核电厂地震PSA方法研究探讨＊

付陟玮 陈 妍 张东辉 张春明 左嘉旭 宋 维

1）环境保护部核与辐射安全中心，北京100082

2）中国原子能科学研究院，北京102413

（作者电子信箱，付陟玮：fuzhiwei＠chinansc.cn）

引言

近年来地震频发，从中国地震台网的统计来看，自从19世纪70年代以来，全球发生8.0级以上地震共43次，进入21世纪以来的12年期间更有22次发生，每年均有发生。尤其是2011年3月11日发生的东日本大地震及其引起的海啸，造成了福岛第一核电站严重的核泄漏事故。外部灾害对核电厂的影响也引起更多的关注并被再次评价。

目前核电厂的设计都能经得起保守选择的地震（安全停堆地震，Safe Shutdown Earthquake，SSE），而且还有较大的裕量存在于设计、分析、量化和建造等不同的阶段。然而，尽管可能性很小，还是有可能发生更大的地震，如2011年的东日本大地震。地震PSA 的主要目的在于：①识别由地震导致的最可能的事故序列；②开展事故行为的评价；③认识由地震导致的堆芯损坏的全部可能性；④识别主要的地震风险贡献者；⑤识别对电厂风险有重要贡献的峰值地面加速度（Peak Ground Acceleration，PGA）范围，有助于判断地震裕量；⑥比较地震风险和来自其他事件的风险，建立电厂改进项的优先顺序。

地震PSA 的发展离不开PSA 技术的发展，进行地震PSA 分析时，重要的一个环节就是利用现有PSA 结果找出地震情况下能够停堆且能把反应堆维持在安全停堆状态的最小割集。进行地震PSA 分析时，还有3个重要的环节就是地震危险性分析、地震易损性分析以及系统分析和量化。除了这几个要素之外，执行地震PSA 时需要现场走访、设备筛选、同行审查等工作。本文将在研究国外（尤其是美国）地震PSA 方法的基础上，概括介绍地震PSA 的发展及应用状况，给出地震PSA 的关键要素以及相关的研究方法，并对地震PSA 的任务进行研究，最后结合我国目前的状况，对我国地震PSA 的发展提出应用见解。

1 地震PSA 的发展历史及应用现状

地震PSA 方法在19世纪70年代中期开始用来补充确定论的执照申请和核电厂的设计。1975年美国核管会（Nuclear Regulatory Commission，NRC）出版的WASH1400［1］研究报告中，通用厂址由地震导致的堆芯损坏的年频率为5×10－7，结论是地震事件不是核电厂风险的主要贡献者。19世纪70年代后期，对Oyster Creek核电站1号机组，应用厂址灾害曲线和电厂级易损性曲线相结合的方法，进行了SPSA 分析，为目前核电厂的SPSA 的实施奠定了基础。1981年Zion电厂向NRC提交了SPSA 报告，这是第一次完整的商用核电站的SPSA 研究报告。同时出版了第一篇关于SPSA 的细节的技术（也叫Zion方法）报告［2］，Zion方法随后用于Oyster Creek 核电站和Zion 核电站的SPSA 中。与此同时，NRC 提出了地震安全裕 量 研 究 程 序［3］（Seismic Safety Margin Research Program，SSMRP），SSMRP方法用拉丁超立方仿真程序处理SPSA 中的响应细节，在1990年出版的NUREG－1150［4］报告中，应用了简化的SSMRP程序。

1983年工业界出版了PRA（Probability Risk Assessment，概率风险评价，意同PSA）程序导则［5］，里面包含了实施地震PSA 的方法和数据来源。1985年NRC 发布了《严重事故导则》［6］，要求美国所有的商用核电厂进行严重事故的PSA 分析。NRC 也致力于SPSA 的方法研究和地震裕量的程序开发，以把易损性和SPSA 的概念与简化确定论的筛选评价程序衔接起来。1986 年，Prassinos等出版了执行核电站地震裕量审查的试用导则［7］，并推荐给NRC。1988年，美国电力研究院（Electric Power Research Institute，EPRI）开发了确定论的地震裕量评价方法［8］，作为NRC 地震裕量程序的一个选择，1989 年在Catawba压水堆电厂试用，1991年在Hatch沸水堆核电厂试用。

1988 年太平洋燃气电力公司（Pacific Gas and Electric Co.，PG＆E）向NRC 提交了Diablo Canyon 核电站详细的SPSA 报告［9］。这是PG＆E 长期地震程序的一部分，长期地震程序是核电站运行执照申请的条件之一。该报告是目前实施的最详细的SPSA报告。

1988年NRC向核电站营运者发布了作为《严重事故导则》一部分的GL88－20［10］，要求实施内部始发事件的单个电厂检查（Individual Plant Examination，IPE）。1991 年，NRC发布了GL88－20 的附件4［11］，要求针对特定电厂外部事件引起的严重事故弱项实施单个电厂外部事件检查（Individual Plant External Event Examination，IPEEE），同时NRC也发布了IPEEE 的流程和提交导则［12］。NRC和EPRI在2000年都发布了从IPEEE程序获得的结果和见解［13－14］。

2000年工业界和监管部门在电厂的执照申请、运行和修改中开始使用风险指引型决策［15－16］。为了向风险指引型靠拢，2003年工业界出版了美国国家标准《外部事件PRA方法标准》［17］，为地震PRA 提出了高水平的和特定的技术要求。

EPRI在1991 年再版了地震裕量评价方法［17］，1994年出版了地震易损性分析方法［18］，2002 年 出 版 了 地 震 易 损 性 应 用 导则［19］，2003 年 出 版 了 地 震PSA 实 施 导则［20］，这些文件也是本文研究的重点。

国际原子能机构（International Atomic Energy Agency，IAEA）在1993年发布了技术文件《地震事件的PSA》［21］，2003年发布了技术文件《核设施的抗震经验和间接抗震鉴定方法》［22］。

我国目前核电厂尚未实施地震PSA，业界正在讨论编写与地震PSA 相关的导则和标准。

2 地震PSA 方法

美国核电厂使用的地震PSA 方法，主要有NRC推荐的方法和EPRI提供的方法，这两种方法的基本思路是一致的，都包括主要地震危险性分析、地震易损性分析、系统/事故序列分析和风险量化4 个关键要素［5，20］和一系列的相关任务，如现场走访和筛选等任务。只是在对4个基本要素分析和计算时使用的参数和方法稍有不同。本文主要针对EPRI提供的方法进行研究。

2.1 地震PSA的关键要素

地震PSA 中4个要素的主要作用可以总结为：地震危险性分析用来确定厂址不同水平的地震地面运动（如，峰值地面加速度PGA）的发生频率；地震易损性分析是估计那些重要结构和设备的条件失效概率，这些设备的失效将导致电厂不可接受的损坏（如，堆芯损坏），实施该任务时，电厂走访是重要的行动；系统/事故序列分析是模化结构和设备的失效组合，这些组合将引起和传递地震堆芯损坏序列；风险量化是结合地震危险性、地震易损性和系统分析的结果，估计堆芯损坏频率和电厂损坏状况，进一步评价地震事件对安全壳的影响和后果分析，并结合前面堆芯损坏分析的结果，以对公众健康的影响的方式估计地震风险（如，早期死亡和晚期癌症死亡）。SPSA 方法的关键要素之间的关系见图1［20］。

在地震PSA 中，系统/事故序列分析和风险量化的方法与内部事件PSA 的方法基本一致，本文不再介绍，重点介绍地震危险性分析方法和地震易损性分析方法。

图1 地震PSA要素之间的关系图

2.1.1 地震危险性分析方法

要对某一厂址的给定设施进行地震PSA，最基本的前提是要得到厂址相关的地震危险性曲线，地震危险性分析的目的正是得到地震危险性曲线。地震危险性曲线是指选定不同地震动参数（如，加速度、速度等）下的年超越频率。危险性曲线通常由概率地震危险性分析（Probabilistic Seismic Hazard Analysis，PSHA）方法［24］得到。地震危险性分析共包括4个步骤：震源特征和评价、地震的再现、地面运动衰减关系和危险性曲线，4个步骤之间的关系如图2所示［5］。EPRI文件［24］有详细的方法介绍。付陟玮等［25］对地震危险性分析方法进行了进一步的讨论。

图2 地震危险性分析步骤

2.1.2 地震易损性分析方法

设备的地震易损性是为确定的失效模式下给定的加速度（峰值地面加速度PGA 或不同频率下的谱加速度Sa）下的条件失效概率［20］。在进行分析之前，首先要确定失效模式，EPRI的地震易损性方法［19］、抗震鉴定工 作 组（Seismic Qualification Utility Group，SQUG）核电厂设备抗震总的实施程序［26］以及NRC 的PRA 实 施 导 则［19，27］都 提 供 了 相关的确定方法。设备易损性评价的目的就是要给出设备在特定失效模式下的中值抗震能力、随机性和不确定性分布以及设备的高可信度低失效概率（High Confidence Low Probability Failure，HCLPF）能力。

因此，对不同的失效模式和设定的参数值，可以得到不同的易损性曲线［2］。考虑到不确定性，设备易损性使用一组曲线来表述。在任何加速度下，设备易损性在0和1之间变化，这种变化可以用主观的概率分布表示。在这些分布中，可以找到一个易损性值（如，0.01）相应于累积的主观概率分布为5%，就是说我们有5%的可信度认为失效概率低于0.01。同样，我们可以找到一个具有95%可信度的值。这种情况我们可以不用参考任何的概率模型。这样，就可以画出95%和5%的中值可信度曲线。在高可信度曲线上，可以找到5%的易损性值的位置，曲线上相应的加速度值叫做设备的HCLPF 能力［18］。在以单个电厂外部事件检查中，地震PSA 的计算中，通常使用易损性均值曲线［19］。对一个特定的失效模式，结构和设备的易损性曲线组可以用中值地面加速度能力Am和两个随机变量来表示，如公式（1）［19－20］：

eR和eU是两个中值为1的随机变量，分别代表中值的固有随机性和不确定性。假设eR和eU都分别服从对数正态标准分布，中值均为1，标准差分别为βR和βU，那么根据公式（1）以及对数正态分布的假设，很容易绘制出带有不确定性的易损性曲线。

给定失效模式和地面加速度能力a（仅指随机性变化βR）参数，那么在给定的PGA水平下，设备的条件失效概率fo可以表示为：

Φ［·］指标准高斯累计分布。图3［20］中，给出Am＝0.87g，βR＝0.25时，fo和a之间的关系，也就是设备的中值易损性曲线。对于从5%到95%的中值条件失效概率（平均值－1.65和＋1.65的对数标准偏离），地面加速度能力范围从Ame－1.65βR 到Ame＋1.65βR，也就是从0.58 g 到1.31 g，如图3所示。

当包含不确定性βU时，易损性变成了不确定的随机变量。给定加速度，易损性f可以用主观概率密度函数表示，非超越易损度f′的主观概率Q（也叫可信度）和f′的关系可用公式（3）表示［19］：

图3 设备中值、平均值和5%、95%非超越易损性曲线

其中，Q＝P［f＜f′｜a］，表示在给定加速度a时，f小于f′的条件失效概率，Φ－1［·］为标准高斯累积分布的逆。图3给出了95%，5%可信度下的易损性曲线，其中虚线为均值曲线。均值曲线的不确定性βC可以用公式（4）表示：

2.2 地震PSA 的任务

地震PSA 除上述4 个关键要素之外，还有其他的工作要做，总结起来，地震PAS的任务可以分为17个，任务名称及任务的逻辑顺序如图4所示［21］。这里需要特别说明的是，在地震PSA 任务中的电厂走访和继电器震颤评价工作，这两项任务也是地震PSA 和内部事件PSA 相比，需要特别关注的工作。EPRI的地震裕量评价方法［18］中提供了详细的电厂走访程序，对继电器的评价，EPRI 的继电器刚度［28］给出了评价方法。

3 探讨与结论

地震PSA 技术的发展和内部事件PSA的发展同步，各个要素的分析方法已经成熟，美国的多个核电厂都已进行地震PSA分析。由于多方面的原因，目前我国的核电厂还没有实施地震PSA，但是2011年的东日本大地震之后，核电厂和核安全监管部门对地震事件更加重视，有的核电厂进行了地震裕量分析，也有的电厂尝试做地震PSA。由于地震PSA 技术在美国已经比较成熟［29］，又有较多的核电厂实施经验，我国在开展地震PSA 工作时，可以在以下几个方面参考和借鉴国外的经验。

（1）地震危险性分析。我国在厂址调查时，对地震事件通常使用确定论方法和概率论方法，其中的概率论方法得到的危险性曲线，在修正之后可以用来作为地震PSA 的输入。

图4 地震PSA任务流程图

（2）地震易损性分析。地震易损性分析包括结构易损性分析和设备易损性分析，EPRI提供了成熟的方法［19］，在进行易损性研究时，可以直接借鉴该方法。对易损性分析使用的通用数据也可以在EPRI和NRC的相关文件［27，30］中找到。

（3）继电器震颤评价。继电器的震颤是地震事件导致的特有现象，是地震PSA 工作的重要内容之一。在评价中可以借鉴EPRI的相关文件［28］。

（4）现场走访。EPRI－6041［18］提供了详细的走访方法，包括审查小组的组建、走访前的准备、走访中关注的细节和走访的记录表格，这些都可以直接借鉴。

（5）数据收集和积累。地震PSA 的实施需要的数据包括经验数据、测试数据和分析数据。EPRI和NRC 的相关文件［4，19，26－28，30］中有相关的经验数据和测试数据，我国开展地震PSA 时可以借鉴使用，针对特定电厂的数据还需进一步的试验和分析。在开展地震PSA 工作时，应关注数据的收集和积累，建立相关的数据库。

［1］USNRC.Reactor Safety Study.WASH 1400，NUREG－73/041，1975

［2］Zion.Zion Probabilistic Safety Study.Prepared by Pickard，Lowe and Garrick，Inc.for Commonwealth Edison Company，1981

［3］USNRC.Seismic Safety Margins Research Program，Phase I Final Report，SMACS－Seismic Methodology Analysis Chain with Statistics（Project VIII）.NUREG/CR－2015，Vol.1－9，1981

［4］USNRC.Severe Accident Risk，An Assessment of Five US Nuclear Power Plants.NUREG－1150，Vol.1－2，1990

［5］ANS－IEEE.PRA Procedures Guide：A Guide to the Performance of Probabilistic Risk Assessments for Nuclear Power Plants.NUREG/CR－2300，1983

［6］USNRC.Policy Statement on Severe Accidents.Federal Register，Vol.50，32138，1985

［7］Prassinos P G，Ravindra M K，Savy J D.Recommendations to the Nuclear Regulatory Commission on Trial Guidelines for Seismic Margin Reviews of Nuclear Power Plants.Lawrence Livermore National Laboratory，NUREG/CR－4482，1986

［8］EPRI.A Methodology for Assessment of Nuclear Power Plant Seismic Margin.EPRI NP－6041，EPRI，Palo Alto，California，1988

［9］PG＆E.Final Report of the Diablo Canyon Long Term Seismic Program.Pacific Gas and Electric Company，Docket 50－275and 50－323，1988

［10］USNRC.Individual Plant Examination for Severe Accident Vulnerabilities－10CFR50.54f.USNRC Generic Letter 88－20，1988

［11］USNRC.Individual Plant Examination of External Events（IPEEE）for Severe Accident Vulnerabilities－10CFR 50.54（f）（Generic Letter No.88－20，Supplement 4），1991

［12］USNRC.Procedural and Submittal Guidance for the Individual Plant Examination of External Events（IPEEE）for Severe Accident Vulnerabilities.NUREG－1407，1991

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［14］EPRI.Individual Plant Examination for External Events（IPEEE）Seismic Insights.EPRI TR－112932，Revision，EPRI，Palo Alto，California，2000

［15］USNRC.Risk－Informed Regulation Implementation Plan.2000

［16］EPRI.Planning for Risk－Informed Seismic Regulations.EPRI 1000896，EPRI，Palo Alto，California，2000

［17］ANS.American National Standard：External Events PRA Methodology.ANSI/ANS 58.21，2003

［18］EPRI.A Methodology for Assessment of Nuclear Power Plant Seismic Margin.EPRI NP－6041SL，Revision 1，EPRI，Palo Alto，California，1991

［19］EPRI.Methodology for Developing Seismic Fragilities.EPRI TR－103959，EPRI，Palo Alto，California，1994

［20］EPRI.Seismic Fragility Application Guide.EPRI 1002988，EPRI，Palo Alto，California，2002

［21］EPRI.Seismic Probabilistic Risk Assessment Implementation Guide.EPRI 1002989，EPRI，Palo Alto，California，2003

［22］IAEA.Probabilistic Safety Assessment for Seismic Events.IAEA－TECDOC－724，1993

［23］IAEA.Earthquake Experience and Seismic Qualification by Indirect Methods in Nuclear Installations.IAEA－TECDOC－1333，2003

［24］EPRI.Probabilistic Hazard Evaluation at Nuclear Plant Sites in the Central and Eastern United States，Resolution of the Charleston Issue.EPRI NP－6395－D，EPRI，Palo Alto，California，April，1989

［25］付陟玮，陈妍，张春明.地震危险性方法探讨.中国科技信息，2012（18）：34－35

［26］SQUG.Generic Implementation Procedure（GIP）for Seismic Verification of Nuclear Plant Equipment.Revision 2，Corrected，Seismic Qualification Utility Group，1991

［27］USNRC.Evaluation of JNES Equipment Fragility Tests for Use in Seismic Probabilistic Risk Assessments for U.S.Nuclear Power Plants.NUREG/CR－7040，2011

［28］EPRI.Seismic Ruggedness of Relays.EPRI NP－7147，EPRI，Palo Alto，California，1991

［29］NEA.State－of－the－Art Report on the Current Status of Methodologies for Seismic PSA.NEA/CSNI（97）22，Committee on the Safety of Nuclear Installations，OECD Nuclear Energy Agency，1998

［30］SQUG.Procedure for Gathering and Validating Earthquake Experience Data.Revision 3，Seismic Qualification Utility Group，2001