史　強(qiáng)，石興偉，賈　斌，張澤宇，王　遜

核電廠安全殼內(nèi)操作平臺(tái)火災(zāi)概率安全分析研究

史強(qiáng)，石興偉，賈斌，張澤宇，王遜*

（生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 102488）

安全殼內(nèi)操作平臺(tái)是核電廠火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)的重要內(nèi)容之一。本文對(duì)典型核電廠的安全殼內(nèi)操作平臺(tái)進(jìn)行火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)分析，使用事件樹方法演繹分析火災(zāi)情境并確定火災(zāi)情境的危害，通過(guò)對(duì)核電廠安全殼內(nèi)火災(zāi)操作平臺(tái)火災(zāi)序列演繹分析，建立安全殼操作平臺(tái)火災(zāi)概率安全分析模型，進(jìn)行定量化評(píng)估。研究分析3個(gè)火災(zāi)情境對(duì)核電廠始發(fā)事件和系統(tǒng)設(shè)備的影響。風(fēng)險(xiǎn)定量化結(jié)果表明：安全殼內(nèi)操作平臺(tái)火災(zāi)導(dǎo)致的堆芯損壞頻率為3.11×10-8/（堆·年）。

安全殼內(nèi)操作平臺(tái)；火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)分析；火災(zāi)情境；堆芯損壞頻率

消防作為核安全保障的重要內(nèi)容，已成為核安全領(lǐng)域最為重要的課題之一，如何確保安全系統(tǒng)和其他安全重要物項(xiàng)免受火災(zāi)危害是核電廠必須考慮的一個(gè)關(guān)鍵性安全問(wèn)題。為提升我國(guó)核安全消防能力，執(zhí)行國(guó)務(wù)院常務(wù)會(huì)議精神，落實(shí)“國(guó)四條”相關(guān)要求，必須加強(qiáng)我國(guó)核安全消防水平，以適應(yīng)不斷提高的核安全監(jiān)管要求，有效降低核電廠火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)，確保核安全。

目前，核電由在建向運(yùn)行轉(zhuǎn)變，火災(zāi)對(duì)于核安全的威脅也越來(lái)越得到關(guān)注。國(guó)家核安全局為落實(shí)加強(qiáng)核電廠火災(zāi)監(jiān)管要求，指導(dǎo)核電廠實(shí)施火災(zāi)概率安全評(píng)價(jià)，進(jìn)行定性、定量風(fēng)險(xiǎn)評(píng)估，使其具備所需的防火能力并提供必要的火災(zāi)探測(cè)和滅火能力[1]。因此，有必要對(duì)核電廠進(jìn)行概率安全分析研究。

安全殼內(nèi)操作平臺(tái)存在眾多電纜和電氣設(shè)備，反應(yīng)堆等核電廠的核心區(qū)域，電纜鋪設(shè)密集，火災(zāi)隱患大。操作平臺(tái)一旦發(fā)生火災(zāi)，會(huì)使反應(yīng)堆狀態(tài)后撤，對(duì)安全停堆產(chǎn)生影響，造成嚴(yán)重社會(huì)影響及經(jīng)濟(jì)損失。20世紀(jì)70年代，美國(guó)布朗斯福里核電廠，由于明火作業(yè)過(guò)程點(diǎn)燃封堵材料，致使發(fā)生特大火災(zāi)事故，損失慘重?；馂?zāi)由起火點(diǎn)蔓延至安全殼，導(dǎo)致操作平臺(tái)無(wú)法使用，冷卻系統(tǒng)及部分監(jiān)測(cè)系統(tǒng)能力喪失，危及核安全[2-4]。可見(jiàn)，安全殼內(nèi)操作平臺(tái)是核電廠火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)主要來(lái)源之一。

國(guó)內(nèi)安全殼操作平臺(tái)火災(zāi)評(píng)價(jià)主要基于ISO834火災(zāi)標(biāo)準(zhǔn)升溫曲線，通過(guò)計(jì)算火災(zāi)載荷密度進(jìn)而評(píng)價(jià)防火屏障有效性。本文介紹了安全殼內(nèi)操作平臺(tái)火災(zāi)概率安全評(píng)價(jià)的方法，通過(guò)對(duì)防火分區(qū)起火頻率、火災(zāi)情境及火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)定性及定量化研究，表明火災(zāi)PSA分析方法對(duì)核安全監(jiān)管的支撐作用。

1 安全殼火災(zāi)起火頻率分析

美國(guó)核管會(huì)（NRC）發(fā)布的《核動(dòng)力設(shè)施火災(zāi)概率風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)方法》（NUREG/CR-6850）數(shù)據(jù)表明[5]，核電廠安全殼內(nèi)操作平臺(tái)點(diǎn)火源多為通用型，通過(guò)防火分區(qū)的可燃物篩選，安全殼內(nèi)操作平臺(tái)內(nèi)共有30個(gè)典型點(diǎn)火源，按照通用火源可以歸為6類[6]，歸類結(jié)果及其起火頻率如表1所示。

表1 安全殼內(nèi)操作平臺(tái)點(diǎn)火源及起火頻率

NUREG/CR6850報(bào)告中的《通用起火頻率組合表》為核電廠各類火源起火頻率的平均值提供了參考，報(bào)告中指出火源類型與場(chǎng)所構(gòu)成多種組合，每一個(gè)組合對(duì)應(yīng)一個(gè)參考的通用起火頻率，條件假設(shè)如下。

（1）是相對(duì)于時(shí)間而言，起火頻率總是一個(gè)常數(shù)；

（2）是所有的核電廠中，同一類設(shè)備起火的總頻率是相同的，不論這些設(shè)備之間可能存在的數(shù)量、特性上的差異；

（3）是核電廠內(nèi)的同一類型設(shè)備的起火概率是相同的。

例如：對(duì)于電機(jī)，不論大小、運(yùn)轉(zhuǎn)水平、工作環(huán)境等，都假設(shè)其起火頻率都是相同的。場(chǎng)所L內(nèi)防火分區(qū)J的起火頻率，是通過(guò)該防火分區(qū)內(nèi)所有點(diǎn)火源IS的起火頻率疊加得到。計(jì)算公式如下：

位置權(quán)重因子為共用設(shè)備的機(jī)組數(shù)目，對(duì)于單機(jī)組電廠，位置權(quán)重因子應(yīng)為1.0。固定起火源都屬于可數(shù)物項(xiàng)，計(jì)算固定起火源的起火源權(quán)重因子時(shí)需要對(duì)每個(gè)火災(zāi)隔間內(nèi)的固定起火源進(jìn)行計(jì)數(shù)，某類固定起火源的起火源權(quán)重因子就等于隔間內(nèi)的該類起火源數(shù)目除以該類起火源所對(duì)應(yīng)的通用區(qū)域內(nèi)此類起火源的總數(shù)目。特別是對(duì)于電廠范圍的起火源，計(jì)算起火源權(quán)重因子時(shí)需要除以整個(gè)電廠內(nèi)該類起火源的總數(shù)目。對(duì)于安全殼內(nèi)操作平臺(tái)內(nèi)的30個(gè)點(diǎn)火源，分別統(tǒng)計(jì)該隔間的火源數(shù)量以及全廠同類型火源數(shù)量。

該防火隔間每一個(gè)火源起火頻率，匯總得出該防火隔間總的起火頻率為：3.57×10-3/堆·年。

2 安全殼內(nèi)操作平臺(tái)危害性概率模型

2.1 安全殼內(nèi)操作平臺(tái)火災(zāi)序列演繹分析

安全殼內(nèi)操作平臺(tái)包含核電廠的設(shè)備和電纜，主要能夠受到火災(zāi)影響的包括：?jiǎn)?dòng)給水系統(tǒng)、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)、壓縮空氣系統(tǒng)、B和D序列電源電纜，另外，還可能導(dǎo)致1、2、3級(jí)ADS系統(tǒng)的誤動(dòng)作[8]。

以某核電廠為例，對(duì)安全殼內(nèi)的防火分區(qū)添加能夠提前報(bào)警的極早期空氣取樣火災(zāi)探測(cè)系統(tǒng)（以下簡(jiǎn)稱VEWFDS），并根據(jù) VEWFDS 系統(tǒng)的報(bào)警信號(hào)，對(duì)相應(yīng)的防火規(guī)程進(jìn)行修正，考慮切斷ADS電源以防止ADS誤動(dòng)作。VEWFDS是一種可提前1 h乃至數(shù)天就探測(cè)出火災(zāi)跡象并發(fā)出警報(bào)的火災(zāi)探測(cè)系統(tǒng)，可為操作員響應(yīng)提供充裕時(shí)間，目前已廣泛應(yīng)用在核電廠設(shè)計(jì)中，并被證明能夠有效探測(cè)起于電氣柜、低壓電氣線路（如電纜敷設(shè)路徑、接線盒、終端柜）的初始階段火災(zāi)。

除此之外考慮VEWFDS報(bào)警后操作員切斷該區(qū)域ADS電源的可能性，從而能夠防止ADS的誤啟動(dòng)。假設(shè)VEWFDS系統(tǒng)能夠提前1 h發(fā)出警報(bào)，在此期間操作員未能切斷ADS電源的概率設(shè)置為0.009[9]。

B和D序列的電纜位于該小區(qū)的北部（貫穿防火小區(qū)）。該小區(qū)的西部存在蒸汽發(fā)生器儀表。火災(zāi)有可能導(dǎo)致B和D序列、主給水系統(tǒng)以及啟動(dòng)給水系統(tǒng)喪失。運(yùn)行平臺(tái)上的變壓器位于該防火小區(qū)的西部，由于變壓器和B和D序列的電纜之間間隔非常遠(yuǎn)，火災(zāi)幾乎不可能從變壓器蔓延到電纜。因此不考慮變壓器和電氣柜火災(zāi)對(duì)B和D序列電纜的影響。安全殼火災(zāi)系列描述如圖1所示。

圖1 安全殼內(nèi)操作平臺(tái)火災(zāi)序列分析圖

表2 安全殼內(nèi)操作平臺(tái)火災(zāi)序列分析表

2.2 安全殼內(nèi)操作平臺(tái)火災(zāi)情境危害性分析

根據(jù)安全殼內(nèi)操作平臺(tái)火災(zāi)對(duì)電廠系統(tǒng)和運(yùn)行的影響，將情境分析得到的6個(gè)火災(zāi)序列歸納為3個(gè)火災(zāi)情境。不同的事故情境可能會(huì)導(dǎo)致喪失主給水和中破口始發(fā)事件。

如果ADS系統(tǒng)發(fā)生誤動(dòng)作，怎認(rèn)為導(dǎo)致中破口事故發(fā)生，而對(duì)于未發(fā)生ADS系統(tǒng)誤動(dòng)作的火災(zāi)情境，假設(shè)導(dǎo)致喪失主給水事故發(fā)生，并根據(jù)其火源與設(shè)備、電纜的相對(duì)位置，確定其受到火災(zāi)影響的電廠運(yùn)行功能。各火災(zāi)情境引發(fā)的始發(fā)事件以及對(duì)核電廠安全系統(tǒng)的影響總結(jié)如表3所示。

表3 安全殼內(nèi)操作平臺(tái)火災(zāi)情境分析結(jié)果

3 安全殼內(nèi)操作平臺(tái)火災(zāi)條件概率風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)

通過(guò)確定火災(zāi)起火頻率及火災(zāi)對(duì)始發(fā)事件、系統(tǒng)設(shè)備影響后，根據(jù)功率運(yùn)行內(nèi)部事件一級(jí)PSA模型進(jìn)行CCDP假定。由一級(jí)PSA模型設(shè)定相應(yīng)的邊界條件，包含受影響的始發(fā)事件和系統(tǒng)，計(jì)算CDF即可得到火災(zāi)情境的CCDP，各個(gè)情境的邊界條件設(shè)置如表4所示。

表4 安全殼內(nèi)操作平臺(tái)火災(zāi)的邊界條件設(shè)置

表5 安全殼內(nèi)操作平臺(tái)火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)定量化結(jié)果

4 結(jié)論

本文基于定性、定量安全殼內(nèi)操作平臺(tái)火災(zāi)概率研究，為起火頻率、火災(zāi)情境及火災(zāi)風(fēng)險(xiǎn)定量化的確定提供了安全評(píng)價(jià)方法。

通過(guò)事件樹模型建立火災(zāi)事故序列，計(jì)算出各火災(zāi)情境起火頻率。通過(guò)火災(zāi)危害性分析，描述各火災(zāi)情境對(duì)核電廠始發(fā)事件和系統(tǒng)設(shè)備的影響。由核電廠內(nèi)部事件一級(jí)PSA模型，根據(jù)邊界條件設(shè)置，建立火災(zāi)PSA模型，定量計(jì)算得出B序列電源安全殼內(nèi)操作平臺(tái)火災(zāi)導(dǎo)致的堆芯損壞頻率為3.11×10-8/（堆·年），為概率安全分析在核安全研究中的應(yīng)用提供了數(shù)據(jù)支持。

［1］ 中國(guó)國(guó)家核安全局. 核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定：HAF102［Z］. 2004.

［2］ 喻新利，鄭向陽(yáng)，趙博. 核電廠內(nèi)部火災(zāi)概率安全評(píng)價(jià)現(xiàn)狀［J］. 核安全，2010，4（4）：29-43.

［3］ 胡小民，曹學(xué)武，傅先剛. 核電廠火災(zāi)概率安全評(píng)價(jià)方法研究［D］. 上海交通大學(xué)，2009.

［4］ EPRI. NUREG/CR-6850 EPRI/NRC-RES Fire PRA metho- dology for nuclear power facilities：NRC-RES. [R]. U.S. Nuclear Regulatory Commission and Electric Power Research Institute，2005.

［5］ 史強(qiáng)，陳海英，胡文超，等. 核電廠電氣設(shè)備間火災(zāi)概率安全分析研究［J］. 核科學(xué)與工程，2018，38（5）：860-863.

［6］ 胡小民. 核電廠起火頻率分析［J］. 核動(dòng)力工程，2010，31（2）：76-80.

［7］ Dandini. Circuit Analysis-Failure Mode and Likelihood Analysi：NUREG/CR-6834 [R]. U.S. NRC，2003.

［8］ EPRI. Fire-induced vulnerability evaluation（FIVE）：EPRI TR-100370 [R]. Electric Power Research Institute，1992.

Study on Fire Probability Security Analysis of Operating Platform Inside the Containment in Nuclear Power Plant

SHI Qiang，SHI Xingwei，JIA Bin，ZHANG Zeyu，WANG Xun*

（Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing，102488，China）

Operating platform inside the containment is one of the important contents of nuclear power plant fire risk assessment. In this paper, the risk analysis of fire between Operating platform inside the containment in typical NPPs is carried out. Based on the deductive analysis of the fire sequence of the containment platform in nuclear power plant, the probabilistic safety analysis model of the containment platform fire is established and evaluated quantitatively. The influence of three fire scenarios on the initial event and system equipment of nuclear power plant is analyzed. Risk quantification results show that the frequency of core damage caused by fires between Operating platform inside the containment is 3.11×10-8/(reactor·year).

Operating platform inside the containment; Fire risk assessment; Fire scene analysis; Core damage frequency

TL364

A

0258-0918（2022）06-1455-05

2020-09-04

史 強(qiáng)（1987—），男，河北滄州人，碩士研究生，高級(jí)工程師，現(xiàn)主要從事核電廠火災(zāi)數(shù)值模擬研究、火災(zāi)概率安全分析相關(guān)研究

王 遜，E-mail：wangxunmep@126.com