吳　杰， 胡軍濤， 卓鈺鋮

(上海核工程研究設(shè)計院， 上海 200233)

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核電技術(shù)

核電廠運行經(jīng)驗報告的定量評估方法

吳杰， 胡軍濤， 卓鈺鋮

(上海核工程研究設(shè)計院， 上海 200233)

提出了一套完整的運行經(jīng)驗(OPEX)報告定量化評估方法，從行業(yè)可靠性水平和風(fēng)險重要度水平對OPEX報告進(jìn)行定量化評估。風(fēng)險重要度的篩選準(zhǔn)則借鑒了RG1.174的風(fēng)險可接受準(zhǔn)則，并做了適應(yīng)性調(diào)整；并通過對核電廠PSA模型的模擬計算驗證整個評估方法的合理性。計算結(jié)果表明：該評估方法采用了適當(dāng)?shù)暮Y選準(zhǔn)則，確保采購過程中不引入較大的風(fēng)險增量并避免采購可靠性水平明顯低于行業(yè)內(nèi)平均水平的設(shè)備，又不過分要求設(shè)計可靠性保證大綱(D-RAP)設(shè)備可靠性，適用于核電廠OPEX報告定量評估。

核電廠； 運行經(jīng)驗報告； 可靠性； 概率安全評價； 定量評估

按照核電廠設(shè)計可靠性保證大綱(D-RAP)要求，在核電廠設(shè)備采購過程中，設(shè)備供應(yīng)商需向工程公司提交運行經(jīng)驗(OPEX)報告，并由工程公司傳遞給核電廠設(shè)計方[1-2]。按照提交的不同階段，又分為初步OPEX報告和最終OPEX報告。OPEX報告要滿足定性要求(設(shè)備描述、關(guān)鍵設(shè)備特性、安裝清單、產(chǎn)品升級)和定量要求(可靠性數(shù)據(jù))等內(nèi)容。對OPEX報告的評估是執(zhí)行和落實D-RAP的重要環(huán)節(jié)，既是驗證核電廠概率安全評價(PSA)中所用的可靠性假設(shè)的重要手段，也是保證D-RAP整個工作的完整性和有效性的重要保證[3]。

目前，開展D-RAP設(shè)備OPEX報告定量評估的研究非常少，也沒有現(xiàn)行的可以參考的方法。然而，第三代核電在設(shè)計之初就考慮并執(zhí)行D-RAP，因此研究并確立定量評估OPEX報告的方法勢在必行。筆者進(jìn)行這方面的分析研究，借鑒RG1.174準(zhǔn)則和PSA模型計算分析，給出了定量評估OPEX報告可靠性參數(shù)的方法。

1　定量評估思路

筆者提出從行業(yè)可靠性水平和風(fēng)險重要度水平兩方面來綜合評估OPEX報告中所涉及的設(shè)備是否滿足D-RAP要求[4]。

1.1 行業(yè)可靠性水平

核電廠設(shè)備供應(yīng)商提供的設(shè)備可靠性應(yīng)是能達(dá)到或高于行業(yè)內(nèi)平均水平，當(dāng)供應(yīng)商的設(shè)備可靠性明顯低于行業(yè)水平時，為保證D-RAP設(shè)備的可靠性，采購方有理由不采購該設(shè)備。PSA模型中所用的設(shè)備可靠性通用數(shù)據(jù)是結(jié)合了多個電廠多年的運行經(jīng)驗得到的同一類設(shè)備的可靠性數(shù)據(jù)，其可靠性數(shù)據(jù)能反映核行業(yè)內(nèi)設(shè)備的平均可靠性水平，因此可通過對OPEX報告中的可靠性數(shù)據(jù)與通用數(shù)據(jù)進(jìn)行比較，來衡量供應(yīng)商設(shè)備是否達(dá)到行業(yè)內(nèi)的平均可靠性水平。

1.2 風(fēng)險重要度水平

如OPEX報告中設(shè)備的可靠性參數(shù)水平與PSA模型的假設(shè)存在差異(主要是針對采購的設(shè)備的可靠性比設(shè)計目標(biāo)差)，可認(rèn)為是對核電廠設(shè)備進(jìn)行了變更，可參考RG1.174導(dǎo)則[5]進(jìn)行評價。圖1和圖2是RG1.174中針對核電廠設(shè)計變更給出的堆芯損傷頻率(CDF)和大量放射性早期釋放頻率(LERF)的風(fēng)險可接受準(zhǔn)則，橫坐標(biāo)是電廠整體CDF(或LERF)，縱坐標(biāo)是該變更引起的電廠CDF增量(或LERF增量)，區(qū)域Ⅰ是不允許的，區(qū)域Ⅱ是可以接受的，但要跟蹤累計影響，區(qū)域Ⅲ是可接受的。在評價供應(yīng)商提供的設(shè)備的可靠性時可以引用和借鑒這一方法。當(dāng)然RG1.174中的設(shè)定準(zhǔn)則并不適用于第三代核電廠的OPEX報告定量評估，因此需要進(jìn)行研究作出調(diào)整。

在評估OPEX報告時，將單個供應(yīng)商設(shè)備的可靠性數(shù)據(jù)代入PSA模型計算得到的CDF和大量放射性釋放頻率(LRF)，與基準(zhǔn)PSA模型的定量化結(jié)果差值即為單個設(shè)備引起的風(fēng)險增量，如果這一增量較大，表明采用該設(shè)備引入的風(fēng)險增加較高，設(shè)定相應(yīng)的限值防止引入較高的風(fēng)險增量。目前國內(nèi)PSA模型一般計算的是LRF，LRF包絡(luò)LERF，同樣的篩選基準(zhǔn)下，采用LRF更保守。本文在評價時，統(tǒng)一計算并評估CDF和LRF值。

2　定量評估流程

本文提出的OPEX報告定量評估流程為：

(1) 可靠性數(shù)據(jù)處理。

(2) 可靠性數(shù)據(jù)預(yù)評估。

(3) 可靠性數(shù)據(jù)風(fēng)險重要度評估。

(4) 給出設(shè)備評估意見和運行管理建議。

2.1 可靠性數(shù)據(jù)處理

在設(shè)計可靠性保證大綱中，要求供應(yīng)商提供的OPEX報告中需包含設(shè)備運行經(jīng)驗的原始數(shù)據(jù)、數(shù)據(jù)處理過程以及處理得到的可靠性參數(shù)，其中可靠性參數(shù)包括設(shè)備可能出現(xiàn)的失效模式及對應(yīng)的失效模式下的失效率或平均故障間隔時間(MTBF)(運行失效)和失效概率(需求失效)、平均修復(fù)時間(MTTR)、失效探測因子(儀控系統(tǒng)設(shè)備)等。可靠性數(shù)據(jù)處理主要分為：

(1) 評估OPEX報告中數(shù)據(jù)處理的方法是否合理，處理結(jié)果是否準(zhǔn)確。

(2) 結(jié)合PSA模型的要求，對OPEX報告中給出的可靠性數(shù)據(jù)進(jìn)行處理，如將MTBF轉(zhuǎn)化為失效率。

2.2 可靠性數(shù)據(jù)預(yù)評估

比較供應(yīng)商設(shè)備的可靠性數(shù)據(jù)與通用數(shù)據(jù)之間的差距，得出初步的結(jié)論。假設(shè)供應(yīng)商提供的失效率為b，該設(shè)備通用數(shù)據(jù)的失效率為a，則供應(yīng)商數(shù)據(jù)分為三類：b≤a，a

2.3 可靠性數(shù)據(jù)風(fēng)險重要度評估

對OPEX報告的可靠性數(shù)據(jù)風(fēng)險重要度評估分為兩部分：單設(shè)備風(fēng)險重要度評估和多設(shè)備累計風(fēng)險重要度評估。

2.3.1 單設(shè)備風(fēng)險重要度評估

單個設(shè)備風(fēng)險增量=單個設(shè)備的OPEX報告數(shù)據(jù)代入PSA模型計算的風(fēng)險-基準(zhǔn)PSA模型的定量化結(jié)果。

RG1.174中ΔCDF以1.0E-6和1.0E-5作為區(qū)域Ⅲ、區(qū)域Ⅱ的限值，RG1.174是用于特定電廠許可證基礎(chǔ)變更的風(fēng)險指引決策方法，直接引用該準(zhǔn)則并不適用于第三代核電廠的OPEX報告評估，需要進(jìn)行適應(yīng)性的調(diào)整。因此參考RG1.174中的準(zhǔn)則，設(shè)定設(shè)計目標(biāo)的a%和b%分別作為區(qū)域Ⅲ、區(qū)域Ⅱ的上限值，設(shè)計目標(biāo)值的c%作為整體風(fēng)險的限值。

單設(shè)備CDF評估：根據(jù)電廠的設(shè)計目標(biāo)值，設(shè)計目標(biāo)的a%和b%分別作為區(qū)域劃分的限值制定篩選準(zhǔn)則(見圖3)。當(dāng)CDF增加量處于區(qū)域Ⅰ，風(fēng)險增量大，建議不采購；當(dāng)CDF增加量處于區(qū)域Ⅱ，風(fēng)險增加量較大，不建議采購，若采購需要制定詳細(xì)的運行期間的定期檢修方案，關(guān)注其功能表現(xiàn)；當(dāng)CDF增加量處于區(qū)域Ⅲ，風(fēng)險增加量較小，允許采購，但要跟蹤累計影響?？紤]到安全裕量和不確定性，以c%設(shè)計目標(biāo)值作為電廠整體CDF的限值，即電廠CDF計算值接近c%設(shè)計目標(biāo)值時，應(yīng)該考慮的是降低CDF，而不是引入CDF增加量。

單設(shè)備LRF評估：根據(jù)圖4，當(dāng)LRF增加量處于區(qū)域Ⅰ，風(fēng)險增量大，不允許采購；當(dāng)LRF增加量處于區(qū)域Ⅱ，風(fēng)險增加量較大，不建議采購，若變更需要制定詳細(xì)的運行期間的定期檢修方案，關(guān)注其功能表現(xiàn)；當(dāng)LRF增加量處于區(qū)域Ⅲ，風(fēng)險增加量較小，允許采購，但要跟蹤累計影響?？紤]到安全裕量和不確定性，以c%設(shè)計目標(biāo)值作為電廠整體LRF的限值，即電廠LRF計算值接近c%設(shè)計目標(biāo)值時，應(yīng)該考慮的是降低LRF，而不是引入LRF增加量。

2.3.2 多設(shè)備累計風(fēng)險重要度評估

累計風(fēng)險增量=所有D-RAP設(shè)備的供應(yīng)商數(shù)據(jù)代入模型計算的風(fēng)險-基準(zhǔn)PSA模型的定量化結(jié)果。

對于單個設(shè)備，滿足限值條件，處在區(qū)域Ⅲ，但是D-RAP設(shè)備較多，如果每一種設(shè)備都引起電廠風(fēng)險增加的話，其最終的電廠整體風(fēng)險會增加較多，因此對電廠累計風(fēng)險增加量也要進(jìn)行限制。

多設(shè)備CDF評估：所有D-RAP設(shè)備代入模型引起的累積CDF增量不超過設(shè)計目標(biāo)值的d%；并且整體的CDF不超過限值。

存在單個設(shè)備可靠性評價時，其CDF增量小于限值，但是所有D-RAP設(shè)備的可靠性參數(shù)代入模型計算的累計CDF增量超過限值的情況。按照基本事件引起的CDF增量，并結(jié)合其可靠性參數(shù)與通用數(shù)據(jù)的比值綜合排序，引起的CDF增量表明，該設(shè)備對整體CDF的貢獻(xiàn)，優(yōu)先避免單設(shè)備引起過高的CDF增量；可靠性參數(shù)與通用數(shù)據(jù)比值表明該設(shè)備與行業(yè)內(nèi)水平的差距，比值越大，表明其可靠性提高的空間越大，進(jìn)行改進(jìn)的可能性更高，對CDF增量大的，可靠性參數(shù)與通用數(shù)據(jù)比值高的設(shè)備要求供應(yīng)商進(jìn)行改進(jìn)，以滿足整體CDF增量不超過限值的要求。

多設(shè)備LRF評估：多設(shè)備LRF評估與多設(shè)備CDF評估類似，累積LRF增量不超過設(shè)計目標(biāo)值的d%；并且整體的LRF不超過限值。

行業(yè)可靠性水平和風(fēng)險重要度水平是從兩個不同的角度評估供應(yīng)商提交的OPEX報告中的設(shè)備可靠性，兩者相互補充，相輔相成。對于某些風(fēng)險貢獻(xiàn)大的D-RAP設(shè)備，當(dāng)其失效率為通用數(shù)據(jù)的1.5倍時，認(rèn)為其可靠性與行業(yè)平均水平相當(dāng)，但是通過PSA模型定量評估可得，其引起的CDF增量卻大于b%設(shè)計目標(biāo)值(認(rèn)為引入的風(fēng)險增量較大)，因此僅按照上述行業(yè)可靠性水平的篩選準(zhǔn)則判斷可靠性參數(shù)是否滿足要求并不合理，而應(yīng)從行業(yè)可靠性水平和風(fēng)險重要度水平兩方面綜合評價。

類似的，對于風(fēng)險增加貢獻(xiàn)小的基本事件，有些D-RAP設(shè)備對應(yīng)的基本事件其失效率擴大至50倍，風(fēng)險增加量也是小于a%設(shè)計目標(biāo)值，按照風(fēng)險重要度篩選準(zhǔn)則，如果認(rèn)為其滿足要求的話并不合理。通用數(shù)據(jù)是反映設(shè)備平均失效率的比較合理的值，以10倍通用數(shù)據(jù)值作為限值，高于10倍失效率，可以認(rèn)為其可靠性明顯低于行業(yè)平均水準(zhǔn)，可以不予采購。

2.4 評估結(jié)論和意見

根據(jù)預(yù)評估和風(fēng)險重要度評估的計算結(jié)果給出單個設(shè)備的評估意見和運行建議，結(jié)合多設(shè)備的風(fēng)險重要度計算結(jié)果給出整個電廠D-RAP設(shè)備的整體評估意見和運行建議。

3　實例模擬計算

在制定OPEX報告評估的準(zhǔn)則時，需要進(jìn)行實例計算，論證其是否合理。現(xiàn)在還沒有電廠經(jīng)歷完整的D-RAP過程，并且設(shè)備供應(yīng)商提供的OPEX報告也并不完整，難以進(jìn)行實例計算。因此采用某壓水堆核電站PSA模型進(jìn)行模擬計算。

3.1 模擬計算條件

以功率運行和低功率停堆PSA模型作為實例模擬計算，主要計算功率運行內(nèi)部事件一級PSA模型，功率運行內(nèi)部事件二級PSA模型，功率運行火災(zāi)一級PSA模型和低功率停堆內(nèi)部事件一級PSA模型，截斷值為1E-15。

3.2 單設(shè)備實例計算

計算功率運行內(nèi)部事件一級PSA模型、二級PSA模型、低功率停堆內(nèi)部事件一級PSA模型和功率運行火災(zāi)一級PSA模型，分別對單個基本事件的失效率增加到原來的1.1倍、1.2倍、1.5倍、2倍、5倍、10倍、20倍和50倍，計算風(fēng)險增加量。

模型擴大相應(yīng)倍數(shù)之后篩選出的ΔCDF、ΔLRF超過限值的基本事件數(shù)見表1。結(jié)果表明：隨著單個基本事件失效率擴大倍數(shù)的增加，超過限值的基本事件數(shù)目也相應(yīng)地增加。統(tǒng)計單個設(shè)備失效數(shù)據(jù)設(shè)為10倍通用數(shù)據(jù)，功率運行一級PSA模型篩選28個基本事件，對應(yīng)的設(shè)備類14個；低功率停堆一級PSA模型篩選9個基本事件，對應(yīng)的設(shè)備類5個；功率運行二級PSA模型篩選17個基本事件，對應(yīng)的設(shè)備類10個；功率運行火災(zāi)一級PSA模型篩選20個基本事件，對應(yīng)的設(shè)備類7個。匯總四個模型的篩選結(jié)果，總體篩選設(shè)備類21個(某些重要設(shè)備在不同模型中都被篩選出來，剔除重復(fù)的設(shè)備，共21個)，D-RAP設(shè)備中共有81個設(shè)備類，篩選比例25.9%，對計算結(jié)果進(jìn)行處理，其中基準(zhǔn)CDF加上設(shè)備引起的ΔCDF未超過CDF限值，并且基準(zhǔn)LRF加上設(shè)備引起ΔLRF未超過LRF限值。

表1　各模型相應(yīng)倍數(shù)基本事件篩選個數(shù)

因此，單設(shè)備風(fēng)險重要度分析結(jié)果表明：篩選準(zhǔn)則能有效地篩選出風(fēng)險貢獻(xiàn)大的設(shè)備，并且篩選比例適度。

3.3 多設(shè)備實例計算

實例計算多設(shè)備引起的整體CDF和LRF的變化可以利用不確定性模型進(jìn)行模擬計算。每一種D-RAP設(shè)備的OPEX報告中，失效率都有可能比通用數(shù)據(jù)好或比通用數(shù)據(jù)差。假定D-RAP設(shè)備的可靠性服從某一分布，很顯然，這一分布用通用數(shù)據(jù)[6-7]的分布較合適，通用數(shù)據(jù)中分布參數(shù)就是根據(jù)行業(yè)內(nèi)目前該設(shè)備大量運行經(jīng)驗得到的，那么采購的設(shè)備就相當(dāng)于在該可靠性分布中取了一個樣本，每一種設(shè)備都有不同的可靠性分布。每種設(shè)備在其對應(yīng)的可靠性分布中取樣的點計算得到的整體CDF和LRF就相當(dāng)于多設(shè)備實例計算的一個樣本點，當(dāng)樣本點足夠多時，就可以得出多設(shè)備實例計算整體CDF和LRF的分布情況。因此計算方法為：PSA模型結(jié)構(gòu)不變，D-RAP設(shè)備設(shè)定失效率分布，其他的設(shè)備和始發(fā)事件都以定值(均值)給出，從而計算D-RAP設(shè)備可靠性不確定性引起的CDF和LRF不確定性分布。

功率運行一級PSA不確定性分布的擬合的概率密度見圖5，功率運行二級PSA不確定性分布的擬合概率密度見圖6，低功率一級PSA不確定性分布的擬合概率密度分布見圖7，功率運行階段火災(zāi)一級PSA不確定性分布見圖8，將功率運行、低功率停堆以及功率運行階段火災(zāi)的CDF的進(jìn)行整合，利用蒙卡抽樣進(jìn)行分布擬合，整體的CDF不確定性分布擬合概率密度見圖9。根據(jù)分位點表的數(shù)據(jù)利用插值法得到對應(yīng)于分位點為93.1%，即篩選剩余的6.9%不符合要求的情況。LRF根據(jù)分位點表的數(shù)據(jù)利用插值法得到對應(yīng)分位點為94.54%，即篩選掉剩余5.46%不符合要求的情況。

4　結(jié)語

該OPEX報告定量評估方法借鑒了RG1.174的評估思路，做了適用性的參數(shù)調(diào)整；并且綜合考慮了行業(yè)可靠性水平和風(fēng)險重要度水平，結(jié)合了兩方面的定量化評估，避免了D-RAP設(shè)備引起過高的風(fēng)險增量，避免了采購可靠性明顯低于行業(yè)同類的設(shè)備。從模擬計算的結(jié)果來看，篩選出了引起較大風(fēng)險增量的設(shè)備，篩選比例適中，在確保采購過程中引入的整體風(fēng)險增加在較小范圍內(nèi)的基礎(chǔ)上，又不會過分要求D-RAP設(shè)備的可靠性。因此該方法能以量化的角度給電廠設(shè)計方評估采購設(shè)備的可靠性提供分析依據(jù)和數(shù)據(jù)支持，保證了采購的設(shè)備滿足電廠設(shè)計的可靠性要求，為電廠的順利運行和安全運行提供有力保障。

因此，該篩選準(zhǔn)則適用于核電廠的D-RAP設(shè)備OPEX報告定量評估。

[1] 陳芳, 許榮斌. 先進(jìn)核電廠可靠性保證大綱(RAP)初探[J]. 核安全, 2009(3): 47-53.

[2] 陳芳, 許榮斌. 試論可靠性保證大綱在先進(jìn)核電廠的應(yīng)用[C]//中國核學(xué)會核能動力學(xué)會核電質(zhì)量保證專業(yè)委員會第十屆年會暨學(xué)術(shù)報告會論文專集. 北京: 中國核學(xué)會, 2010.[3] International Atomic Energy Agency. Reliability assurance programme guidebook for advanced light water reactors[R]. IAEA TECDOC No. 1264. Vienna: Nuclear Power Technology Development Section International Atomic Energy Agency, 2001.

[4] U.S. Nuclear Regulatory Commission. Standard review plan for the review of safety analysis reports for nuclear power plants, Revision3: NUREG-0800[S]. Washington, DC: U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2007.

[5] U.S. Nuclear Regulatory Commission. An approach for using probabilistic risk assessment in risk-informed decisions on plant-specific changes to the licensing basis: RG 1.174[S]. Washington, DC: U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2009.

[6] U.S. Nuclear Regulatory Commission. Handbook of parameter estimation for probabilistic risk assessment: NUREG/CR-6823[S]. Washington, DC: U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2003.

[7] U.S. Nuclear Regulatory Commission. Industry-average performance for components and initiating events at U.S. commercial nuclear power plants: NUREG/CR-6928[S]. Washington, DC: U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2007.

Method of Quantitative Evaluation of Operating Experience Reports in Nuclear Power Plant

Wu Jie, Hu Juntao, Zhuo Yucheng

(Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute, Shanghai 200233, China)

A comprehensive method on quantitative evaluation of operating experience (OPEX) reports in nuclear power plant is put forward from the aspect of industry reliability and risk importance. The screening criteria of risk importance is identified and then modified by referring to RG 1.174. With PSA models, simulated calculations are performed to verify the applicability of the evaluation method. Calculation results show that by using applicable screening criteria in the evaluation method, significant risk increase would not be introduced, and the equipment whose reliability is significantly below the average level in the industry would not be purchased, while no exorbitant reliability is to be required on the design reliability assurance program (D-RAP) equipment, proving the method to be applicable in quantitative evaluation of OPEX reports in nuclear power plant.

nuclear power plant; OPEX report; reliability; PSA; quantitative evaluation

2016-03-03

吳杰(1990—)，男，助理工程師，主要從事爆破閥可靠性實驗數(shù)據(jù)處理、D-RAP數(shù)據(jù)庫及OPEX報告定量化評估。

E-mail: wujie@snerdi.com.cn

TM623.8

A

1671-086X(2016)05-0314-05