关于EPRI型风险指引管道在役检查优化方法的探讨及改进建议

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（环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

关于EPRI型风险指引管道在役检查优化方法的探讨及改进建议

李虎伟，依岩，黄志超，陈妍，初永越，钱晓明，周林∗

（环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

当前国内核电厂普遍采用EPRI型方法开展风险指引管道在役检查优化，其需要完成管段失效可能性分析、管段失效后果分析及风险增量计算等工作，对此，本文开展探讨研究并论述其中可能存在的问题。此外，通过对风险指引型分级方法理念及WOG风险指引型管道在役检查优化方法的简要介绍和探讨，本文提出不断提高管段失效可能性计算水平的要求以及结合使用风险减少因子 （Risk Reduction Worth，简称RRW）和风险增加因子 （Risk Achievement Worth，简称RAW）完成管段失效后果分析的改进建议，以在我国当前技术水平条件下，找出一套能够恰当评价核电厂风险变化的在役检查优化方法。

在役检查；风险指引；PSA

在国家核安全局印发 《概率安全分析技术在核安全领域中的应用》［1］技术政策声明及召开运行核电厂概率安全分析技术应用研讨会［2］等背景下，大亚湾核电厂［3］和田湾核电厂等单位采用EPRI方法大量开展风险指引型管道在役检查优化研究。本文以某核电厂2号机组ASG系统为例，优化确定进行体积检查的焊缝可由优化前在役检查计划大纲中规定的15条减少为4条。

分析发现，虽然已完成优化中堆芯损坏频率（Core Damage Frequency，简称CDF）的变化量小于NNSA-0147［4］和NNSA-0153［5］中给出的1×10-6和1×10-7准则要求，但由于采用流动加速腐蚀 （Flow-Accelerated Corrosion，简称FAC）作为管道高破裂可能性的界定，以及1×10-4、1×10-5和1×10-6作为管道高、中、低破裂可能性的年平均值包络值等简化分析和假设，优化结果可能会存在很大的保守性或不确定性。为此，本文分析了EPRI风险指引型管道在役检查优化方法中可能存在的问题和不足，并结合西屋业主集团 （Westinghouse Owners Group，简称WOG）给出的风险指引在役检查优化方法及风险指引型分级方法和理念等提出工作建议。

l 有关EPRI方法的问题分析

结合某核电厂采用EPRI风险指引型管道在役检查优化方法开展的系统在役检查优化分析工作，本节系统梳理该方法在使用中可能存在的问题。

l.l管道破裂可能性分析

在采用EPRI方法进行分析时，某核电厂2号机组ASG系统管道基于其管道的运行环境、设计功能和空间布置等信息被分为多个管段。以其中的一个管段为例，通过核实该管段对流动加速腐蚀判断表 （见表1）中各准则的符合情况，综合判断该管段不存在流动加速腐蚀。类似的，通过对其他各降质机理判断表的核实判断，可确定该管段上是否存在其他降质机理。进一步，按照表2，管段破裂可能性被分为高、中、低，并对应取1×10-4、1×10-5和1×10-6作为年平均破裂频率包络值。

表l 流动加速腐蚀降质机理评估示例Table l Example of evaluating the FAC degradation mechanism

表2 管段破裂可能性评估Table 2 Evaluation of pipe rupture probability

分析上述过程，发现管段破裂可能性的确定及划分过程主要依据定性分析开展，可能存在以下问题：

（1）按照《核电厂汽水管道流动加速腐蚀的影响因素分析及对策》［6］中的研究结果，特定范围内FAC随温度的变化呈现“钟形”曲线，且单相流体中在130℃ ～150℃有最大腐蚀速率，此外，流体酸碱度及碱化剂等也对流动加速腐蚀有重要影响，但采用EPRI方法对某核电厂2号机组ASG系统的在役检查进行优化时，属于核电厂汽水管道的ASG系统管道的FAC降质机理判断却使用93℃作为分界，同时也没有对酸碱度及碱化剂的分析；

（2）虽然1×10-4、1×10-5和1×10-6的年平均破裂频率包络值是在美国2100堆年的在运商业轻水反应堆的管道系统运行经验基础上分析得到的，但由于运行数据经验的局限性以及不确定性等问题，这样的判断可能并不一定是合理的。以存在热疲劳降质机理的管段破裂频率为例，如表3［7］WOG开展风险指引型管道在役检查研究的结果所示，存在热疲劳降质机理的辅助给水系统管段和主给水系统管段的40年无在役检查失效泄漏率的上限分别是 6．1×10-4、1．1×10-3及3．5×10-2，那么可以保守推得其年平均破裂频率应为1．525×10-5、2．75×10-5及8．75×10-4，这要明显高于表2所建议的热疲劳管段年平均破裂频率包络值1×10-5。因此，EPRI所给管道失效可能性判断过程也许过分乐观；

（3）当前采用EPRI方法分析时，认为FAC机理由核电厂专门检查大纲管理，满足增补性检查要求［8］，在评估管段破裂可能性时只考虑FAC以外的其他降质机理，这就在方法上人为的剥离开了管段的FAC机理和其他腐蚀机理，根据表2所述判断准则，所分析管段就不可能被判断为高失效可能性，从而管段的年平均破裂频率就被限制在了1×10-5以下；而事实上，管段的破裂可能性应综合考虑可能存在的全部失效机理进行判断，也就是说，即使存在增补性检查要求，存在FAC机理的管段也应该取更高的年平均破裂频率才是合理的。所以，当前采用EPRI方法判断管段破裂可能性时的简化分析是不保守的。

表3 40年无在役检查管段失效可能性估计Table 3 Piping failure probability estimates at 40 years with no inservice inspection

l.2管道失效后果判定

为判定管段失效后果，本文使用管段失效对应的条件堆芯损坏概率（Conditional Core Damage Probability，简称CCDP）和条件大量早期释放概率（Conditional Large Early Release Probability，简称CLERP），并按表4所给准则进行判断。

本文暂不讨论后果分类中所使用CCDP和CLERP分类区间范围的恰当性，仅讨论条件堆芯损坏概率及条件大量早期释放概率的计算过程。以条件堆芯损坏概率为例，管段破裂导致后果考虑三种情况：（1）导致始发事件：条件堆芯损坏概率为对应始发事件导致堆芯损坏频率与始发事件发生频率的比值；（2）丧失缓解系统：条件堆芯损坏概率=［丧失某个系统导致的堆芯损坏频率-基准堆芯损坏频率］×暴露时间，其中，暴露时间有两种类型，若管道失效可立刻被发现，暴露时间等同于适用的后撤时间（Allowed Outage Time，简称AOT）加上用于检测失效的时间。如果管道失效没法检测到，则设想暴露时间等同于试验周期或全年（若设备不进行试验）；（3）始发事件和丧失缓解系统的组合影响：使用最严重的事件类，将PSA模型中对应受影响的始发事件和缓解系统设置为一定发生（True）来计算。

表4 后果分类与数值估计的对应Table 4 Correspondence of consequence to numerical estimation

本文认为，第一和第三种情况下的计算是比较合理的，而第二种情况下的分析则需要具体讨论。顾名思义，条件堆芯损坏概率是指在给定条件下的堆芯损坏概率，但计算中引入暴露时间（在该时间内管段破裂可以被隔离）。这是一种类似配置风险增量计算的方法，虽然这样计算得到的结果与条件堆芯损坏概率一样是无量纲值，但这与条件堆芯损坏概率本身定义却并不完全一致。此外，从定量分析的角度看，管段破裂时考虑的暴露时间通常较小，以3天为例，当核电厂堆芯损坏概率小于1×10-5（目前国内核电厂的CDF基本都处于这一水平），那么第二种情况下计算得到的条件堆芯损坏概率就会小于1×10-7，根据表4所述，管段失效后果可判定为低。从上述已经完成的在役检查优化实际分析结果来看，暴露时间往往会取24h甚至更短时间，因此可以得出的结果是基本上所有仅导致缓解系统丧失的管段破裂后果将会被判定为低，而这样的结果很明显是不合适的。对应的，WOG方法相关报告［9］中则指出不考虑暴露时间内的隔离时管段失效后果要更严重，也就是说，用一定的暴露时间来计算管段破裂后果可能是不保守的；另外，WOG方法认为假设操纵员至少在一个倒班期间（8h）巡检一次可能将暴露时间最小化，而这种一个倒班期间巡检一次的假设又是EPRI方法中计算暴露时间时的通常做法。因此，从WOG方法的角度来看，同样可以得出，EPRI方法中计算暴露时间并进而计算得到的管段失效后果是偏低的。

l.3风险增量的计算

一条管道焊缝优化前后对应的风险增量计算公式为：

其中：

PODej为位置j处现有检查方法的无损检测探测效率；

PODrj为位置j处风险指引型检查的无损检测探测效率；

F0j为位置j处没有在役检查检查时的管段破裂频率；

CCDPj为位置j处的管段破裂的条件堆芯损坏概率。

结合前面分析及表1所示内容，优化主要集中在中、低破裂可能性的管段上执行，且绝大多数的管段被划分为中、低风险级别，那么对绝大多数的管道焊缝而言，没有在役检查时的管段破裂频率小于1×10-5且管段破裂的条件堆芯损坏概率小于1 ×10-7，焊缝优化导致的风险增量将小于1×10-12，远远小于NNSA-0153中小于1×10-7的要求。

这里也可以看出，正是因为管段失效可能性和后果分析中采用了大量的简化包络及定性分析，而在根本上注定了风险增量是小的，不太可能超过相关限值。但是正如业界共识，风险分析工作中并不是要一味追求小的量化结果，而更重要的是基于正确的分析提出合理的风险见解，这同时也有利于优化工作的深入开展。

最后，EPRI方法中将所有优化后不再执行在役检查的各焊缝对应的ΔCDF简单求和得到整个在役检查优化项目导致的总风险增量，而不考虑各焊缝之间共因失效的影响。鉴于各焊缝间可能存在共因失效机理，可以得出的是，不考虑共因失效影响计算得到的总风险增量可能是不保守的，简单相加计算得到的总风险增量可能是不够的。

除上述管段失效可能性分析、管段失效后果分析及风险增量计算中可能存在的问题外，EPRI方法的其他方面也可能需要改进，如选取受检焊缝时，原则按照高风险焊缝选取25%、中风险焊缝选取10%、低风险焊缝不选取执行，虽然这在很大程度上是遵守或者参考了ASME XI中关于受检焊缝的选取原则（见表5）以及ASME规范委员会等的经验，但是却并没有一个明确的依据或者标准。

表5 ASME XI中对管道系统的无损检测要求Table 5 NDE inspection requirement for piping systems in ASME section XI

2 关于EPRI风险指引管道在役检查优化方法的改进探讨

考虑到风险指引型管道在役检查优化本身就包含分级的理念，另外与EPRI相对应，WOG也开展了相关研究并试点应用并取得显著成效，本节简要介绍风险指引型分级方法和WOG风险指引型管道在役检查优化方法，并从中得出改进思路。

2.l风险指引型分级方法

2004年，NRC发布SECY-04-0109，要求增加10CFR50．69“核能反应堆中构筑物、系统和部件的风险指引型分级和处理”，建议用风险指引型方法来确定构筑物、系统和部件的安全分级与特殊处理要求。

对此，美国核能研究院向 NRC提交了“10CFR50．69 SSC分级导则”，给出了一套系统的构筑物、系统和部件风险指引分级流程，其中对在概率安全模型中模化的构筑物、系统和部件给出重要度判断准则［10］：包括共因事件在内的基本事件总的F-V值大于0．005；基本事件最大风险增加因子大于2；最大共因失效风险增加因子大于20。具体判断见表6。

基于重要度判断结果，并结合纵深防御及敏感性分析等其他信息，即可以按一定分级流程，完成对核电厂构筑物、系统、部件的风险指引型分级［11］。

表6 重要度总结示例Table 6 Example of importance summary

2.2 WOG方法简介

与EPRI方法相比，WOG方法基于失效机理分析，使用专门的计算软件计算管道失效概率，基于概率安全分析模型，将管段的失效映射为已模化构件的失效，实现管段失效的完全定量化，并使用风险减少因子作为管段重要度评估的第一层标准，此外还结合风险增加因子以及专家判断意见等其他因素最终确定管段的重要度。其中，WOG给出风险减少因子判断准则为：大于1．005判定为高重要度、1．001～1．004判定为需要额外进行专家判断、小于1．001判定为低重要度。最后，基于统计学模型，从判断为高安全重要的管段中抽取受检管段，并且对判断为高但没有抽取的管段，WOG方法也给出了额外的规定。

见表7［12］，使用WOG方法进行核电厂在役检查优化试点的美国Millstone核电厂3号机组取得了显著效果。

表7 Millstone 3电厂在役检查优化结果Table 7 Result of the ISI optimization in Millstone3 plant

2.3 工作建议

通过对比分析可以发现，不管是EPRI方法还是WOG方法，它们都是按照相关风险指引型技术导则及要求开展，从确定论和概率论两方面综合分析，完成基于管段失效机理分析的管段破裂可能性判断和基于概率论分析的管段破裂后果分析，并最终综合各项要素完成管道及焊缝的在役检查优化。本文认为，由于我国缺少管段破裂频率计算模型、焊缝选取统计学模型等工具，当前选择半定量化的EPRI方法指导开展风险指引型管道在役检查优化是可行的，但正如上文所述，为更好的保证分析结果的正确性和准确性，建议做如下改进。

2．3．1 加强管段破裂频率的研究

EPRI基于管道运行经验分析管段破裂频率，在判断降质机理的基础上将破裂可能性分为高、中、低三类，并包络取年平均破裂频率为1×10-4、1×10-5、1×10-6，过程简单方便；而WOG方法则相对复杂，须综合考虑失效模式、材料、降级机理、输入变量及不确定性等因素，并使用蒙特卡罗估算方法，使用专门的结构可靠性及风险评价软件开展计算，此外，计算得到的管段失效概率还需要具有丰富经验的专家组讨论、与核电厂已有数据运行经验及其他概率型结构机理计算软件的比较验证等。

比较而言，WOG所给方法考虑相对全面，能够较为精确的根据管段自身的失效机理及材料等因素对应开展分析，但对评价软件提出了较高要求，限于我国没有相关结构可靠性及风险评价计算软件，当前优化工作可以参考EPRI方法开展，但应结合我国核电厂实际运行经验及时反馈调整，以保证数据使用以及管段分类的合理性，此外，当前我国针对管段失效频率已有一定研究，如热老化对核电厂一回路管道失效概率的影响［13］、蒙特卡罗法管道失效概率研究［14］、管道模糊失效概率研究［15］等，后续可以在此基础上不断完成结构可靠性及风险评价计算软件的开发等工作，进一步保证在役检查优化工作中管段破裂频率值使用的恰当性。。

2．3．2 优化破裂后果的计算

EPRI和WOG方法采用相同的方式在概率安全分析模型中模化管段破裂，将管段的破裂失效对应体现为一个基本事件或基本事件组合的失效，不同的是，EPRI方法使用条件堆芯损坏概率表征失效后果，而WOG方法使用风险减少因子表示管道失效对风险的贡献，用风险增加因子表示管道失效对风险的潜在影响。本文认为，条件堆芯损坏概率表示某个事件发生情况下堆芯损伤频率发生的可能性，更多反应的是一种风险配置的变化，而风险增加因子和风险减少因子则能够反应某基本事件对堆芯损伤频率的贡献程度，这既符合当前概率安全分析中对重要度的定义和使用，也与风险指引型分级理念相一致，因此，本文建议使用风险增加因子和风险减少因子相结合的方式完成管段失效后果分析。此外，WOG方法中风险减少因子的计算不使用总堆芯损伤频率，而采用所分析系统压力边界破裂导致的堆芯损伤频率，这将更有利于把管段失效的后果敏感的体现出来，能更好地反应出优化的效果。

2．3．3 合理开展敏感性与不确定性分析

限于在役检查优化工作的复杂性和现有认知水平的有限性，开展敏感性分析是很有必要的。如WOG方法中要求分别就有操纵员动作（如操纵员手动关闭阀门阻止水从破口流失）和无操纵员动作开展计算，以判断操纵员动作可能对后果分析的敏感性影响，同时，WOG方法认为计算到的管段失效概率越低不确定性反而可能越大，要求使用恰当的范围因子完成的敏感性分析。同样，EPRI方法也指出了敏感性分析的重要性，如认为核电厂特有的在役历史是识别降级机理敏感性的关键要素，可以在特定核电厂基础上进行主要假设的敏感性研究等。事实上，相关导则中明确指出，为了理解用于表征管道失效可能性而采用的特定假设或模型的影响，应进行适当的敏感性或不确定性研究。

因此，风险指引型在役检查优化过程中应恰当考虑不确定性影响，包括设计与制造、材料特性和强度、各种降质和老化、稳态和瞬态荷载、核电厂运行历史经验、检查和维修、数据库的适用性和容量以及分析方法和模型的能力等各个方面，并完成合理的敏感性分析。

3 总结

为促进我国风险指引型管道在役检查优化工作的开展，本文结合某核电厂已完成的工作，分析了EPRI方法中可能存在的问题和不足，同时结合风险指引型分级理念和WOG方法提出相关改进建议和工作思路：

（1）应结合核电厂实际运行经验及相关研究成果，加强管段破裂频率的研究，并且在后续条件成熟时开发结构可靠性及风险评价计算软件专门用来计算管段破裂频率；

（2）应基于合适的风险基准模型，结合使用风险增加因子和风险减少因子开展管段失效后果分析，保证管段失效后果分析的恰当性；

（3）应综合考虑实施管道在役检查优化过程中涉及的各个要素，合理开展敏感性和不确定性分析。

总的说来，本文的观点是，风险指引型优化不是数字游戏，目的绝不是单纯的减少执行在役检查管道及焊缝的数量，而是要通过合理的分析，不断把有限的工作资源更加集中到对风险有重要贡献的那部分管道上去，并在可接受的风险准则范围内，尽可能减少人员受辐照剂量，实现收益代价比最大化。

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

［2］国家核安全局．运行核电厂概率安全分析（PSA）技术应用研讨会会议纪要［C］．秦山地区：国家核安全局，2012．

［3］郗海英，王琪，范岩成．核电厂风险指引型管道在役检查应用研究［J］．核科学与工程，2012，32（增刊1）：83．

［4］国家核安全局．概率风险评价用于特定电厂许可证基础变更的风险指引决策方法，NNSA-0147［R］．北京．国家核安全局，2011．

［5］国家核安全局．特定电厂风险指决策方法：管道在役检查，NNSA-0153［R］．北京．国家核安全局，2012．

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［8］Electric Power Research Institute，Inc．Revised risk-informed inservice inspection evaluation procedure，TR-112657 Rev．B -A［R］．EPRI，1999．

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［13］李树肖，李时磊，王西涛，等．热老化对核电厂一回路管道失效概率的影响 ［J］．核动力工程，2013，34（6）：138．

［14］王侨，谢禹钧，龚雪．基于蒙特卡罗法管道失效概率的计算 ［J］．辽宁石油化工大学学报，2012，32（2）：57．

［15］周剑秋，程凌．在役核压力管道模糊失效概率的计算方法［J］．核动力工程，2006，27（3）：47．

Discussion and Improving Suggestion on EPRI Risk-Informed Piping Inservice Inspection Optimization Method

LI Huwei，YI Yan，HUANG Zhichao，CHEN Yan，CHU Yongyue，QIAN Xiaoming，ZHOU Lin∗
（Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China）

EPRI Optimization Method is widely chosen to perform the risk-informed inservice inspection on piping of nuclear power plants in China，and the main evaluation procedures such as analysis on the pipeline failure probability and consequence and on risk increment calculation need to be performed．The paper aims at discussing these main evaluation procedures and finding out the possible problems．Further，by briefly introducing and discussing about the risk-informed classification method and WOG risk-informed piping inservice inspection optimization method，the paper proposes the requirement to improve the pipe failure probability calculation，and gives the advice to perform piping failure consequence analysis combining with using RRW and RAW，in order to find out an inservice inspection optimization method that can evaluate the risk changment of nuclear power plant appropriately at the current technology level in China．

inservice inspection；risk-informed；PSA

TL413．1

：A

：1672-5360（2016）04-0069-06

2016-08-02

2016-09-10

国家科技重大专项，项目编号2013ZX06002001-08

李虎伟 （1986—），男，汉，山西原平人，硕士，工程师，现主要从事核电厂PSA审评工作

∗通讯作者：周 林，E-mail：zhoulin＠chinansc．cn