張佳佳，楊英豪，肖 軍，李 春，倪 曼，*

（1.環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心北京 100082；2.上海核工程研究設(shè)計院，上海 200233）

核電廠內(nèi)部水淹事件定量化研究

張佳佳1，楊英豪2，肖 軍1，李 春1，倪 曼1，*

（1.環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心北京 100082；2.上海核工程研究設(shè)計院，上海 200233）

內(nèi)部水淹是核電廠面臨的重要風(fēng)險之一，對其定量化是識別核電廠水淹風(fēng)險的有效手段，也是進(jìn)行內(nèi)部水淹概率安全評價的基礎(chǔ)。本文通過對國內(nèi)外各種水淹事件定量化分析方法的研究，提出核電廠內(nèi)部水淹事件定量化的一般方法，并定量分析了我國某900MW核電廠重要廠用水系統(tǒng)內(nèi)部水淹事件，對國內(nèi)核電廠開展內(nèi)部水淹風(fēng)險評估有重要參考價值。

內(nèi)部水淹；核電廠；概率安全評價；定量化

福島核事故的經(jīng)驗教訓(xùn)告訴我們，水淹是核電廠面臨的重要風(fēng)險源。核電廠水淹風(fēng)險來源于外部和內(nèi)部兩個方面。外部水淹是指由外部水淹源，比如降雨、潰壩、海嘯、波浪、風(fēng)暴潮等造成的事件或災(zāi)害；內(nèi)部水淹是指由廠內(nèi)水淹源，如管道、水箱、熱交換器等引起的水淹［1-3］。一般來說，核電廠在選址階段，其設(shè)計基準(zhǔn)可以抵御絕大部分外部水淹風(fēng)險，但超過其設(shè)計基準(zhǔn)的水淹風(fēng)險在概率上也是不可忽視的，比如日本福島核事故就是地震疊加外部水淹 （海嘯）事件引起的［4］。但對于核電廠日常運(yùn)行來說，內(nèi)部水淹的風(fēng)險更值得關(guān)注。內(nèi)部水淹對核電廠危害的機(jī)理主要體現(xiàn)在對設(shè)備的噴濺和浸沒上。噴濺指液體直接噴射或飛濺到設(shè)備上，尤其是電氣設(shè)備上，這可能會影響設(shè)備的絕緣或因液體滲入設(shè)備后導(dǎo)致內(nèi)部電路短路，從而導(dǎo)致設(shè)備失效的一種水淹效應(yīng)。浸沒是指系統(tǒng)設(shè)備所在區(qū)域的水位超過系統(tǒng)設(shè)備底部，系統(tǒng)設(shè)備被水淹浸的一種水淹效應(yīng)［1-3］。

從已有的運(yùn)行經(jīng)驗來看，內(nèi)部水淹可能由安全級和非安全級的管道以及其他管道系統(tǒng)的部件引起，也可能由人員的誤操作引起［5］，本文主要探討由硬件失效引發(fā)的水淹事件。通過對國內(nèi)外各種水淹事件定量化分析方法的研究，提出核電廠內(nèi)部水淹事件定量化的一般方法，并定量分析了我國某900MW核電廠重要廠用水系統(tǒng)內(nèi)部水淹事件風(fēng)險。

1　水淹事件定量化方法研究

1.1定量化的一般過程

進(jìn)行水淹事件定量化，首先要對水淹事件的類型進(jìn)行劃分。歐洲先進(jìn)壓水堆EPR概率安全分析將水淹事件分為泄漏和破裂兩大類［6］，AP1000概率安全分析主要考慮破裂，并假設(shè)管道破裂最終會發(fā)展成雙端剪切斷裂，水箱的破裂也將導(dǎo)致水箱水流完［7-8］。以上兩種水淹概率安全分析均未考慮核電廠地坑、地漏等排水設(shè)施的緩解功能。美國ASME標(biāo)準(zhǔn)能力能級Ⅱ和Ⅲ［1］以及國內(nèi)能源行業(yè)水淹概率安全分析標(biāo)準(zhǔn)［2］中均要求在水淹PSA開發(fā)的過程中考慮核電廠對水淹的緩解措施。從識別核電廠在水淹方面的薄弱環(huán)節(jié)，反映核電廠實(shí)際防水淹能力的角度出發(fā)，考慮核電廠對水淹的緩解作用更為現(xiàn)實(shí)，以此開發(fā)出來的模型才能更為現(xiàn)實(shí)的反映核電廠實(shí)際的水淹風(fēng)險，并可以據(jù)此提出有針對性的風(fēng)險見解和改進(jìn)建議。美國電力研究院 （EPRI）開發(fā)的內(nèi)部水淹概率安全分析導(dǎo)則［9］考慮了核電廠的緩解措施，根據(jù)一般核電廠地表排水系統(tǒng)的緩解能力等因素將水淹事件分為噴淋、局部水淹和重大水淹三種類型，本文采用此方法進(jìn)行分析。

在確定好水淹事件后，就要對各水淹事件進(jìn)行定量化，確定出各水淹事件的基準(zhǔn)頻率。水淹事件頻率定量化公式如下：

注：ρ系統(tǒng)i——噴淋、局部水淹或重大水淹等水淹事件的基準(zhǔn)頻率，即管道失效率，其單位是每堆年每單位長度 （或每堆年每個）。

系統(tǒng)i的水淹源項——系統(tǒng)i在該特定水淹區(qū)域內(nèi)的管道長度、焊縫數(shù)目或者管道節(jié)數(shù)?！八驮错棥倍x為在特定水淹區(qū)域內(nèi)理論上可能發(fā)生噴淋、局部水淹或重大水淹事件的非能動部件的總量。例如某水淹區(qū)域有布置管道，那么相應(yīng)的水淹源項可用管道長度或管道節(jié)數(shù)等形式來描述。

水淹事件的基準(zhǔn)頻率可采用一般的經(jīng)典估計來計算，也可以用貝葉斯方法求出。若核電廠內(nèi)部水淹事件發(fā)生次數(shù)較多，可以采用一般經(jīng)典估計的方法來進(jìn)行計算。但對國內(nèi)核電廠來說，安全相關(guān)的設(shè)備或管道出現(xiàn)破裂的事件較為稀少，采用經(jīng)典估計往往無法反映核電廠的實(shí)際情況，這時可采用適當(dāng)?shù)耐ㄓ脭?shù)據(jù)庫作為先驗數(shù)據(jù)，結(jié)合特定核電廠水淹事件和相應(yīng)的系統(tǒng)管道長度進(jìn)行貝葉斯處理，就可以得到適合該核電廠的后驗數(shù)據(jù)，該數(shù)據(jù)可以作為特定電廠相關(guān)的系統(tǒng)、設(shè)備管徑范圍的水淹基準(zhǔn)頻率。最后結(jié)合信息收集或現(xiàn)場巡訪統(tǒng)計得到各水淹區(qū)域內(nèi)管道長度和管徑數(shù)據(jù)，計算得到各水淹區(qū)域里的噴淋、局部水淹和重大水淹頻率。

整個定量化過程如圖1所示。

圖1　水淹事件定量化的一般過程Fig.1 The process of quantification of internal flooding events

1.2常用的數(shù)據(jù)源

（1）愛達(dá)華國家實(shí)驗室水淹數(shù)據(jù)報告

愛達(dá)華國家實(shí)驗室于1991年開發(fā)了用于內(nèi)部水淹概率安全分析的非能動部件泄漏和破裂的頻率估值的數(shù)據(jù)報告。泄漏和破裂以流速50gpm（11.36 m3·h-1）壓力邊界失效為分界線。該報告提供了管道、閥體、泵殼、法蘭、熱交換器殼體、罐子的泄漏和 “破裂”基準(zhǔn)頻率及不確定性分布 （對數(shù)正態(tài)分布均值和相應(yīng)的誤差因子）。對管道來說基準(zhǔn)頻率以 （英尺·小時）-1為單位，對無管道的非能動部件以 （個·小時）-1為單位。該數(shù)據(jù)源主要為美國核能經(jīng)驗數(shù)據(jù)庫中1960年9月到1990年6月的相關(guān)運(yùn)行經(jīng)驗數(shù)據(jù)［10］。

（2）美國電力研究院1991版水淹數(shù)據(jù)報告

美國電力研究院于1991年開發(fā)的數(shù)據(jù)報告主要考慮了四個系統(tǒng) （反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)、安全注入和再循環(huán)系統(tǒng)、給水和凝結(jié)水系統(tǒng)、“其他”安全相關(guān)系統(tǒng)）外漏和破裂頻率。破裂和泄漏的分界線與愛達(dá)華國家實(shí)驗室數(shù)據(jù)報告一致。該研究報告考慮了從1960年到1991年之間的美國運(yùn)行經(jīng)驗的管道故障率［11］。

（3）美國電力研究院2006版水淹數(shù)據(jù)報告

美國電力研究院于2006年開發(fā)的水淹數(shù)據(jù)報告根據(jù)3種不同的壓力邊界失效類型噴淋、局部水淹和重大水淹給出了7個不同系統(tǒng) （重要廠用水系統(tǒng)、安全注入系統(tǒng)、安全殼外再循環(huán)系統(tǒng)、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、消防系統(tǒng)、主給水和凝結(jié)水系統(tǒng)、循環(huán)水系統(tǒng)）的管道故障率。故障參數(shù)的估算采用結(jié)合不確定性的綜合處理的貝葉斯分析框架。故障率單位為 （英尺·堆年）-1，且考慮了水質(zhì) （淡水、河水、海水）對管道故障率的影響。該研究報告統(tǒng)計了1970年到2004年之間的美國運(yùn)行經(jīng)驗，且針對美國機(jī)械工程師學(xué)會概率安全分析標(biāo)準(zhǔn)［1］中內(nèi)部水淹始發(fā)事件頻率的要求來組織內(nèi)容［12］。

（4）非金屬管道頻率

美國開發(fā)水淹概率安全分析的主要目的是要應(yīng)用于風(fēng)險指引型在役檢查，以上通用數(shù)據(jù)中只收集金屬部件的運(yùn)行故障率，而不考慮如聚氯乙烯 （PVC）管道等非金屬部件的運(yùn)行故障率。而核電廠除了大量金屬管道外，也有許多聚氯乙烯管。P.Davis、S.Burn等人提出了一種模型來估值非金屬管道的故障率，所得數(shù)值與英國水工研究所數(shù)據(jù)庫中的觀測數(shù)據(jù)較為吻合［13］。

1.3經(jīng)典估計方法和貝葉斯分析方法

經(jīng)典估計是根據(jù)采集得到的核電廠樣本數(shù)據(jù)直接計算可靠性參數(shù)，而貝葉斯估計方法是假設(shè)可靠性參數(shù)是隨機(jī)變量，以通用數(shù)據(jù)為先驗數(shù)據(jù)，核電廠的數(shù)據(jù)為樣本數(shù)據(jù)，進(jìn)行貝葉斯處理得到后驗數(shù)據(jù)。

1.3.1經(jīng)典估計方法

根據(jù)以往的經(jīng)驗和國際上對核電廠設(shè)備失效的通用做法，均假設(shè)核電廠中設(shè)備的壽命服從指數(shù)分布，即假定設(shè)備失效率是恒定的，不考慮老化、磨損等因素的影響［14］。對于本文考慮的水淹基準(zhǔn)頻率即管道失效率，主要考慮運(yùn)行失效模型，即管道在運(yùn)行過程中在單位時間內(nèi)失效的次數(shù)。其公式為：

當(dāng)設(shè)備在統(tǒng)計期間內(nèi)未發(fā)生失效，即N=0時，采用 “χ2在50%的規(guī)則”作為近似估計方法［14］，運(yùn)行失效率按如下公式計算：

1.3.2貝葉斯估計

貝葉斯分析方法是核電廠設(shè)備可靠性分析中常用的數(shù)據(jù)處理方法，其基本的原理如下公式所示：

注：Ppost（λ/obs）為后驗數(shù)據(jù)的密度函數(shù)；Pobs（λ）為樣本數(shù)據(jù)的密度函數(shù)；Pprior（λ）為先驗數(shù)據(jù)的密度函數(shù)

先驗數(shù)據(jù)即數(shù)據(jù)處理中采用的通用數(shù)據(jù)，一般情況下其分布和參數(shù)已知，可從1.2節(jié)各數(shù)據(jù)源報告獲取。樣本數(shù)據(jù)可選用核電廠的統(tǒng)計數(shù)據(jù)，貝葉斯處理的難點(diǎn)在于后驗分布的獲取。在貝葉斯處理中，存在一類Gamma先驗分布，其先驗分布與后驗分布相同，在數(shù)學(xué)上處理起來就避免了后驗分布難以獲取的問題。其基本原理如公式 （5）所示。

因此，對于先驗分布為Gamma分布的，采用公式 （5）處理即可。一些先驗數(shù)據(jù)服從對數(shù)正態(tài)分布這種情況，可先將對數(shù)正態(tài)分布轉(zhuǎn)換為Gamma分布，然后再按公式 （5）中所述的方法得到后驗分布［14-16］。利用上述原理，國內(nèi)一些單位專門為核電廠設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)處理開發(fā)了貝葉斯處理軟件，圖2給出了用于國內(nèi)某核電廠可靠性數(shù)據(jù)處理的軟件平臺［16］。

圖2　可靠性參數(shù)估計軟件界面Fig.2 Software interface of reliability parameter

1.3.3數(shù)據(jù)處理方法的選擇

選用經(jīng)典估計還是貝葉斯估計對數(shù)據(jù)進(jìn)行處理，參考國內(nèi)運(yùn)行核電廠可靠性數(shù)據(jù)處理方法［17］，本文采用如下原則：

（1））對于失效次數(shù)大于5次的設(shè)備類，采用經(jīng)典估計方法進(jìn)行計算；

（2）對于失效次數(shù)1-4次的設(shè)備類，采用貝葉斯方法進(jìn)行估計；

（3）對于失效次數(shù)為0的設(shè)備，直接采用通用數(shù)據(jù)。

2　某900　MW核電廠重要廠用水系統(tǒng)水淹基準(zhǔn)事件定量化

下面以國內(nèi)某900 MW壓水堆核電廠重要廠用水系統(tǒng)為例來說明水淹事件基準(zhǔn)頻率的定量化過程。

2.1電廠特有數(shù)據(jù)

對案例核電廠所在基地4臺同類型機(jī)組在1996年1月至2011年6月之間所發(fā)生的水淹事件進(jìn)行了較為全面、系統(tǒng)地整理，折算機(jī)組處于臨界的時間是：49.77堆年［18］，并對不同系統(tǒng)不同尺寸管道所發(fā)生的水淹事件做了細(xì)分。表1給出了經(jīng)過收集、整理并篩選之后的重要廠用水系統(tǒng)各類型水淹事件的發(fā)生次數(shù)［18-19］。

表1　重要廠用水系統(tǒng)水淹事件表Table 1 Internal flooding events of services water system

在獲得水淹事件數(shù)據(jù)后，由于統(tǒng)計獲得水淹事件單位為次/堆年，而我們需要求得的水淹基準(zhǔn)頻率單位為次/（米·堆年），因此需要獲得所分析核電廠的管道長度，統(tǒng)計獲得的核電廠數(shù)據(jù)見表2。［18-19］

表2　重要廠用水管道數(shù)據(jù)表Table 2 Pipes data of services water system

2.2數(shù)據(jù)處理

對于核電廠的設(shè)備，尤其是管道設(shè)備而言，在世界范圍內(nèi)無論其材質(zhì)還是制造標(biāo)準(zhǔn)、工藝等均具有通用性，在性能以及品質(zhì)上較為接近?；谶@樣的考慮，重要廠用水系統(tǒng)管道失效頻率采用參考文獻(xiàn)［12］水淹數(shù)據(jù)報告為先驗通用數(shù)據(jù)。

管道、膨脹節(jié)等運(yùn)行故障率通用數(shù)據(jù)為對數(shù)正態(tài)分布分布，按1.3節(jié)的方法先將分布轉(zhuǎn)換為Gamma分布，然后再按公式 （5）中所述的方法得到后驗分布。

根據(jù)1.3.3節(jié)數(shù)據(jù)處理原則，對于水淹事件次數(shù)為0的仍采用通用數(shù)據(jù)；對于發(fā)生次數(shù)在1-5次的水淹事件采用貝葉斯處理，經(jīng)典估計的計算作為對比組，計算結(jié)果見表3和表4。

表3　重要廠用水系統(tǒng)管道（d≤5.08cm）貝葉斯處理后的數(shù)據(jù)Table 3 Bayesian processed data of services water system pipes（d≤5.08cm）

表4　重要廠用水系統(tǒng)管道 （5.08cm＜d≤10.16cm）貝葉斯處理后的數(shù)據(jù)Table 4 Bayesian processed data of services water system（5.08cm＜d≤10.16cm）

2.3結(jié)果討論

重要廠用水系統(tǒng)d≤5.08cm以及5.08cm＜d≤10.16cm通用數(shù)據(jù)、貝葉斯處理后的數(shù)據(jù)以及經(jīng)典估計三類數(shù)據(jù)的均值對比如圖3所示，結(jié)合表3和表4處理結(jié)果，可以看出：

（1）采用經(jīng)典估計得到的數(shù)據(jù)要遠(yuǎn)遠(yuǎn)大于通用數(shù)據(jù)和貝葉斯處理得到的后驗數(shù)據(jù)，而貝葉斯處理得到的后驗數(shù)據(jù)與通用數(shù)據(jù)相比略大，但基本處于同一風(fēng)險水平。這說明貝葉斯處理的數(shù)據(jù)既可以反映一般工業(yè)界的風(fēng)險水平，也能反映核電廠的特征，不會導(dǎo)致數(shù)據(jù)過大或過小。

（2）經(jīng)典估計5%和95%分位值有著量級的差別，而通用數(shù)據(jù)和貝葉斯處理后的數(shù)據(jù)各分位值處于同一水平，這說明在樣本空間不足的情況下，采用經(jīng)典估計結(jié)果的不確定性較大。

（3）無論經(jīng)典估計還是貝葉斯處理，均需獲知核電廠具體管道的長度、運(yùn)行的時間等數(shù)據(jù)，其結(jié)果的準(zhǔn)確性依賴于現(xiàn)場巡訪的精細(xì)程度，為反映核電廠的實(shí)際情況，需要做大量的現(xiàn)場調(diào)研和統(tǒng)計工作。

圖3　水淹事件三類數(shù)據(jù)對比圖Fig.3 Contrast data of services water system

3　結(jié)論

內(nèi)部水淹事件定量化是水淹概率安全分析的主要技術(shù)要素，其結(jié)果的準(zhǔn)確性直接影響水淹風(fēng)險的量化結(jié)果。對國內(nèi)大部分核電廠來說，內(nèi)部水淹事件定量化，都面臨著核電廠運(yùn)行時間短或水淹事件樣本數(shù)據(jù)不足的問題，本文提出的現(xiàn)階段采用貝葉斯方法處理不失為一種有效的解決辦法。

此外，目前采用的通用數(shù)據(jù)源主要是美國的，反映的是美國的工業(yè)水平。隨著我國核電廠陸續(xù)投入運(yùn)行，國內(nèi)可建立統(tǒng)一的水淹事件數(shù)據(jù)庫平臺，收集各核電廠水淹事件，形成適合國內(nèi)核電廠的通用數(shù)據(jù)。

［1］American Society of Mechanical Engineers.Standard for Level 1/ Large Early Release Frequency Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications—Addenda to ASME/ANS RA-S-2008，ASME/ANS RA-Sa：2009［S］.New York：ASME/ANS，2009.

［2］國家能源局.應(yīng)用于核電廠的概率安全評價第3部分水淹，NB/T20037.3［S］.北京：國家能源局，2012.

［3］國家能源局.核電廠內(nèi)部水淹概率安全評價開發(fā)方法 （報批稿）［S］.北京：國家能源局，2016.

［4］李丹，肖志，安洪振，等.國外核電廠外部水淹事件分析［J］.核安全，2013（04）：74-78.

［5］黃衛(wèi)剛，楊志超，戴忠華，等.水淹廠房風(fēng)險分析［J］.水力發(fā)電，2011（07）：82-85.

［6］臺山核電合營有限公司.臺山核電廠1、2號機(jī)組最終安全分析報告［R］.2013

［7］三門核電有限公司.三門核電一期1、2號機(jī)組最終安全分析報告［R］.2012.

［8］梁博，王成章，劉佩.AP1000核電廠內(nèi)部水淹安全評價方法研究［C］.中國核科學(xué)技術(shù)進(jìn)展報告 （第三卷）——中國核學(xué)會2013年學(xué)術(shù)年會論文集第2冊 （鈾礦冶分卷、核能動力分卷 （上））.哈爾濱，2013：568-574.

［9］F.Rahn.Guidelines for Performance of Internal Flooding Probabilistic Risk Assessment，EPRI 1019194［R］.Palo Alto：EPRI，2009.

［10］Eide，S.A，et al.Component External Leakage and Rupture Frequency Estimates，EGG-SSRE-9639［R］.Idaho Falls：Idaho National Engineering Laboratory，1991.

［11］Jamali，K..Pipe Failures in U.S.Commercial Nuclear Power Plants，EPRI TR-100380［R］.Palo Alto：EPRI，1992.

［12］F.Rahn.Pipe Rupture Frequencies for Internal Flooding PRAs，Revision1，EPRI 1013141［R］.Palo Alto：EPRI，2006.

［13］P Davis，S Burn，et al.A physical probabilistic model to predict failure rates in buried PVC Pipelines［J］.Reliability Engineering and System Safety，2007，92（9）：1258-1266.

［14］鄭偉，李禾.核電站設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)庫的建立與應(yīng)用［J］.中國核科技報告，2005（02）：165-174.

［15］茆定遠(yuǎn)，薛大知.核電站PSA分析中可靠性數(shù)據(jù)處理的貝葉斯方法［J］.核動力工程，2000（05）：451-455.

［16］馬靜嫻，閆國奎，劉志軍.用貝葉斯方法處理核電站PSA分析中的設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)［C］.2004年全國機(jī)械可靠性學(xué)術(shù)交流會論文集.廈門，2004：107-111.

［17］國家核安全局.中國核電廠設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)報告 （2015版）［R］.2015

［18］陽江核電有限公司.陽江核電廠5、6號機(jī)組初步設(shè)計階段內(nèi)部水淹概率安全評價報告［R］.2012.

［19］中科華核電技術(shù)研究院.大亞灣核電站 （功率工況）內(nèi)部水淹概率安全評價報告［R］.2009.

Quantification of Internal Flooding Events in Nuclear Power Plants

ZHANG Jiajia1，YANG Yinghao2，XIAO Jun1，LI Chun1，NI Man1
（1.Nuclear and Radiation Safety Center，Beijing 100082，China 2.Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute，Shanghai 200233，China）

Internal flooding is an important risk to nuclear power plant，quantification of internal flooding events is not only an effective way of identifying flooding risk，but also the basis of the internal flooding probability safety assessment.The quantitative method status of internal flooding events is reviewed，and then a general method is put forward，and a 900 MW nuclear power plan services water pipe failure internal flooding events are quantified.The proposed method has important reference value for the internal flooding PSA of nuclear power plant in China.

internal flooding；nuclear power plant；quantification；PSA

TL364

A

1672-5360（2016）03-0084-05

2016-07-01

2016-09-21

環(huán)保公益性行業(yè)科研專題課題，項目編號 201309054

張佳佳 （1986—），男，河南洛陽人，高級工程師，現(xiàn)主要從事核電廠概率安全分析與嚴(yán)重事故研究與審評工作

倪曼，E-mail：xjunniman@chinansc.cn