现象识别与分级表在高温气冷堆程序验证中的应用

陈福冰，陈志鹏，郑艳华，石 磊，李 富

（清华大学 核能与新能源技术研究院，先进核能技术协同创新中心，先进反应堆工程与安全教育部重点实验室，北京 100084）

我国建成的10 MW 高温气冷实验堆（HTR-10）在2000 年12 月 实 现 首 次 临 界，并在2003年1 月达到满功率运行。基于HTR-10的技术和经验，我国正在开展高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）的设计和建造。在高温气冷堆（HTGR）的研发过程中，积累了一套完整的事故分析软件和计算模型，并实际用于HTR-10 和HTR-PM 的 设 计［1-2］。根 据HAF102《核动力厂设计安全规定》（2004）的要求，安全分析中应用的计算机程序、分析方法和计算模型必须加以验证，并充分考虑各不确定性。而HAD102／17《核动力厂安全评价与验证》（2006）也指出，应对用于预计运行事件和设计基准事故分析的计算机程序进行适当的验证。

为给安全分析程序的开发、评估、应用及审评提供指导，国家核安全局完成了核安全导则《核动力厂安全分析用计算机软件开发与应用》的编制，目前处于征求意见阶段。之前，美国核管理委员会（NRC）也发布了类似的法规，如管理导则RG 1.203 和标准审查大纲（SRP）的15.0.2节。上述文件均推荐了一套通用的流程来完成安全分析程序的开发与评估，该流程的一重要步骤，就是识别核电厂瞬态进程中的关键现象和过程，并对它们的重要性作出分级。现象识别与分级表（PIRT）是该步骤的主要产物，它是整个程序开发与评估过程的基础，并为该过程的后续步骤提供指导，物理模型的开发、评估数据库的建立、程序适宜性的判断均应基于可信且易懂的PIRT。

本文回顾PIRT 方法的发展历程和应用实例，对PIRT 方法在HTGR 程序验证中的作用进行初步探讨，并以美国下一代核电厂（NGNP）为例，介绍NRC 开发的九步法PIRT过程，拟为我国开展HTGR 的PIRT 工作提供参考。

1 PIRT方法的发展

现象识别与分级表，是一针对某个特定主题，基于专家经验，进行系统化、文档化收集信息并对这些信息作出重要性分级的方法。PIRT 能为决策形成的过程提供支持，比如，它可对特定主题中不同方面的研究工作所具有的优先度作出判断［3］。

1974年，NRC 发布了轻水堆在失水事故（LOCA）下应急堆芯冷却系统（ECCS）的接受准则，即10CFR 50.46，并在10CFR 50的附录K 中规定了ECCS评价模型应遵循的保守性准则。1988年，NRC修订了10CFR 50.46，允许使用能真实描述反应堆行为的分析技术，但要求鉴定分析方法和输入数据的不确定性，从而估计计算结果的不确定性。这实际是允许在LOCA 分析中采用最佳估算叠加不确定性（BEPU）的分析方法。

为支持修订版的10CFR 50.46，以及说明BEPU 方法的应用，NRC于1989年开发了一种用于不确定性评估的方法论，即程序的比例模拟、适用性和不确定性分析方法（CSAU 方 法）［4］。CSAU 方 法 的 流 程 包 括3大要素、14 个步骤，即要求和程序能力（步骤1～6）、参数评估和排列（步骤7～10）、敏感性和不确定性分析（步骤11～14）。CSAU 的第3步为PIRT 过程，这一步的主要任务是：针对特定电厂的特定事故场景，分析和鉴定存在于这种事故场景中的各现象和过程，按照它们对主要安全准则的影响进行排列，并汇总在PIRT 中。PIRT 是CSAU 的关键步骤，专家的经验和意见非常重要。

在CSAU 的基础上，NRC 于2005年发布了管理导则RG 1.203，其目的是为新的事故分析方法（如BEPU）的开发和评估制定总体规程。该规程要求首先对特定电厂的关键现象和过程进行鉴定，并按照它们对评价标准的重要性作出分级，并形成PIRT。RG 1.203为许可证申请者和拥有者在程序的开发和评估方面提供了指导，为向审评人员提供指导，NRC 于2007年发布了SRP 的15.0.2 节——瞬态和事故分析方法的审查。SRP 的15.0.2 节和RG 1.203涵盖的是同样的主题，采用的是相似的流程，两者互为补充性文件。

可看到，PIRT 最初是作为CSAU 的第3步而用于支持BEPU 这一事故分析方法和许可证申请选项的，在进一步的发展过程中，PIRT 逐步显示出了其他的用途：根据各现象、过程的重要性等级，确定计算机程序的现象学要求。即，在PIRT 过程中考虑所有对安全有影响的效应，并重点关注和筛选主导电厂瞬态行为的现象和过程，以充分、有效地确定如下需求：1）新程序、新实验的发展需求；2）已有程序的验证、改进需求；3）计算结果不确定性的量化需求。

2 PIRT在HTGR领域的应用

PIRT 在HTGR 领域的应用始于20世纪90年代。当时，为支持其模块式高温气冷堆MHTGR 的初步设计，美国能源部（DOE）组织专家评估了能决定正常运行、异常运行和事故工况下电厂响应的热工水力现象［5］。基于以往的研究工作，归纳了MHTGR 的13种基本事故场景。对这些事故场景中的重要现象作出鉴定和评估后，形成了最终的PIRT。基于PIRT得到的信息，评估了热工水力程序的适用性，并定义了新的系统分析程序的发展需求，基于电厂现象的模型需求也为程序的验证提供了支持。

目前，DOE 支持的NGNP 项目正处于概念设计阶段，NGNP 是一座超高温气冷堆（VHTR），可用于发电，并能利用其工艺热来联产氢气。2005 年的能源政策法案（EPAct）授权DOE 和NRC 联合制定NGNP 的许可证申请政策，该政策的前提是对以下两方面作出说明和描述：1）NRC 需要开发的分析工具，利用这些分析工具可对NGNP 的设计和安全性能进行独立验证；2）NRC 需要开展的其他研发活动，基于这些研发活动可对NGNP的许可证申请进行审查。对于与NGNP 安全相关的现象，需提供专家评价，对于NRC 必须开展的研发工作，也需作出评估。因而，NRC 联合DOE，在与NGNP安全和许可证申请相关的5个主题领域组织了技术专家组，完成了多项PIRT 的工作［6］。这5个主题领域是：1）事故分析；2）裂变产物传输；3）高温材料；4）核级石墨；5）工艺热制氢。

PIRT 的总目标是对NGNP 正常运行、预计运行瞬态和假想事故情况下的安全相关的现象进行鉴定。为实现这一目标，专家组采用NRC开发的九步法PIRT 过程，如图1所示。

图1 九步法PIRT 过程Fig.1 Nine-step PIRT process

以NGNP为例，详细说明各步骤的含义和实施方法。

1）定义需要PIRT 过程的问题

这一步对具体问题作出定义，该问题决定了以下两方面的研发需求：安全分析和监管审查需要的技术基础和分析工具；支持NGNP许可证申请审查的其他研发活动。

2）定义PIRT 的具体目的

这一步定义NGNP 各领域PIRT 的具体目的，以事故分析PIRT 为例，专家组的目的是：针对NGNP的正常运行工况和假想事故场景，鉴定安全相关的现象；根据已建立的评价标准，对这些现象的重要性进行分级；在研究上述现象的安全意义时，对现有知识水平的充分性作出评价。

3）定义电厂硬件及事故场景

这一步定义电厂硬件、设备以及PIRT 过程需要考虑的事故场景。一般地，在进行下一步之前，就需明确NGNP的设计特征和事故特性，因为现象的相对重要性取决于特定的电厂布置和特定的事故场景。专家组根据NGNP的设计进展，初步考虑了以下工况：正常运行、丧失强迫循环冷却但不失压、丧失强迫冷却同时失压、进气、反应性引入、中间换热器故障等。

4）定义评价标准

这一步确定评价标准，以判断安全相关现象的相对重要性。NGNP 最关键的评价标准，是由于裂变产物释放而造成的公众剂量，该标准适用于各主题领域，而次级的评价标准在不同的主题领域有所不同。以事故分析PIRT 为例，专家组建立的具体评价标准包括燃料破损率、燃料最高温度、反应堆压力容器的运行状况、反应堆舱室的完整性等。

5）鉴定、汇总、审查目前的知识基础

这一步需鉴定目前对HTGR 技术具有的知识基础，涉及到资料的收集、完备性的审查、历史经验的回顾、熟悉程度的判断，且特别关注与安全相关的物理现象和过程。

6）鉴定可能出现的现象

这一步是整个PIRT 过程的核心。这一步要针对步骤3 中定义的电厂硬件和事故场景，对所有可能的安全相关现象进行鉴定。这一步由各主题领域的专家组来完成，首先是每位专家组成员对相关现象作出鉴定，集齐已鉴定的现象后进行深入讨论。上述工作的目的是得到初步但广泛的现象清单，在专家组的集体意见中，清单中的现象均是与安全相关的。

7）对现象进行重要性分级

在这一步中，要根据步骤4建立的评价标准，对已鉴定的现象进行重要性分级，且要说明分级的理由。整个过程包括：专家组成员的独立分级；考虑分级理由后对个人分级的讨论；在讨论的基础上形成集体的分级意见。根据以往的PIRT 经验，分级过程采用了high、medium、low（H、M、L）3种定性级别。

8）评估对于现象所具有的知识水平

在这一步中，对于每种现象所具有的知识水平，专家组要作出评估。整个过程包括：独立评估；考虑评估理由后的讨论；在讨论基础上形成的集体评估意见。以往的PIRT 工作使用了定性的分级标准，即known、partially known、unknown，NGNP 的PIRT 工 作 也 采 纳 了 这 一分级方法。

9）PIRT 结果的文档化

这一步的目的是使文档记录具有足够的广度和深度，这样读者就能看到并理解PIRT 工作做了什么（过程如何），产出是什么（结果如何）。最后的文档内容包括：PIRT 的目的；电厂的设计特征和事故场景；鉴定现象的列表；重要性和知识水平的分级；描述现象鉴定和分级理由的支持性文档。

3 HTGR程序验证的方法

我国在HTGR 的研发过程中所建立的系统分析程序，须经充分验证，才能可信地应用于实际的工程设计和事故分析。根据程序开发、评估和审查的要求，已有程序的验证也应遵循法规推荐的程序开发和评估的通用流程，即首先确定拟分析的HTGR（如HTRPM）在正常运行和假想事故下的物理现象，并对它们的重要性进行分级，从而形成PIRT。在此基础上，基于已有的数据，确定需进一步开展的实验项目，再开展相关的程序验证工作。据此，本文制定了HTGR 程序验证的流程，如图2所示。从图2可看到，PIRT是实现这一流程的先验性步骤。由于九步法PIRT 过程具有通用性和先进性，该方法也完全适用于我国HTGR 的PIRT 工作。

图2 高温气冷堆程序验证的流程Fig.2 Procedure of HTGR code validation

4 结论

鉴于PIRT 的重要作用和指导意义，在HTGR 的程序验证方面应及时开展这方面的工作，并可采用NRC 开发的九步法来实施具体的PIRT 过程。根据PIRT 的结果，对以下方面做出评估：1）现有事故分析程序的适用性；2）程序验证所需实验数据的充分性；3）新程序、新实验的开发需求。上述评估可为整个程序验证工作指明方向。

PIRT 工作完全取决于拟分析的核电厂，是与电厂的具体设计方案紧密相关的，并随理论分析、实验验证等工作的进一步推进，对现象重要性和知识水平的分级也会不断变化。简言之，PIRT 不是一静止的工作，而是一不断完善和迭代的过程。因此，初步建立的PIRT，以后需进行修正、补充，以涵盖最新的设计选择和设计变化以及模拟、实验工作的最新进展。

［1］ GAO Z，SHI L.Thermal hydraulic transient analysis of the HTR-10［J］.Nuclear Engineering and Design，2002，218（1-3）：65-80.

［2］ ZHENG Y，SHI L.Reactivity accident in a high temperature gas-cooled reactor due to inadvertent withdrawal of control rod［J］.Journal of Engineering for Gas Turbines and Power，2011，133：052902-1-052902-6.

［3］ DIAMOND D. Experience using phenomena identification and ranking technique for nuclear analysis［C］∥Proceedings of PHYSOR 2006.Vancouver，Canada：American Nuclear Society，2006.

［4］ Technical Program Group.Quantifying reactor safety margins：Application of code scaling，applicability and uncertainty evaluation methodology to a large-break loss-of-coolant accident，NUREG CR-5249［R］.Washington D.C.：U.S.Nuclear Regulatory Commission，1989.

［5］ WILSON G，WADSWORTH D，MILLER B，et al.Phenomena-based thermal-hydraulic modeling requirements for systems analysis of a modular high temperature gas-cooled reactor［J］.Nuclear Engineering and Design，1992，136（3）：319-333.

［6］ U.S.Nuclear Regulatory Commission. Next generation nuclear plant phenomena identification and ranking tables（PIRTs），NUREG CR-6944［R］.Washington D.C.：U.S.Nuclear Regulatory Commission，2008.