楊智　郗海英　楊鵬程

摘? ?要：利用概率安全分析（PSA）技術來支持核電廠的日常風險管理及安全決策，已成為目前國際上的主流分析方法。本文應用風險指引性技術，對核電廠某維修工作開展的風險進行定性、定量分析，評估開展此工作對核電廠安全的影響，為核電廠決策提供技術支持。

關鍵詞：維修? 風險指引型應用? 概率安全分析（PSA）

中圖分類號：TM623? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? 文獻標識碼：A? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? 文章編號：1674-098X（2019）06（c）-0021-04

Abstract： The use of probabilistic safety analysis technology to support the daily risk management and safety decision-making of nuclear power plant has become the international main stream analysis method. This paper applies risk-informed technology to qualitatively and quantitatively analyze the adjustment plan of a nuclear power plant's maintenance strategy， evaluate the impact of this work on the safety of nuclear power plants， and provide support for nuclear power plant decision-making.

Key Words：Probabilistic safety analysis（PSA）;Risk-Informed（RI）;Maintenance

2010年2月，國家核安全局頒布了關于在核安全領域中加強PSA應用的技術政策聲明[1]，闡述了國家核安全局將在核安全領域中積極應用概率安全分析技術的政策。

在該技術政策中國家核安全局認為：近年來，概率安全分析技術已取得重大進展，在主要核電國家，概率安全分析技術已不僅僅停留于核設施安全水平的評估，而且對于進一步深入認識核安全問題，乃至對核安全要求的確定都在產(chǎn)生著深遠的影響;在國內，概率安全分析技術經(jīng)過20多年的發(fā)展，已具備了較好的技術基礎，因此，國家核安全局希望積極地、有步驟地推動概率安全分析技術在國內核安全領域中更深層次的應用，為優(yōu)化資源配置、提高核安全監(jiān)督活動效率和提升核安全水平提供技術基礎。

隨著核電廠的模型范圍越來越完善和模型的應用能力越來強，風險指引型技術在核電廠工程改造、事件評價、維修工作安排等領域已經(jīng)得到了廣泛的應用，從安全上和電廠經(jīng)濟上都獲得收益。本文以國內某電廠附加柴油發(fā)電機組預防性維修超過運行技術規(guī)范時間要求的事件為例，進行概率安全分析（PSA），以確定此項維修工作開展的可行性。

1? 背景

某電廠計劃對附加柴油發(fā)電機組（0LHS）進行預防性檢修，預期工期超過30d。根據(jù)運行技術規(guī)范GEN8的要求，0LHS允許不可用時間為1個月。如果檢修實施，將不滿足運行技術規(guī)范要求。因此，需要針對此種情況進行評價，以確定0LHS退出運行60d所引入的風險是否可以接受。

2? 涉及設備的功能

核電廠每臺機組各有兩臺應急柴油發(fā)電機組（EDG），在喪失廠外電（LOOP）的情況下，應急柴油機向應急母線供電，以確保安全相關系統(tǒng)和設備能夠正常運行。為加強應對全廠斷電事故（SBO），核電廠單獨增設一臺柴油發(fā)電機組（稱為廠址附加柴油發(fā)電機組，編碼為0LHS）。廠址附加柴油發(fā)電機組作為附加電源，其中的柴油發(fā)電機組和它的輔助設備是通過1E級質量鑒定，抗SSE地震，但該核電廠0LHS廠房不是按抗SSE地震設計建造。

作為核電廠的附加電源。其主要功能有兩個方面：

（1）當某臺機組喪失全部交流電源時，通過廠址附加柴油發(fā)電機機組恢復供電;

（2）正常運行工況下，當有一臺應急柴油機退出運行后，可以用0LHS替代退出的應急柴油機，以保持每臺機組仍然有兩臺柴油機可用。

附加柴油發(fā)電機組平時處于冷備用狀態(tài)，沒有任何信號可使其自動啟動。當需要其替代機組應急柴油發(fā)電機組時，需先將附加柴油發(fā)電機組和被替代的機組應急柴油發(fā)電機組都徹底停運隔離，然后進行相關高壓電氣開關切換，使附加柴油發(fā)電機組連接至相應的機組應急母線，最后切換低壓控制電源的接線，使傳送至被替代機組應急柴油發(fā)電機組的所有控制信號轉傳送至附加柴油發(fā)電機組，完成附加柴油發(fā)電機組對機組應急柴油發(fā)電機組的替代。附加柴油發(fā)電機組和機組應急柴油發(fā)電機組分別布置在不同的廠房中，在替代操作的過程中需到相應廠房進行電氣開關操作，且需在兩個廠房間傳遞電氣閉鎖鑰匙，耗時較長。

3? 分析方法

風險指引型（Risk Informed）方法，是在傳統(tǒng)工程分析（確定論分析、工程判斷等）的基礎上補充概率安全評價的分析結果所形成的一種涵蓋風險信息的分析、決策與管理的方法。分析流程如圖1所示。

4? 技術規(guī)范要求

根據(jù)該核電廠運行技術規(guī)范，0LHS的可用性必須在一個月內恢復。

5? 確定論分析

確定論分析主要是從法規(guī)和規(guī)范的要求、縱深防御、安全裕量等方面對此工作安排進行分析，以證明實施此項維修后仍然滿足要求。

（1）我國現(xiàn)有法規(guī)和導則中提及核電廠運行要求的法規(guī)有HAF102（《核動力廠設計安全規(guī)定》）[2]和HAF103（《核動力廠運行安全規(guī)定》）[3]，導則有HAD102/17（《核動力廠安全評價與驗證》）[4]、HAD103/01（《核動力廠運行限值和條件及運行規(guī)程》）[5]和HAD103/06（《核動力廠營運單位的組織和安全運行管理》）[6]。

經(jīng)過分析，本次維修工作滿足相關法規(guī)和導則中的要求。此外，國家核安全局于2010年2月頒布了關于在核安全領域中加強PSA應用的技術政策聲明，在政策聲明中對如何開展PSA應用也提出了相應的建議和要求，本次變更也遵守了該政策聲明的各項建議和要求。

（2）實施0LHS維修沒有明顯改變當前縱深防御體系。

（3）實施0LHS維修滿足事故分析的要求，沒有改變在許可證基準中所包含的相對于可接受準則的安全分析裕量。

6? 概率安全評價

6.1 定性分析

定性分析是基于變更對核電廠PSA模型要素的影響角度進行分析，包括始發(fā)事件、緩解系統(tǒng)/功能、人員響應、共因失效等多個方面。0LHS預防性檢修對PSA相關要素的影響分析見表1。根據(jù)表1結果可知，0LHS退出運行使得SBO事故下電源恢復手段減少，會影響應對SBO事故的能力，而且主要影響內部事件范圍的SBO緩解。

6.2 定量風險評價

定量風險評價需按照圖2所示流程開展。

6.2.1 模型

根據(jù)上述分析，定量分析主要分析內部事件。因此分析中使用該核電廠最新內部事件、功率和停堆工況一、二級PSA模型。在核電廠PSA模型中，0LHS是以電源恢復功能進行考慮，包括兩部分：0LHS接入應急母線和0LHS啟動/運行。

6.2.2 評價準則

（1）配置風險控制。

配置風險控制的原理見圖3，即就是控制設備退出期間所引入的風險增加小于某一個限值時，認為由于設備退出運行所引入的風險增加是可接受的。配置風險控制限值可參考NNSA-0148[8]和NUMARC-9301[9]，ICCDP和ICLERP限值分別設定為1.0E-06和1.0E-07，但是此限值針對的是內、外部事件。

0LHS退出預防性檢修不會影響火災、地震的始發(fā)事件頻率，僅對外部事件導致始發(fā)事件（LOOP）后的事故緩解有影響，而且此影響已經(jīng)在內部事件模型中考慮。此外，0LHS退出進行檢修是一個臨時配置狀態(tài)，不是永久性活動。因此，此次分析的配置風險控制限值：ICCDP和ICLERP限值分別設定為1.0E-06和1.0E-07。

其中：

ICCDP=（CDF1-CDF0）×△T

CDF0：機組處于基準配置下的堆芯損壞頻率;

CDF1：相關設備不可用時的堆芯損壞頻率;

△T：設備不可用的持續(xù)時間。

限值：1.00E-06。

ICLERP=（LERF1-LERF0）×△T

LERF0：機組處于基準配置下的早期放射性大量釋放頻率;

LERF1：相關設備不可用時的早期放射性大量釋放頻率;

△T：設備不可用的持續(xù)時間。

限值：1.00E-07。

（2）平均風險增量控制。

平均風險增量控制原則見圖4，控制原理圖參考NNSA-0147[7]。如果設備退出時間增長，必然導致平均不可用度增加，進而會影響機組的平均風險水平?；谀壳昂穗姀S基準CDF和LERF值，CDF和LERF的平均風險增量限值分別設定為1.0E-6/堆年和1.0E-07/堆年。需要說明的是，平均風險控制一般是針對核電廠設計基準永久性變更的風險控制，而此次0LHS預防性檢修是一個臨時性的工作安排。

6.2.3 風險可接受準則驗證

下面對0LHS退出運行60d時的配置風險控制和平均風險增量進行定量驗證。

（1）配置風險增量驗證。

0LHS檢修計劃實施的時間范圍內，該電廠各機組處于功率運行工況，且在0LHS檢修期間，相關監(jiān)督試驗按期執(zhí)行，因此會存在不可用組態(tài)疊加的情況。

根據(jù)以上信息，可知0LHS檢修是在確定的機組配置狀態(tài)下進行的。因此，在定量評價時可以使用零維修模型，即把PSA模型中所有的維修不可用設置為“FALSE”。0LHS退出運行對應的模型狀態(tài)就是把相關的題頭事件設置為“TRUE”。定量評價結果見表2。

此外，在0LHS停運檢修的60d里，機組監(jiān)督試驗仍按計劃正常執(zhí)行，故存在不可用組態(tài)疊加的情況。通過對核電廠監(jiān)督試驗執(zhí)行情況進行梳理，整理出對核電廠風險有較大影響的試驗清單，見表3。由于停堆下0LHS不可用的△CDF約為0，故停堆工況下考慮0LHS可用與否對風險影響很小可忽略，本處僅針對功率工況進行分析。

從表2、表3的評價結果可以看出，即使將0LHS停運檢修60d并且考慮試驗不可用疊加的情況后，其導致機組的風險增量遠小于1.0E-06。

（2）平均風險增量驗證。

實施0LHS停運檢修，必將會增加0LHS的維修不可用度。0LHS停運60d的評價過程如下，具體定量結果見表4。

PSA模型中，功率運行模式下0LHS不可用度從1.00E-02變更為2.10E-01。

6.2.4 二級PSA分析

對于風險評價，二級PSA主要分析對于LERF的影響。根據(jù)分析，0LHS不可用不會直接導致安全殼旁通，且LOOP相關的序列導致的LERF與CDF之比小于10%。故LERF的計算結果不影響CDF分析所得出的結論，0LHS不可用導致的風險增加仍小于限值。

7? 結語

根據(jù)定性和定量分析，0LHS停運檢修60d雖不滿足技術規(guī)范要求，但是不可用所引入機組風險增加較小，滿足風險指引型決策中關于“保證風險增加量很小”這一原則要求。

本文結合某核電廠實際開展的預防性維修工作，梳理了基于風險指引型技術的核電廠維修工作評價方法和流程，從確定論安全分析和概率安全分析兩個角度進行分析，得到此工作開展的風險是否可以接受，為核電廠的綜合決策提供了支持。

參考文獻

[1] 國家核安全局.技術政策：概率安全與可靠性技術在核安全領域的應用[R].2010.

[2] 國家核安全局.核安全法規(guī).HAF102，核動力廠設計安全規(guī)定[R].2016.

[3] 國家核安全局，核安全法規(guī).HAF103，核動力廠運行安全規(guī)定[R].2004.

[4] 國家核安全局.核安全管理導則.HAD102/17.核動力廠安全評價與驗證[R].2006.

[5] 國家核安全局.核安全管理導則.HAD103/01.核電廠運行限值和條件[R].2004.

[6] 國家核安全局.核安全管理導則.HAD103/06.核電廠安全運行管理[R].2006.

[7] 國家核安全局.核安全譯文. NNSA-0147.概率風險評價用于特定電廠許可證基礎變更的風險指引決策方法[R].2011.

[8] 國家核安全局.核安全譯文.NNSA-0148.特定電廠風險指引決策方法：技術規(guī)格書[R].2011.

[9] Nuclear energy institute numarc industry guideline for monitoring the effectiveness of maintenance at? nuclear power plants： NUMARC 93-01[R]. Rev. 4c. 2015.