顏寒 楊磊

摘? 要：本文研究了風(fēng)險(xiǎn)指引方法尤其是風(fēng)險(xiǎn)指引事件選擇方法的發(fā)展歷史與研究見解，介紹了其定義、技術(shù)原理、技術(shù)流程，包括概率安全分析模型修訂、序列頻率以及不確定性分析，縱深防御分析等技術(shù)要素并將其與現(xiàn)有的確定論方法進(jìn)行了對(duì)比研究，將其嘗試性應(yīng)用于大型鈉冷快堆，得到其技術(shù)特點(diǎn)與技術(shù)特征，對(duì)其應(yīng)用提出了相應(yīng)的建議。

關(guān)鍵詞：風(fēng)險(xiǎn)指引? 事件選擇方法? 概率安全分析? 大型鈉冷快堆

中圖分類號(hào)：TM623? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ?文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼：A? ? ? ? ? ? ? ? ? ?文章編號(hào)：1674-098X（2020）10（b）-0058-08

Abstract： This paper studies the development history and research insights of the risk informed method， especially the risk informed event selection method， and introduces its definition， technical principles， technical processes， including the revision of the probabilistic safety analysis model， sequence frequency and uncertainty analysis， defense-in-depth analysis， etc. The technical elements were compared and studied with the existing deterministic methods， and they were applied to large-scale sodium-cooled fast reactors tentatively to obtain their technical characteristics and technical features， and put forward corresponding suggestions for their application.

Key Words： Risk guidance; Event selection method; Probabilistic safety analysis; Large sodium cooled fast reactor

PSA的方法自在20個(gè)世紀(jì)70年代被創(chuàng)立以來，經(jīng)歷兩個(gè)嚴(yán)重事故——三里島、切爾諾貝利事故后，在業(yè)內(nèi)逐漸被重視[1]。

1986年美國核管會(huì)發(fā)布了一個(gè)政策聲明，該政策聲明表示，核管會(huì)監(jiān)管的目標(biāo)為“兩個(gè)千分之一”目標(biāo)，該安全目標(biāo)是一個(gè)完全基于風(fēng)險(xiǎn)的描述，即承認(rèn)核設(shè)施的運(yùn)行是存在風(fēng)險(xiǎn)的，核安全的目標(biāo)是控制該風(fēng)險(xiǎn)，這個(gè)認(rèn)識(shí)是PSA在核設(shè)施的設(shè)計(jì)以及運(yùn)行中能夠得到應(yīng)用的基礎(chǔ)。

之后，NRC一方面開放核電廠以風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)作為電廠各類技術(shù)申請(qǐng)的基礎(chǔ)，同時(shí)基于實(shí)際應(yīng)用情況出版基于風(fēng)險(xiǎn)指引的導(dǎo)則、法規(guī)，包括[2-3]：

RG 1.174，一種使用概率風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)方法進(jìn)行風(fēng)險(xiǎn)指引的電廠許可基準(zhǔn)技術(shù)規(guī)格變更的決策方法;

RG 1.175，一種使用概率風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)方法進(jìn)行風(fēng)險(xiǎn)指引的電廠特定在役檢查的方法;

RG 1.176，美國核管會(huì)，電廠特定風(fēng)險(xiǎn)指引決策：質(zhì)保分級(jí);

RG 1.177，美國核管會(huì)，電廠特定風(fēng)險(xiǎn)指引決策：技術(shù)規(guī)格書;

RG 1.178，美國核管會(huì)，電廠特定風(fēng)險(xiǎn)指引決策：管道的在役檢查;

我國基于概率安全分析的系統(tǒng)性安全要求最早來自于技術(shù)政策聲明——《新建核電廠設(shè)計(jì)中幾個(gè)重要安全問題的基礎(chǔ)政策》。

該基礎(chǔ)政策中的內(nèi)容后續(xù)已經(jīng)先后通過法規(guī)修訂的形式加入HAF 102以及相關(guān)的HAD導(dǎo)則之中。該技術(shù)政策聲明中關(guān)于PSA的要求主要有兩個(gè)方面。

首先，提出了對(duì)于新建核電廠的概率安全目標(biāo)，并認(rèn)為該目標(biāo)是總的安全目標(biāo)的一種體現(xiàn)方式。同時(shí)，明確了政策鼓勵(lì)的概率安全應(yīng)用范圍，如下：

上述風(fēng)險(xiǎn)指引的應(yīng)用主要以在運(yùn)核電廠為主，在設(shè)計(jì)上，風(fēng)險(xiǎn)指引的應(yīng)用還處于輔助的位置。對(duì)于安全設(shè)計(jì)而言，有兩個(gè)核心命題[4-5]：

選擇哪些基本事件作為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事件;

哪些物項(xiàng)被確保能夠用于應(yīng)對(duì)這些設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事件;

本文先是介紹了風(fēng)險(xiǎn)指引的定義以及其方法原理，后詳細(xì)調(diào)研了基于風(fēng)險(xiǎn)指引的事件選擇方法的研究進(jìn)展，并將其嘗試性用于大型鈉冷快堆，得到其技術(shù)特點(diǎn)與技術(shù)特征，對(duì)其應(yīng)用提出了建議。

1? 風(fēng)險(xiǎn)指引事件選擇方法

美國核管會(huì)（NRC）在1994年7月的《先進(jìn)型核電廠法規(guī)的政策聲明》中表達(dá)了“改善先進(jìn)型核動(dòng)力反應(yīng)堆的許可證申請(qǐng)環(huán)境以盡可能減少管理過程中的復(fù)雜性和不確定性”的意圖。并于1995年頒布PSA應(yīng)用的政策聲明，其目的是通過應(yīng)用PSA技術(shù)來改進(jìn)核安全監(jiān)管，更有效地利用監(jiān)管資源和減輕核電廠不必要的負(fù)擔(dān)。在1998年頒布了一系列的風(fēng)險(xiǎn)指引型管理導(dǎo)則。1999年，NRC就開始反應(yīng)堆安全法規(guī)（10CFR Part50）的更新工作，以反映風(fēng)險(xiǎn)指引和基于績效的方法。

為了推動(dòng)有關(guān)新法規(guī)體系的討論，核工業(yè)界在2002年5月發(fā)表了“風(fēng)險(xiǎn)指引型的、基于績效的反應(yīng)堆法規(guī)體系”（NEI02-02）的白皮書。該白皮書描述了新法規(guī)體系的原理、基本準(zhǔn)則和框架結(jié)構(gòu)，同時(shí)也提出了一系列臨時(shí)性的法規(guī)以供討論。在制定有關(guān)新反應(yīng)堆法規(guī)的白皮書的過程中，核工業(yè)界有一個(gè)專項(xiàng)任務(wù)是將最新的風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)技術(shù)、反應(yīng)堆運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)及新的技術(shù)信息與現(xiàn)行的管理要求相結(jié)合。最終提議的法規(guī)定義了什么是必須達(dá)到的，而不是如何達(dá)到。

作為響應(yīng)，在其NUREG-1860報(bào)告中，NRC提出了一種“風(fēng)險(xiǎn)指引的未來電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)框架”，框架研究大都兩個(gè)主題：（1）怎樣確定風(fēng)險(xiǎn)可接受準(zhǔn)則，（2）怎樣為新反應(yīng)堆執(zhí)照申請(qǐng)選擇執(zhí)照基準(zhǔn)事件（Licensing Basis Events， LBEs）[6]。此處Licensing Basis Events （LBEs）用來代替Design Basis Events （DBEs），后者包括 Design Basis Accidents （DBAs）以及Anticipated operation event（AOO）。

NUREG-1860中風(fēng)險(xiǎn)可接受準(zhǔn)則的代表形式是一條風(fēng)險(xiǎn)—后果曲線（F-C Curve）。這條曲線用頻率值的大小以及他們相關(guān)的后果（劑量值的大?。┟枥L出預(yù)計(jì)運(yùn)行事件或者非正常事件的可接受限度。如圖1所示：

F-C曲線可以用在第四代核電站的設(shè)計(jì)階段，基于完整的PRA，對(duì)比每一個(gè)發(fā)生頻率較明顯的事故序列（比如，大于1E-7/堆年），看他們的后果劑量是否在圖中可接受范圍之內(nèi)。另外，這個(gè)F-C曲線也用在確定執(zhí)照申請(qǐng)基準(zhǔn)事件中[7]。

NRC在其TNF方法中給出了LBE選擇的過程如圖2所示，參考該圖制定LBE選擇的過程如下。

步驟一：修訂PRA模型，僅反映認(rèn)為安全重要的物項(xiàng)：

LBE總是與SSC的分類過程伴隨，通過識(shí)別那些滿足施加在LBE上的驗(yàn)收標(biāo)準(zhǔn)是必要的SSCs，可以定義了一組安全重要SSCs。這些的SSCs能夠降低LBE的頻率或限制其結(jié)果，或者同時(shí)具備以上兩種情況。

傳統(tǒng)的PRA開發(fā)中會(huì)考慮全部的具備預(yù)防或緩解功能的部件，即使這些部件并未按照安全級(jí)來設(shè)計(jì)，PRA中也可以現(xiàn)實(shí)的考慮其相關(guān)的功能。而在TNF方法中，設(shè)計(jì)人員先確定關(guān)鍵SSC的范圍，然后將這個(gè)范圍以外的SSC全部設(shè)定為失效。如果分析結(jié)果使得LBE不滿足對(duì)應(yīng)的驗(yàn)收準(zhǔn)則，則應(yīng)當(dāng)擴(kuò)展或者調(diào)整關(guān)鍵SSC的范圍，這樣形成一種PRA過程與LBE選擇、分類與分析的迭代。沒有被認(rèn)為“關(guān)鍵”的SSC相關(guān)的不利故障以及人員動(dòng)作依然被考慮。這個(gè)“SSC清單”-“LBE選擇、分類”-“F-C曲線驗(yàn)收”的迭代過程直到全部的LBE滿足驗(yàn)收準(zhǔn)則為止。

步驟二：基于修訂后的PRA模型，確定每個(gè)序列的點(diǎn)估計(jì)值;

刪去全部點(diǎn)估計(jì)值小于1E-8以下的事故序列，這一步建立了的完整用于篩選LBE的事件序列清單。

步驟三：計(jì)算每個(gè)序列的確定性，給出中位值，95分位值，5%分位值等分析結(jié)果;

本步驟的目的是更為充分地考慮PRA分析的不確定性，這里的不確定性主要是由于設(shè)備可靠性數(shù)值的不確定性帶來的。

步驟四：識(shí)別95%分位置信度大于1E-7以上的事故序列

這一步的具體作為是基于步驟三的結(jié)果，從步驟二獲得序列中刪除95%以上置信度頻率不會(huì)大于1E-7以上的序列。

步驟五：將剩余的序列分類到事故類別中去。

在LBE篩選過程中，通過將類似的事故序列分組到一個(gè)事件類中來選擇LBE。

類似的事故序列是指：在系統(tǒng)配置和/或事故現(xiàn)象方面具有類似性，并導(dǎo)致類似的源項(xiàng)。以LWRs為例，類似的事故序列可能是這樣的事件：沒有緊急停堆的預(yù)期暫態(tài)（ATWS）、具有類似設(shè)備響應(yīng)（安注）的不同大小的各種破口事故 （LOCAs）、安全殼旁通、各種類型的瞬態(tài)（其中每種類型都表現(xiàn)出類似的設(shè)備響應(yīng)）。被認(rèn)為類似的事故序列應(yīng)當(dāng)由大致相同的SSCs用于事故預(yù)防和/或緩解。

分組過程的技術(shù)目標(biāo)是：

要考慮到所有的95%百分位頻率大于每年1E-7，這些序列都比如歸入某個(gè)分類;

并在事件類的數(shù)量和分組過程中使用的穩(wěn)健性程度之間取得合理的平衡。

分組過程的結(jié)果是，所有剩余PRA序列都被一個(gè)LBE（組）所包絡(luò)。劑量更小，頻率更低的事件可以被劑量后果、頻率更高的事件所包絡(luò)，包絡(luò)的原則與結(jié)構(gòu)是每組的代表事件，如果能夠滿足F-C曲線的需求，則被包絡(luò)的事件也應(yīng)當(dāng)滿足響應(yīng)的要求。

這種分組方法勢必產(chǎn)生一些比較低頻率的事件，例如：一般認(rèn)為，在美國的監(jiān)管體系中，對(duì)于設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故（DBA）考慮的截?cái)嘀禐?E-5/堆·年。但是該方法考慮到名義頻率大約1E-8且95%分位置信度大于1E-7的頻率。這一方面是為了避免PRA分析所固有包含的不確定性使得重要的頻率在早期被篩選掉（例如，如果采用較大的樣本，完全可能論證大LOCA事故頻率低于1E-5），另一方面是為了增加設(shè)計(jì)的健壯性（robustness）。

步驟六：從事件類別中選擇事故序列以代表其邊界性的后果。

從事件類別中選擇一個(gè)事件序列代表其極限的后果，選擇的事故序列應(yīng)對(duì)能夠從事件行為和事故后果上代表這個(gè)事故分類。如果一個(gè)類別中的幾個(gè)事件具備相似的后果，那么可以任意選擇，如果沒有清晰的邊界事件，可以選擇頻率最低的事件，事件類頻率的確定方式見步驟七。

步驟七：給定事件分類代表LBE的頻率。

以最高事故序列的名義頻率決定事件類的頻率，相應(yīng)分位為置信度頻率依然以最高值決定。這可能導(dǎo)致95%分位置信度的頻率以及名義頻率不來自同一事故序列，但是這不產(chǎn)生實(shí)際影響。

步驟八：確保LBE滿足相應(yīng)的概率論與確定論準(zhǔn)則

LBE必須滿足F-C曲線和縱深防御要求，這是覆蓋LBE頻率范圍的一個(gè)函數(shù)，如表1所述。如果不滿足標(biāo)準(zhǔn)，則要么對(duì)事件類進(jìn)行改進(jìn)，要么對(duì)設(shè)計(jì)進(jìn)行修改。

2? 應(yīng)用風(fēng)險(xiǎn)指引方法于某大型鈉冷快堆的研究

本節(jié)的研究基礎(chǔ)是某設(shè)計(jì)中的大型商用鈉冷快堆核電廠，以及其相應(yīng)的PSA模型，在此基礎(chǔ)上開展工作。

首先，對(duì)于的題頭事件進(jìn)行改造與重新設(shè)定，題頭僅描述前沿系統(tǒng)，輔助系統(tǒng)在“通用調(diào)整”中考慮，全部修訂項(xiàng)目如表2所示。

利用修正過的PRA模型，剩余的序列作為備選的序列，這些序列的清單如下所述，在總計(jì)110個(gè)事故序列中，尚剩余53個(gè)。表3是其中部分序列：

按照NUREG-1860給出的步驟，應(yīng)該通過95%置信度分位值進(jìn)行進(jìn)一步的篩查，但是由于剩余的序列并沒有頻率恰好位于1E-8到1E-7之前的，所以此步驟在本次的工作中可以省略，不刪除任何剩余的序列。

之后進(jìn)行分組，合計(jì)獲得23組LBE，如表4。

我國的法規(guī)體系與美國有較大差異，因此參考CEFR以及示范快堆的經(jīng)驗(yàn)，同樣給出F-C曲線如表5和圖3所示。

本小節(jié)討論前述LBE是否能夠滿足相關(guān)的驗(yàn)收準(zhǔn)則。

首先，我們可以初步判定，本節(jié)所述的23個(gè)LBE中11個(gè)與原本PIE名稱相同的，僅包含始發(fā)事件本身的LBE應(yīng)該能夠滿足相關(guān)的驗(yàn)收準(zhǔn)則。理由是，根據(jù)PSA所采用的現(xiàn)實(shí)假設(shè)，這些事件瞬態(tài)熱工分析的產(chǎn)生的事故后果必然是低于采取了卡棒準(zhǔn)則，單一故障假設(shè)等邊界條件的相關(guān)同名PIE的，而其頻率則與原本的PIE相當(dāng)，因此這11個(gè)事件滿足F-C曲線的要求沒有任何難度。

對(duì)于3個(gè)ATWS事故，其中一般ATWS序列頻率在1E-5的量級(jí)，而反應(yīng)性引入ATWS、部分二回路列喪失的ATWS均在1E-6的量級(jí)，如果按照我國法規(guī)，這兩個(gè)事件均屬于設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故中的極限事故分類。不過如果按照NRC的分類方法，則只有一般ATWS會(huì)被留在DBA類別中，其余兩個(gè)事件均會(huì)被移動(dòng)到設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況分類。

對(duì)于鈉冷快堆而言，ATWS事故的緩解可能有以下幾種措施：

依靠各類副反應(yīng)性反饋，降低反應(yīng)堆功率，但是由于沒有冷卻劑喪失過程引入的負(fù)反應(yīng)性反饋，這種效應(yīng)相對(duì)壓水堆較弱

利用DAS等后備的停堆系統(tǒng)時(shí)間略微延遲（相較于保護(hù)系統(tǒng)）的停堆;

利用非能動(dòng)停堆裝置實(shí)現(xiàn)停堆;

較長時(shí)間后操作員手動(dòng)停堆;

在我國已有的大型鈉冷快堆安全分析中，這些ATWS事故被認(rèn)為屬于超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故或設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況，最終主要使用DAS系統(tǒng)以及非能動(dòng)停堆裝置實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆停堆。如果按照LBE相關(guān)的分析規(guī)則，那么以上系統(tǒng)均因?yàn)椴粚儆诎踩?jí)系統(tǒng)而不能使用。最終只能是較長時(shí)間后操作員手動(dòng)停堆，這種情況下雖然最終反應(yīng)堆能夠停堆，但是勢必會(huì)由于長時(shí)間的無保護(hù)工況對(duì)于包殼造成一定的損傷，但是應(yīng)當(dāng)不至于突破設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況（DEC）的驗(yàn)收準(zhǔn)則。

對(duì)于剩余的8個(gè)“IE+第1余排系統(tǒng)失效”，其中主容器泄漏+第1余熱排出系統(tǒng)失效被列入了設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況分類，運(yùn)行部分燃料損傷。由于在事故序列中用于緩解主容器泄漏的保護(hù)容器包容，保護(hù)容器超壓保護(hù)系統(tǒng)壓力調(diào)節(jié)等題頭均成功，因此一回路壓力邊界能夠保持完整，事故后果最后為典型的喪失熱阱熔堆。但是能夠滿足對(duì)應(yīng)的DEC驗(yàn)收準(zhǔn)則[8-10]。

剩余7個(gè)序列均被列入了極限或者稀有事故，按照LBE事故分析，不考慮非安全級(jí)物項(xiàng)事故緩解能力的原則，最終都會(huì)發(fā)生堆芯損傷并且超過對(duì)應(yīng)LBE分類的驗(yàn)收準(zhǔn)則。

3? 結(jié)語

從本文的實(shí)踐來看，風(fēng)險(xiǎn)指引的LBE選擇利用的是一個(gè)非常保守的PSA模型，這個(gè)模型中直接假定非安全級(jí)物項(xiàng)不可用，與WASH-1400以來PSA分析中提倡的“現(xiàn)實(shí)假設(shè)”有較大的差異，盡管這種保守化的PSA模型并沒有被用以評(píng)價(jià)總體風(fēng)險(xiǎn)。

這種假設(shè)下，非能動(dòng)系統(tǒng)的優(yōu)勢被極大的放大，同時(shí)能動(dòng)系統(tǒng)，尤其是需要應(yīng)急柴油機(jī)電源以維持長期連續(xù)運(yùn)行的能動(dòng)系統(tǒng)的劣勢被放大，除非是專門應(yīng)對(duì)非常極限的事故如大LOCA（壓水堆），主容器泄漏（鈉冷快堆）所用的專門系統(tǒng)，否則很有可能在LBE選擇的結(jié)果中要求在始發(fā)事件的基礎(chǔ)上疊加能動(dòng)系統(tǒng)的失效或者疊加應(yīng)急柴油機(jī)組故障?？紤]應(yīng)急柴油機(jī)組的可靠性至多能夠達(dá)到1E-3的量級(jí)，而NRC規(guī)定的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故頻率上限為1E-5/堆·年，這也就意味著，對(duì)于全部1E-2/堆·年以上的事故（相當(dāng)于我國法規(guī)體系中的AOO），都需要疊加全廠斷電假設(shè)并計(jì)算滿足原極限事故的驗(yàn)收準(zhǔn)則，明顯只有采取非能動(dòng)安全電廠才能實(shí)現(xiàn)該指標(biāo)。

大型鈉冷快堆如果需要滿足以上要求，必須由一套冗余的非能動(dòng)安全級(jí)余熱排出系統(tǒng)，也就是說，需要將第1停堆系統(tǒng)調(diào)整為依賴自然循環(huán)實(shí)現(xiàn)中間環(huán)路循環(huán)，或者以第2停堆系統(tǒng)替代第1停堆系統(tǒng)作為安全級(jí)余熱排出系統(tǒng)，而將能動(dòng)的第1停堆系統(tǒng)降為非安全級(jí)。

這配置方法國內(nèi)主流設(shè)計(jì)思路是相沖突的，從設(shè)計(jì)實(shí)現(xiàn)的角度，要論證非能動(dòng)的措施具備安全級(jí)事故緩解能力可能帶來較多的系統(tǒng)驗(yàn)證問題，同時(shí)，非安全級(jí)的能動(dòng)系統(tǒng)可靠性也比較難以保證，因?yàn)槟軇?dòng)系統(tǒng)的可靠性比非能動(dòng)系統(tǒng)更加依賴安全級(jí)供電以及頻繁的定期試驗(yàn)。

同時(shí)，這套風(fēng)險(xiǎn)指引的LBE選擇方法還帶來一個(gè)額外的重要影響，那就是非安全級(jí)物項(xiàng)的安全緩解能力被弱化了，如DAS、第2余熱排出系統(tǒng)，在LBE是否能夠滿足F-C曲線的驗(yàn)收準(zhǔn)則的問題上，非安全級(jí)物項(xiàng)起到的作用非常小。這就意味著這座設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事件選擇方法與過去二十年間流行的設(shè)置多套非安全級(jí)安全緩解措施，并在超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故期間寄希望與參與超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)故緩解的思路似乎背道而馳。

不過，在風(fēng)險(xiǎn)指引的框架下對(duì)于非安全級(jí)的既用于正常運(yùn)行、且能夠參與事故緩解的設(shè)備——如主循環(huán)泵，提高其可靠性依然是非常有效的提高電廠安全冗余的措施，這是因?yàn)轱L(fēng)險(xiǎn)指引的事件選擇方法在構(gòu)建保守的PSA模型時(shí)并不會(huì)調(diào)整始發(fā)事件發(fā)生的頻率，這也符合“performance based”的理念——提高運(yùn)行效率，降低非計(jì)劃停機(jī)頻率即有利于提高電廠的經(jīng)濟(jì)效益，還能夠同時(shí)提高電廠的安全性。

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