核电厂风险指引型管道在役检查应用研究

郗海英，王 琪，范岩成

（1.苏州热工研究院有限公司电站运行技术研究中心，江苏 苏州215004；2.大亚湾核电运营管理有限责任公司 技术部，广东 深圳518124）

在核电厂的运行寿期内，设备、部件会受到应力、温度、辐照、腐蚀、振动等多种因素的影响，易发生老化、脆化、疲劳，使其材料性能下降，进而形成裂纹而影响部件的正常运行，最终影响电厂的安全性。这些后果又与电厂的运行时间直接相关，并且难以做出预测。为了及时掌握设备部件的性能状态，安全监管部门要求核电厂必须制定并实施在役检查（ISI）大纲，从管理上保证在核电厂运行寿期内对其系统与部件进行定期检查，找出其可能受到的损伤及缺陷，以判断是否可继续满足核电厂安全运行的要求。

目前，核电厂ISI大纲是以确定论的应力分析、专家判断和运行经验等为基础制定的，如美国核电机组的ISI大纲实施的是美国机械工程师协会（ASME）的《锅炉和压力容器规范》第Ⅺ篇（ASME BPVCⅪ）；法国核电机组实施的是《压水堆核电厂核岛机械部件在役检查规范》（RSEM）。随着核工业界对核电厂管道ISI的经验总结以及安全评估技术的发展，特别是概率安全评价（PSA）技术的发展与应用，在核电厂管道ISI领域已经形成了风险指引型管道在役检查（RI－ISI）方法。本文介绍该方法的主要原理及其形成过程，以及美国电力研究所（EPRI）新方法在大亚湾核电站的试点分析；同时阐述了在大亚湾和岭澳核电站实施RI－ISI存在的难点，并提出了相应的建议。

1 风险指引型管道在役检查的形成与发展

1.1 常规的管道在役检查

常规ISI遵循确定论的规范，如ASME BPVCⅪ与RSEM。这些规范首先把部件划分成不同的等级，然后对不同等级的部件规定不同的检查要求（如范围、周期和方法）。以ASME为例，规定核安全1级异金（B－F型）管道焊缝必须100%进行ISI；核安全1级同金（B－J型）管道焊缝检查量不少于25%；核安全2级管道焊缝检查量不少于7.5%。对于每一类部件，具体的检查部位则根据设计报告中的应力水平及疲劳损伤程度来确定。在设置原则上，RSEM与ASME基本相同，但与ASME的抽样检查不同，RSEM对于检查范围、位置有更明确的规定。

1995年，ASME对50个核电厂733堆·年的ISI数据作了调查。调查对象为核安全1级管道的焊缝。调查结果表明[1］：

（1）出现的焊缝裂纹都不是因为高应力／高疲劳而导致的，说明管道出现裂纹与常规情况下根据高应力／高疲劳而选定要作检查的焊缝之间没有明显的关系。

（2）只有约1／3的焊缝裂纹是 ASME BPVCⅪ进行检查时发现的，说明许多真正发生故障的部位并不处于按ASME BPVCⅪ制定的ISI大纲的检查部位。

（3）管道焊缝出现的裂纹与管道存在的降级机理有一定的关系。

上述调查结果说明常规的基于确定论分析方法而制定的ISI大纲在检查部位的选取上有进一步优化的空间。

1.2 风险指引型在役检查

基于ASME检查结果的反馈，从20世纪90年代开始，美国核电厂尝试对ASME的要求进行优化，使得安全重要的焊缝能够得到足够的重视，同时提高管道ISI的效果。经过多年的实践总结，形成了风险指引型在役检查（RI－ISI）的方法。该方法综合考虑PSA的风险见解与传统的工程分析的结论，以确保机组重要的管道区段包含在ISI大纲中。该方法根据管段对电厂风险的贡献对其进行类别划分，对不同类别的管段确定相应的检查要求与方法。这种基于风险结论的分析选取过程为核电厂制定（更新）管道ISI大纲提供了比较合理的依据。

RI－ISI的目的是为了弥补常规ISI方法的不足，为核电厂提供一种采用PSA技术的制定效果更好、实施效率更高的管道ISI大纲的方法。具体目标是：①保持或提高电厂的安全性和可靠性；②更好地利用核电厂的资源，使这些资源集中用于安全重要性高的区域；③更有效、合理地确定检查部位和检查方法；④减少检查人员所受的辐射剂量；⑤降低电厂的整体成本。

在RI－ISI领域，美国核电厂在实践、应用广泛性方面走在了前列，目前美国所有核电厂都实施或已申请了RI－ISI。

欧洲业主建立的欧洲检查与鉴定网（ENIQ）的指导委员会设立了一个风险专项组，RI－ISI也是讨论的一项内容。法国核电厂在12个系统开展了先导性研究。其他国家和地区（如西班牙、南非、韩国、芬兰、中国台湾）也已开展或正在进行此领域的工作。但是与美国的现状相比，其他国家和地区的实践、应用相对较少。

国际原子能机构（IAEA）在研究总结了世界各国的 RI－ISI情况后指出[2］：RI－ISI的有关经验正在迅速积累，RI－ISI是风险指引型决策技术在核电厂最成功的应用之一。如果实施得当，RI－ISI大纲能够改进电厂的安全性，并优化对ISI资源的利用，而后者通常意味着成本的降低。

2 风险指引型管道在役检查方法

RI－ISI是用综合决策方法和过程对ISI大纲进行优化，使失效概率高且安全重要的管道能够得到足够的重视；对于失效概率低且安全重要度低的管道，则降低其检查频度、检查工作量或改变其检查方法。RI－ISI是一个动态的过程，在实施过程中，会根据电厂状态的变化或实施经验反馈，对部分检查项做相应的调整。

2.1 RI－ISI的基本原则

用风险指引型方法来更新ISI大纲，是涉及电厂许可证申领基准变更的一项活动，必须满足“电厂许可证申领基准变更中的风险指引型决策”中各项活动都必须遵循的重要原则[3－4］：①满足现行法规；②符合纵深防御概念；③保持足够的安全裕度；④当变更会增加电厂风险时，其增加量很小；⑤采用性能监督对策来监督变更所造成的影响。

2.2 RI－ISI方法

自20世纪90年代中期起，美国核电厂就开始对管道的ISI进行优化，以ASME案例的形式在试点电厂进行，发展过程见图1）。在不断的实践和经验总结中，共形成3种RI－ISI方法，分 别 是 EPRI 方 法[5］、西 屋 业 主 集 团（WOG）方法[6］和 EPRI的新方法[7］。EPRI新方法是根据RI－ISI实践经验总结出来的，这3种方法都得到美国核管会（NRC）的认可。

图1 美国核电厂风险指引型管道在役检查的应用实践Fig.1 Application and practice of RI－ISI in USA NPP

不论是哪一种方法，与以前的管道焊缝检查确定方法相比，其核心的变化是管道焊缝的选取从只考虑单一的要素（核安全）转变为考虑2个要素（图2）：焊缝的破损可能性和核安全重要度，体现了风险指引型核安全管理理念综合决策的思想。

图2 在役检查范围确定方法变化示意图Fig.2 The change of method to determine the scope of in－service inspection

表1给出了3种RI－ISI方法的对比情况。由表1可以看出，EPRI的新方法相对比较简单，而且工作量相对较小。从掌握RI－ISI的分析过程和技术要点角度来看，EPRI的新方法不失为一个最好的选择。下面就EPRI新方法进行比较详细的描述。

表1 不同RI－ISI方法对比Table1 Comparison of different methods for RI－ISI

2.3 EPRI新方法

根据参考文献[7］，EPRI新方法由以下6个步骤构成，其实施流程如图3所示。

2.3.1 管道安全重要度的确定

通过预先确定的定性判断原则，判断焊缝所在管道是否是高安全重要度。如果是，则作为确定焊缝检查范围的基础。

2.3.2 管道失效机理的评估

根据参考文献[5，7］给出的准则和标准，可以判断出管道可能存在的降级机理。在进行判断中，应该尽可能获得核电厂的失效事件、外部的经验反馈以及电厂特定的降级机理的检查文件，如流动加速腐蚀（FAC）的管理文件。作为示例，表2给出了判断管道存在热疲劳降级机理的准则。

2.3.3 受检焊缝的选取原则

一般情况下，至少10%的高安全重要度的焊缝应该被选取进行ISI；选取焊缝时还应考虑管道存在的降级机理、系统特征等，比如每一种降级机理至少选取25%的管道焊缝；此外，在选取具体受检焊缝时应考虑表3所列的因素。

图3 RI－ISI方法（EPRI新方法）流程Fig.3 The process of RI－ISI method（EPRI new method）

表2 降级机理的判断准则Table2 Judgment criteria of pipe degradation mechanisms

表3 焊缝选取需要考虑的因素Table3 Factors to be considered for weld seam selected

2.3.4 风险分析

风险分析的目的是定量评价检查大纲内容的增加或减少对机组风险的影响情况，以保证变化后机组的风险水平增加不超过要求的限值。一般情况下，定量评价基于核电厂的PSA模型时，主要考虑2个量的变化情况：堆芯损坏频率增量（ΔCDF）和放射性核素大量早期释放频率增量（ΔLERF），相应的定量限值见表4。进行定量评价ΔCDF和ΔLERF的公式见式（1）和式（2）。

表 4 风险增加 控制限值[3－4］Table4 The control limits for increased risk

式中，CCDPc为基于特定焊缝组的破口位置计算得到的条件堆芯损坏概率；CLERPc为基于特定焊缝组的破口位置计算得到的条件放射性大量早期释放概率；PFf为基于特定焊缝组的降级机理的失效可能分级确定出的管道失效频率；PODe为现行的ISI大纲能够探测到特定降级机理的概率；PODr为基于风险的ISI大纲能够探测到特定降级机理的概率；Nefc为基于现行ISI大纲，后果为c和失效频率为f类的检查位置的个数；Nrfc为基于风险的ISI大纲，后果为c和失效频率为f类的检查位置的个数。

式（1）、式（2）适用于同一系统的一组焊缝对风险影响的计算，而且基于破口的位置，这一组焊缝失效导致相同的后果（CCDP和CLERP相同）和有相同的降级机理（有相同的PFf、PODe和 PODr）。

对于定量分析，需要进行敏感性分析。分析方法通过确定出每一类破口位置CCDP和CLERP的上限值，然后同样使用上面的公式，就可以得到风险变化的上限值，以此可以判断在役检查内容变化对机组风险增加的敏感性。特别需要说明的是风险分析和受检焊缝选取是一个循环迭代的过程，目的是保证变更后风险的增加是可接受的。

2.3.5 实施计划

通过以上步骤，可以得到需要检查的焊缝范围，并对这些焊缝制定相应的检查计划。根据美国的经验，实施一个RI－ISI检查计划的最容易、最完全的方式，是在一个新的10a检查间隔的初始启动期。如果是在上一个10a检查中间进行切换，那么可以停止未完成的ASME要求的检查，但是必须在10a间隔的剩余时间里实施完整的RI－ISI检查范围，即在剩余的时间里对所有RI－ISI确定的焊缝进行检查。

2.3.6 反馈反馈主要是指在新的ISI大纲执行期间需要持续的监测ISI的结果，并根据ISI的结果对所执行的ISI大纲进行调整或修改，以反映核电厂实践中发现的问题。

2.4 RI－ISI对核电厂概率安全评价质量的要求

由于RI－ISI中使用了核电厂PSA的评价结果，为了保证核电厂PSA评价结果的正确、合理，核电厂PSA的质量状态是非常重要的因素。对于提高核电厂PSA的质量，一方面通过评估核电厂PSA模型与PSA相关标准要求的相符性来实现；另一方面可以实施同行评审，并对同行评审问题进行解答。在国内，还需要通过国家核安全局的审评认可。无论如何，都是要保证核电厂PSA的开发与核电厂的现实状态相符，能真实、合理地反映核电厂的风险状态。除此之外，PSA模型的范围也应该满足开展RI－ISI的要求。一般情况下，内部事件PSA模型和内部水淹PSA模型是必需的。

3 风险指引管道在役检查方法的试点研究

试点研究采用EPRI新方法，对大亚湾核电站2号机组的3个系统进行了试点分析，包括主给水系统（ARE）、辅助给水系统（ASG）和主蒸汽系统（VVP），主要的结果如下：

（1）试点系统安全重要度高的焊缝数量为48道，22道焊缝作为选取检查对象（表5）。

（2）相比现行规范，当焊缝数量减少42道后，对机组风险的增加在控制范围之内（表6）。

（3）从所分析范围的106道焊缝中选取22道，约占21%（表7）。

此外，在分析过程中，形成核电厂重要系统管道焊缝的信息库，包括焊缝的基础信息、所属管道的运行信息以及分析结果信息，如管道的降级机理、位置等。对这些信息进行整理，可以有效地支持核电厂的管道ISI工作。

表5 所分析系统管道焊缝高安全重要焊缝的选取结果Table5 Results of safety significance determination for selected system

表6 检查焊缝变化后的风险影响分析结果Table6 Risk impact analysis for weld seam variation

表7 受检焊缝选取结果Table7 Results of inspected welds

4 开展RI－ISI的可行性与困难

4.1 RI－ISI方法的可行性

EPRI新方法具备以下特点：①由于定性判断的规则和原则是确定的，实施过程简单，便于掌握、操作；②不需要特定的材料应力计算，焊缝的失效率主要依据管道的降级机理确定；③核电厂已有管道的相关信息基本能够满足分析的需求；④大亚湾和岭澳核电站PSA模型的状态能够满足EPRI新方法的需求。因此，EPRI新方法具备在大亚湾和岭澳核电站实施的条件。

4.2 实施RI－ISI存在的困难和解决思路

（1）法规及导则不完备

2010年2月，国家核安全局（NNSA）出台了PSA应用技术政策[8］。政策中明确阐述了PSA技术和风险指引型安全管理的重要作用，表达了NNSA的积极态度和明确立场，从政策层面为国内核电厂开展RI－ISI提供了基础。但指导PSA应用的法规和导则性文件还不健全，会对具体的应用造成障碍。建议在先与国家核安全监管部门进行充分沟通并达成一致的情形下，借鉴国外成熟的风险指引型应用导则指导具体应用的开展。

（2）规范问题

由于国内核电厂技术路线不尽相同，使得在ISI领域存在不同的规范标准，如ASME、RSEM、加拿大重水铀反应堆（CANDU）系列和俄罗斯压水堆（WWER）系列规范；新引进在建的先进非能动反应堆（AP1000）和EPR堆型将遵循的是ASME和RSEM系列标准。而美国成功实施RI－ISI的核电机组都遵循ASME系列标准，由此使核电厂及安全评审人员产生以下疑问：参考规范不同时，是否能够采用RIISI来优化现行的管道在役检查大纲。

对于此问题，首先是对ASME与其他标准进行对比，以确定标准之间是否有原则性的不同，特别应检查范围变更方面；其次，通过深入研究RI－ISI的方法，并与国外专家交流，了解RI－ISI是否对所使用的规范有限制。在本文的研究中，经多次咨询美国专家，可以确定RI－ISI只是一种方法，是用于对管道在役检查大纲进行优化的手段，其实施并不局限于所采取的规范。

5 开展RI－ISI的建议

大亚湾和岭澳核电站的PSA模型已经比较完善，而且经过NNSA及专家审查，完全可以支持RI－ISI工作。鉴于国内指导PSA应用的导则／规范不健全的状态，以及NNSA推动PSA试点应用项目的契机，建议RI－ISI的开展思路是：首先争取RI－ISI成为国内PSA应用的试点项目；其次，选取美国适合的成熟的导则、规范和方法开展工作，并经NNSA认可和试点结果审评；第三，通过试点应用，掌握RI－ISI方法并积累经验，形成指导国内RI－ISI的导则文件，以指导和规范以后的RI－ISI实践。

[1]Dimitrijevic V B.Risk Informed Inservice Inspection Program[C］.Framatome Owners Group Risk Informed Applications Working Group First Meeting.Paris，June 2004.

[2]IAEA .Safety Standards Series No.NS－G－2.6 Maintenance，Surveillance and In－service Inspection in Nuclear Power Plants[S］.IAEA：Vienna，2002.

[3]USNRC.Regulatory Guide 1.174An Approach for Using Probabilistic Risk Assessment in Risk－Informed Decisions on Plant－Specific Changes to the Licensing Basis[S］.Rev 1，2003.

[4]USNRC.Regulatory Guide 1.178An Approach for Plant－Specific Risk－Informed Decision Making for Inservice Inspection of Piping[S］.Rev 1，2003.

[5]EPRI.Revised Risk－Informed Inservice Inspection Evaluation[S］.TR－112657Rev.B－A.December.

[6]Westinghouse Owners Group.WCAP14572 Application of Risk－Informed Methods to Piping Inservice Inspection[S］.Rev 1－NP－A，1999.

[7]TR－1013545Nondestructive Evaluation： Risk－Informed／Safety－Based In－Service Inspection.Plant Application and Lessons Learned[S］，2006.

[8]国家核安全局.PSA技术政策：概率安全分析技术在核安全领域中的应用[S］，2010.