人誤事件開展分析。其中始發(fā)事件前人因分析采用ASEP方法，始發(fā)事件后人因分析采用SPAR-H方法。在定量化分析過程中考慮人誤事件的相關(guān)性。

為了體現(xiàn)運行電廠的實際運行情況和電廠人員績效，在PSA分析過程中開展了大量詳細(xì)的人因訪談，保證了分析結(jié)果符合電廠實際情況。

3.7 數(shù)據(jù)分析

本項目設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)，以《用于900MWe和1300MWe EPS的設(shè)備邊界定義和通用可靠性數(shù)據(jù)》、NUREG/CR-6928等通用數(shù)據(jù)為基礎(chǔ)，同時結(jié)合電廠2005—2012年統(tǒng)計的實際運行經(jīng)驗，采用貝葉斯更新后得到各設(shè)備類的可靠性參數(shù)。共因失效數(shù)據(jù)采用NUREG/CR-5497提供的通用數(shù)據(jù)。系統(tǒng)設(shè)備的試驗維修不可用數(shù)據(jù)采用電廠實際采集處理的結(jié)果。

3.8 主要分析結(jié)果

采用的Riskspectrum軟件，針對秦山第二核電廠1、2號機組開展PSA建模和分析工作，截斷值取1.0E-15/堆年。經(jīng)計算得到功率工況堆芯損壞頻率(CDF)的點估計值為1.06E-05/堆年，5%分位值為2.96E-06/堆年，中值為7.52E-06/堆年，95%分位值為2.52E-05/堆年。低功率工況和功率工況的始發(fā)事件及事故進程相似，通過建模計算得到堆芯損壞頻率(CDF)的點估計值為2.58E-07/堆年，5%分位值為7.22E-08/堆年，中值為1.87E-07/堆年，95%分位值為6.31E-07/堆年。停堆工況下堆芯損壞頻率(CDF)的點估計值為6.81E-06/堆年，5%分為值為1.85E-06/堆年，中值為3.87E-06/堆年，95%分位值為1.34E-05/堆年[5-6]。

經(jīng)過PSA建模及定量計算，功率運行工況(含低功率工況)及停堆工況下不同始發(fā)事件類的貢獻如圖4和圖5所示。功率運行工況下主要的支配性割集如表4所示。停堆工況下主要的支配性割集如表5所示。

圖2 功率運行工況下各始發(fā)事件類的風(fēng)險貢獻Fig.2 Risk Contribution of Initiating Events at full power state

圖5 停堆工況下各始發(fā)事件類的風(fēng)險貢獻Fig.5 Risk Contribution of Initiating Events at Shutdown Condition表4 功率工況支配性最小割集清單Table 4 Dominate MCSs① for full power state

序號CDF(1/堆年)占比最小割集①1594E?07561喪失全部熱阱主泵軸封注入失敗發(fā)生軸封LOCA(120t/h)2594E?07561喪失全部熱阱DVN風(fēng)機由于試驗維修不可用發(fā)生軸封LOCA(120t/h)3531E?07501喪失外電A列柴油機LHP運行失效設(shè)備冷卻水系統(tǒng)熱交換器(004RF)試驗維修不可用發(fā)生軸封LOCA(120t/h)4531E?07501喪失外電A列柴油機LHP運行失效設(shè)備冷卻水系統(tǒng)熱交換器(002RF)試驗維修不可用發(fā)生軸封LOCA(120t/h)

注：① MCS指最小割集。

表5 停堆工況支配性最小割集清單Table 5 Dominate MCS for shut down condition

從以上分析結(jié)果可以看出，秦山第二核電廠的總體安全水平較高，沒有明顯的薄弱環(huán)節(jié)。由于秦山第二核電廠屬于典型能動壓水堆核電廠，事故緩解過程對于電源及熱阱系統(tǒng)的依賴較大，因此功率工況下喪失熱阱和喪失外電事故的風(fēng)險較高。在停堆工況下，特別是進入維修冷停堆工況后，由于維修活動造成的電廠風(fēng)險較高，這主要是由于此時電廠自動處理事故能力較弱，同時在電廠一回路水位較低的情況下失水事故會造成余熱排出系統(tǒng)喪失，導(dǎo)致電廠喪失帶熱能力。此外由于應(yīng)急供電喪失或余熱排出系統(tǒng)本身故障會直接導(dǎo)致對應(yīng)POS下喪失帶熱功能喪失，因此其風(fēng)險貢獻也較高。

支配性的最小割集可以給出電廠需要關(guān)注的風(fēng)險項以及在運行管理中需要重點關(guān)注的內(nèi)容，例如，需重點關(guān)注設(shè)備冷卻水系統(tǒng)(RRI)及輔助廠房通風(fēng)系統(tǒng)(DVN)的可靠性及其維修活動安排的合理性，保證其可靠性和可用性處于較高水平。同時在電廠處于維修冷停堆的工況下要特別關(guān)注維修活動的組織與安排，避免發(fā)生跑水事故。

4 改進建議

根據(jù)PSA分析的定性、定量結(jié)果，結(jié)合電廠的實際設(shè)計運行特點，針對秦山第二核電廠1、2號機組的提出改進建議如表6所示。

從定性及定量分析結(jié)果來看，秦山第二核電廠運行安全性處于較高水平。從分析結(jié)果、改進建議可以看出電廠需要在培訓(xùn)、管理等方面進一步加強，特別是增加停堆工況下部分失電規(guī)程以便進一步提高電廠停堆工況的安全水平。

表6 改進建議Table 6 List of modification suggestions

注：① RIF/RDF為風(fēng)險增加因子/風(fēng)險降低因子，為重要度評價參數(shù)。

② RPR指反應(yīng)堆保護系統(tǒng)

5 結(jié)論

電廠實際運行后由于設(shè)計改造、運行經(jīng)驗積累等原因會對PSA分析的諸多技術(shù)要素的分析過程產(chǎn)生影響，在開展特定電廠PSA分析時需要對此進行系統(tǒng)梳理和特定分析。

從秦山第二核電廠運行階段內(nèi)部事件一級PSA的分析過程、分析結(jié)果和風(fēng)險見解可以看出電廠運行階段PSA分析的特點和注意事項，文中所總結(jié)的運行核電廠PSA分析特點和注意事項對于其他相似工作的開展提供了參考。

運行核電廠的PSA分析工作可以更加針對性的幫助電廠識別風(fēng)險，管理風(fēng)險，并不斷提高電廠安全水平。

[1] 國家核安全局. HAF102 《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》. 北京：中國法制出版社，2004.

[2] 國家核安全局. HAD102/17 《核動力廠安全評價與驗證》. 北京：中國法制出版社,2006.

[3] 國家核安全局. HAF103 《核動力廠運行安全規(guī)定》. 北京：中國法制出版社，2004.

[4] 國家核安全局. HAD103/11 《核動力廠定期安全審查》. 北京：中國法制出版社，2006.

[5] 鄧偉，等. 秦山第二核電廠1、2號機組功率運行工況內(nèi)部事件一級PSA [R]. 中國核電工程有限公司，2015.

[6] 鄧偉，等. 秦山第二核電廠1、2號機組低功率及停堆工況內(nèi)部事件一級PSA [R].中國核電工程有限公司，2015.

The Study on Developing PSA model for Operating NPP

DENG Wei1，LU Fang2，WANG Yu-qing1

(1.CNNC China Nuclear Power Engineering Co.,Ltd. Beijing,100840,China;2. Hualong Presurized Water Reactor Technology Corporation., Ltd.Beijing, 100037, China)

For the operating nuclear power plants，probabilistic safety assessment(PSA) with more realistic PSA model reflect plants design and operating features can give a qualitative and quantitative assessments to help utilities find out the weaknesses and supply technical support for improving operating managements and technical upgrading，and the operating stage PSA model is also the base for PSA applications. The main features of operating Nuclear Power Plant(NPP) and operating stage PSA are discussed firstly，and technical route ,main results and assessment insights of Level 1 PSA for QINSHAN Phase II are shown .They can give some references to other operating NPP’s PSA work.

operating NPP； PSA；Risk insights

2016-03-09

核電站Living-PSA和在線風(fēng)險監(jiān)測與管理技術(shù)研究(2014ZX06004-003)

鄧 偉(1982—)，男，山西大同人，碩士研究生，主要從事概率安全分析工作

TL413+.1

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0258-0918(2016)05-0663-08