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(jì)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(jì)院，上海 200233）

內(nèi)部水淹是核電廠面臨的重要風(fēng)險(xiǎn)之一，對(duì)其定量化是識(shí)別核電廠水淹風(fēng)險(xiǎn)的有效手段，也是進(jìn)行內(nèi)部水淹概率安全評(píng)價(jià)的基礎(chǔ)。本文通過對(duì)國(guó)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(guó)某900MW核電廠重要廠用水系統(tǒng)內(nèi)部水淹事件，對(duì)國(guó)內(nèi)核電廠開展內(nèi)部水淹風(fēng)險(xiǎn)評(píng)估有重要參考價(jià)值。

內(nèi)部水淹；核電廠；概率安全評(píng)價(jià)；定量化

福島核事故的經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)告訴我們，水淹是核電廠面臨的重要風(fēng)險(xiǎn)源。核電廠水淹風(fēng)險(xiǎn)來源于外部和內(nèi)部?jī)蓚€(gè)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?yàn)?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(jì)基準(zhǔn)可以抵御絕大部分外部水淹風(fēng)險(xiǎn)，但超過其設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的水淹風(fēng)險(xiǎn)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(duì)于核電廠日常運(yùn)行來說，內(nèi)部水淹的風(fēng)險(xiǎn)更值得關(guān)注。內(nèi)部水淹對(duì)核電廠危害的機(jī)理主要體現(xiàn)在對(duì)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(huì)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(yàn)來看，內(nèi)部水淹可能由安全級(jí)和非安全級(jí)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(duì)國(guó)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(guó)某900MW核電廠重要廠用水系統(tǒng)內(nèi)部水淹事件風(fēng)險(xiǎn)。

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(duì)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(huì)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(guó)ASME標(biāo)準(zhǔn)能力能級(jí)Ⅱ和Ⅲ［1］以及國(guó)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(duì)水淹的緩解措施。從識(shí)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(duì)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(xiǎn)，并可以據(jù)此提出有針對(duì)性的風(fēng)險(xiǎn)見解和改進(jìn)建議。美國(guó)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(duì)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(zhǎng)度 （或每堆年每個(gè)）。

系統(tǒng)i的水淹源項(xiàng)——系統(tǒng)i在該特定水淹區(qū)域內(nèi)的管道長(zhǎng)度、焊縫數(shù)目或者管道節(jié)數(shù)?！八驮错?xiàng)”定義為在特定水淹區(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(dòng)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(xiàng)可用管道長(zhǎng)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(jì)來計(jì)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(jì)的方法來進(jìn)行計(jì)算。但對(duì)國(guó)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(jì)往往無法反映核電廠的實(shí)際情況，這時(shí)可采用適當(dāng)?shù)耐ㄓ脭?shù)據(jù)庫作為先驗(yàn)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(zhǎng)度進(jìn)行貝葉斯處理，就可以得到適合該核電廠的后驗(yàn)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(chǎng)巡訪統(tǒng)計(jì)得到各水淹區(qū)域內(nèi)管道長(zhǎng)度和管徑數(shù)據(jù)，計(jì)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(gè)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(guó)家實(shí)驗(yàn)室水淹數(shù)據(jù)報(bào)告

愛達(dá)華國(guó)家實(shí)驗(yàn)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(dòng)部件泄漏和破裂的頻率估值的數(shù)據(jù)報(bào)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(bào)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(duì)數(shù)正態(tài)分布均值和相應(yīng)的誤差因子）。對(duì)管道來說基準(zhǔn)頻率以 （英尺·小時(shí)）-1為單位，對(duì)無管道的非能動(dòng)部件以 （個(gè)·小時(shí)）-1為單位。該數(shù)據(jù)源主要為美國(guó)核能經(jīng)驗(yàn)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(yàn)數(shù)據(jù)［10］。

（2）美國(guó)電力研究院1991版水淹數(shù)據(jù)報(bào)告

美國(guó)電力研究院于1991年開發(fā)的數(shù)據(jù)報(bào)告主要考慮了四個(gè)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(guó)家實(shí)驗(yàn)室數(shù)據(jù)報(bào)告一致。該研究報(bào)告考慮了從1960年到1991年之間的美國(guó)運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的管道故障率［11］。

（3）美國(guó)電力研究院2006版水淹數(shù)據(jù)報(bào)告

美國(guó)電力研究院于2006年開發(fā)的水淹數(shù)據(jù)報(bào)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(gè)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(duì)管道故障率的影響。該研究報(bào)告統(tǒng)計(jì)了1970年到2004年之間的美國(guó)運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，且針對(duì)美國(guó)機(jī)械工程師學(xué)會(huì)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(guó)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(xiǎn)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(guó)水工研究所數(shù)據(jù)庫中的觀測(cè)數(shù)據(jù)較為吻合［13］。

1.3經(jīng)典估計(jì)方法和貝葉斯分析方法

經(jīng)典估計(jì)是根據(jù)采集得到的核電廠樣本數(shù)據(jù)直接計(jì)算可靠性參數(shù)，而貝葉斯估計(jì)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(yàn)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(yàn)數(shù)據(jù)。

1.3.1經(jīng)典估計(jì)方法

根據(jù)以往的經(jīng)驗(yàn)和國(guó)際上對(duì)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(duì)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(shí)間內(nèi)失效的次數(shù)。其公式為：

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

1.3.2貝葉斯估計(jì)

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(yàn)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(yàn)數(shù)據(jù)的密度函數(shù)

先驗(yàn)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(bào)告獲取。樣本數(shù)據(jù)可選用核電廠的統(tǒng)計(jì)數(shù)據(jù)，貝葉斯處理的難點(diǎn)在于后驗(yàn)分布的獲取。在貝葉斯處理中，存在一類Gamma先驗(yàn)分布，其先驗(yàn)分布與后驗(yàn)分布相同，在數(shù)學(xué)上處理起來就避免了后驗(yàn)分布難以獲取的問題。其基本原理如公式 （5）所示。

因此，對(duì)于先驗(yàn)分布為Gamma分布的，采用公式 （5）處理即可。一些先驗(yàn)數(shù)據(jù)服從對(duì)數(shù)正態(tài)分布這種情況，可先將對(duì)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(yàn)分布［14-16］。利用上述原理，國(guó)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(guó)內(nèi)某核電廠可靠性數(shù)據(jù)處理的軟件平臺(tái)［16］。

圖2　可靠性參數(shù)估計(jì)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(jì)還是貝葉斯估計(jì)對(duì)數(shù)據(jù)進(jìn)行處理，參考國(guó)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(duì)于失效次數(shù)大于5次的設(shè)備類，采用經(jīng)典估計(jì)方法進(jìn)行計(jì)算；

（2）對(duì)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(jì)；

（3）對(duì)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(guó)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(duì)案例核電廠所在基地4臺(tái)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(shí)間是：49.77堆年［18］，并對(duì)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(jì)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(zhǎng)度，統(tǒng)計(jì)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(duì)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(bào)告為先驗(yàn)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(duì)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(yàn)分布。

根據(jù)1.3.3節(jié)數(shù)據(jù)處理原則，對(duì)于水淹事件次數(shù)為0的仍采用通用數(shù)據(jù)；對(duì)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(jì)的計(jì)算作為對(duì)比組，計(jì)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(jì)三類數(shù)據(jù)的均值對(duì)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(jì)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(yàn)數(shù)據(jù)，而貝葉斯處理得到的后驗(yàn)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(xiǎn)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(xiǎn)水平，也能反映核電廠的特征，不會(huì)導(dǎo)致數(shù)據(jù)過大或過小。

（2）經(jīng)典估計(jì)5%和95%分位值有著量級(jí)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(jì)結(jié)果的不確定性較大。

（3）無論經(jīng)典估計(jì)還是貝葉斯處理，均需獲知核電廠具體管道的長(zhǎng)度、運(yùn)行的時(shí)間等數(shù)據(jù)，其結(jié)果的準(zhǔn)確性依賴于現(xiàn)場(chǎng)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(chǎng)調(diào)研和統(tǒng)計(jì)工作。

圖3　水淹事件三類數(shù)據(jù)對(duì)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(xiǎn)的量化結(jié)果。對(duì)國(guó)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(shí)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(guó)的，反映的是美國(guó)的工業(yè)水平。隨著我國(guó)核電廠陸續(xù)投入運(yùn)行，國(guó)內(nèi)可建立統(tǒng)一的水淹事件數(shù)據(jù)庫平臺(tái)，收集各核電廠水淹事件，形成適合國(guó)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(guó)家能源局.應(yīng)用于核電廠的概率安全評(píng)價(jià)第3部分水淹，NB/T20037.3［S］.北京：國(guó)家能源局，2012.

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［18］陽江核電有限公司.陽江核電廠5、6號(hào)機(jī)組初步設(shè)計(jì)階段內(nèi)部水淹概率安全評(píng)價(jià)報(bào)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(píng)價(jià)報(bào)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(xiàng)目編號(hào) 201309054

張佳佳 （1986—），男，河南洛陽人，高級(jí)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(píng)工作

倪曼，E-mail：xjunniman@chinansc.cn