史　強，石興偉，賈　斌，張澤宇，王　遜

核電廠安全殼內(nèi)操作平臺火災概率安全分析研究

史強，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)操作平臺是核電廠火災風險評價的重要內(nèi)容之一。本文對典型核電廠的安全殼內(nèi)操作平臺進行火災風險分析，使用事件樹方法演繹分析火災情境并確定火災情境的危害，通過對核電廠安全殼內(nèi)火災操作平臺火災序列演繹分析，建立安全殼操作平臺火災概率安全分析模型，進行定量化評估。研究分析3個火災情境對核電廠始發(fā)事件和系統(tǒng)設備的影響。風險定量化結果表明：安全殼內(nèi)操作平臺火災導致的堆芯損壞頻率為3.11×10-8/（堆·年）。

安全殼內(nèi)操作平臺；火災風險分析；火災情境；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免受火災危害是核電廠必須考慮的一個關鍵性安全問題。為提升我國核安全消防能力，執(zhí)行國務院常務會議精神，落實“國四條”相關要求，必須加強我國核安全消防水平，以適應不斷提高的核安全監(jiān)管要求，有效降低核電廠火災風險，確保核安全。

目前，核電由在建向運行轉(zhuǎn)變，火災對于核安全的威脅也越來越得到關注。國家核安全局為落實加強核電廠火災監(jiān)管要求，指導核電廠實施火災概率安全評價，進行定性、定量風險評估，使其具備所需的防火能力并提供必要的火災探測和滅火能力[1]。因此，有必要對核電廠進行概率安全分析研究。

安全殼內(nèi)操作平臺存在眾多電纜和電氣設備，反應堆等核電廠的核心區(qū)域，電纜鋪設密集，火災隱患大。操作平臺一旦發(fā)生火災，會使反應堆狀態(tài)后撤，對安全停堆產(chǎn)生影響，造成嚴重社會影響及經(jīng)濟損失。20世紀70年代，美國布朗斯福里核電廠，由于明火作業(yè)過程點燃封堵材料，致使發(fā)生特大火災事故，損失慘重?；馂挠善鸹瘘c蔓延至安全殼，導致操作平臺無法使用，冷卻系統(tǒng)及部分監(jiān)測系統(tǒng)能力喪失，危及核安全[2-4]?？梢?，安全殼內(nèi)操作平臺是核電廠火災風險主要來源之一。

國內(nèi)安全殼操作平臺火災評價主要基于ISO834火災標準升溫曲線，通過計算火災載荷密度進而評價防火屏障有效性。本文介紹了安全殼內(nèi)操作平臺火災概率安全評價的方法，通過對防火分區(qū)起火頻率、火災情境及火災風險定性及定量化研究，表明火災PSA分析方法對核安全監(jiān)管的支撐作用。

1 安全殼火災起火頻率分析

美國核管會（NRC）發(fā)布的《核動力設施火災概率風險評價方法》（NUREG/CR-6850）數(shù)據(jù)表明[5]，核電廠安全殼內(nèi)操作平臺點火源多為通用型，通過防火分區(qū)的可燃物篩選，安全殼內(nèi)操作平臺內(nèi)共有30個典型點火源，按照通用火源可以歸為6類[6]，歸類結果及其起火頻率如表1所示。

表1 安全殼內(nèi)操作平臺點火源及起火頻率

NUREG/CR6850報告中的《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，報告中指出火源類型與場所構成多種組合，每一個組合對應一個參考的通用起火頻率，條件假設如下。

（1）是相對于時間而言，起火頻率總是一個常數(shù)；

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

（3）是核電廠內(nèi)的同一類型設備的起火概率是相同的。

例如：對于電機，不論大小、運轉(zhuǎn)水平、工作環(huán)境等，都假設其起火頻率都是相同的。場所L內(nèi)防火分區(qū)J的起火頻率，是通過該防火分區(qū)內(nèi)所有點火源IS的起火頻率疊加得到。計算公式如下：

位置權重因子為共用設備的機組數(shù)目，對于單機組電廠，位置權重因子應為1.0。固定起火源都屬于可數(shù)物項，計算固定起火源的起火源權重因子時需要對每個火災隔間內(nèi)的固定起火源進行計數(shù)，某類固定起火源的起火源權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應的通用區(qū)域內(nèi)此類起火源的總數(shù)目。特別是對于電廠范圍的起火源，計算起火源權重因子時需要除以整個電廠內(nèi)該類起火源的總數(shù)目。對于安全殼內(nèi)操作平臺內(nèi)的30個點火源，分別統(tǒng)計該隔間的火源數(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)操作平臺危害性概率模型

2.1 安全殼內(nèi)操作平臺火災序列演繹分析

安全殼內(nèi)操作平臺包含核電廠的設備和電纜，主要能夠受到火災影響的包括：啟動給水系統(tǒng)、設備冷卻水系統(tǒng)、壓縮空氣系統(tǒng)、B和D序列電源電纜，另外，還可能導致1、2、3級ADS系統(tǒng)的誤動作[8]。

以某核電廠為例，對安全殼內(nèi)的防火分區(qū)添加能夠提前報警的極早期空氣取樣火災探測系統(tǒng)（以下簡稱VEWFDS），并根據(jù) VEWFDS 系統(tǒng)的報警信號，對相應的防火規(guī)程進行修正，考慮切斷ADS電源以防止ADS誤動作。VEWFDS是一種可提前1 h乃至數(shù)天就探測出火災跡象并發(fā)出警報的火災探測系統(tǒng)，可為操作員響應提供充裕時間，目前已廣泛應用在核電廠設計中，并被證明能夠有效探測起于電氣柜、低壓電氣線路（如電纜敷設路徑、接線盒、終端柜）的初始階段火災。

除此之外考慮VEWFDS報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。假設VEWFDS系統(tǒng)能夠提前1 h發(fā)出警報，在此期間操作員未能切斷ADS電源的概率設置為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?；馂挠锌赡軐е翨和D序列、主給水系統(tǒng)以及啟動給水系統(tǒng)喪失。運行平臺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，火災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對B和D序列電纜的影響。安全殼火災系列描述如圖1所示。

圖1 安全殼內(nèi)操作平臺火災序列分析圖

表2 安全殼內(nèi)操作平臺火災序列分析表

2.2 安全殼內(nèi)操作平臺火災情境危害性分析

根據(jù)安全殼內(nèi)操作平臺火災對電廠系統(tǒng)和運行的影響，將情境分析得到的6個火災序列歸納為3個火災情境。不同的事故情境可能會導致喪失主給水和中破口始發(fā)事件。

如果ADS系統(tǒng)發(fā)生誤動作，怎認為導致中破口事故發(fā)生，而對于未發(fā)生ADS系統(tǒng)誤動作的火災情境，假設導致喪失主給水事故發(fā)生，并根據(jù)其火源與設備、電纜的相對位置，確定其受到火災影響的電廠運行功能。各火災情境引發(fā)的始發(fā)事件以及對核電廠安全系統(tǒng)的影響總結如表3所示。

表3 安全殼內(nèi)操作平臺火災情境分析結果

3 安全殼內(nèi)操作平臺火災條件概率風險評價

通過確定火災起火頻率及火災對始發(fā)事件、系統(tǒng)設備影響后，根據(jù)功率運行內(nèi)部事件一級PSA模型進行CCDP假定。由一級PSA模型設定相應的邊界條件，包含受影響的始發(fā)事件和系統(tǒng)，計算CDF即可得到火災情境的CCDP，各個情境的邊界條件設置如表4所示。

表4 安全殼內(nèi)操作平臺火災的邊界條件設置

表5 安全殼內(nèi)操作平臺火災風險定量化結果

4 結論

本文基于定性、定量安全殼內(nèi)操作平臺火災概率研究，為起火頻率、火災情境及火災風險定量化的確定提供了安全評價方法。

通過事件樹模型建立火災事故序列，計算出各火災情境起火頻率。通過火災危害性分析，描述各火災情境對核電廠始發(fā)事件和系統(tǒng)設備的影響。由核電廠內(nèi)部事件一級PSA模型，根據(jù)邊界條件設置，建立火災PSA模型，定量計算得出B序列電源安全殼內(nèi)操作平臺火災導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用提供了數(shù)據(jù)支持。

［1］ 中國國家核安全局. 核動力廠設計安全規(guī)定：HAF102［Z］. 2004.

［2］ 喻新利，鄭向陽，趙博. 核電廠內(nèi)部火災概率安全評價現(xiàn)狀［J］. 核安全，2010，4（4）：29-43.

［3］ 胡小民，曹學武，傅先剛. 核電廠火災概率安全評價方法研究［D］. 上海交通大學，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，陳海英，胡文超，等. 核電廠電氣設備間火災概率安全分析研究［J］. 核科學與工程，2018，38（5）：860-863.

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

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［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（1987—），男，河北滄州人，碩士研究生，高級工程師，現(xiàn)主要從事核電廠火災數(shù)值模擬研究、火災概率安全分析相關研究

王 遜，E-mail：wangxunmep@126.com