核电厂运行阶段PSA模型开发的研究

邓 伟，卢 放，王玉卿

(1.中国核电工程有限公司，北京100840；2.华龙国际核电技术有限公司，北京100037)

核电厂运行阶段PSA模型开发的研究

邓 伟1，卢 放2，王玉卿1

(1.中国核电工程有限公司，北京100840；2.华龙国际核电技术有限公司，北京100037)

电厂运行阶段的概率安全分析工作通过建立反映电厂实际设计及运行特点的PSA模型，可以定性及定量评价电厂运行阶段的安全性，帮助电厂寻找设计及运行中的薄弱环节，为电厂管理提升及后续技术改造提供技术支持和见解。而且，运行阶段的PSA模型也是电厂开展一系列PSA应用工作的基础。本文首先总结运行电厂的特点及运行阶段PSA模型开发的主要关注事项，并结合秦山第二核电厂运行阶段的PSA模型开发给出电厂运行阶段PSA的技术路线、主要分析结果、分析见解及改进建议，为后续相似工作的开展提供参考和建议。

运行核电厂；概率安全分析；风险见解

概率安全分析(probabilistic safety assessment，PSA)作为核电厂风险识别和管理的工具，在核电厂的设计与运行阶段都可以发挥积极作用。我国核安全局在2004年颁布的HAF102《核动力厂设计安全规定》及核安全导则HAD102/17《核动力厂安全评价与验证》等文件中均明确提出了需对核动力厂开展概率安全评价，HAF103《核动力厂运行安全规定》及HAD103/11《核动力厂定期安全审查》对于运行电厂PSA的开展也提出了明确要求[1-4]。经过多年的发展，通过众多工程项目的实践，国内PSA技术的整体水平得到了快速提升，PSA技术应用的范围也不断扩大。2010年2月，国家核安全局正式发布了指导运行核电厂和在建核电厂PSA工作的技术政策《概率安全分析技术在核安全领域中的应用》(试行)，政策鼓励电厂积极开展PSA工作，不断扩大PSA技术的应用范围。

PSA技术应用的基础是能够体现电厂设计、运行特点的、高质量的PSA模型，本文将结合工程实践就运行核电厂PSA建模的特点和注意事项进行研究，给出秦山第二核电厂运行阶段的PSA分析结果、主要结论、改进建议，并总结运行阶段PSA模型开发的技术要点，为其他相似工作的开展提供参考。

1 运行核电厂特点

相对于设计阶段的PSA分析，开展运行核电厂的PSA工作首先需要了解运行核电厂的特点，结合PSA分析的技术要素，开展相应的分析工作。

针对PSA分析，运行阶段的核电厂相对于设计阶段主要在以下几个方面存在差异。

a) 设计变更，核电厂在正式运行之前或运行后往往会有部分与初始设计不同的设计变更，在开发电厂运行阶段PSA工作时需要将设计变更进行梳理和筛选，将对PSA分析产生影响的变更项在分析中体现；

b) 运行参数变更，反应堆及电厂各系统的实际运行参数与设计阶段的参数可能存在一定偏差，如电厂实际运行时堆芯及一回路的物理热工参量在设计允许范围内可能与设计阶段考虑的名义值有差别，对于运行电厂的分析需要考虑这些区别；

c) 运行经验反馈，设计阶段的分析工作往往需要以通用数据或参考电厂的信息为基础，电厂商运后会累积大量的运行经验，需要对这些数据、信息进行筛选、分析处理后整合入电厂运行阶段的分析中；

d) 电厂踏勘及访谈，设计阶段一般不具备条件开展电厂的实地踏勘或访谈工作，因此踏勘确认和人员访谈工作往往简化进行或者参考其他相似电厂信息，运行阶段的PSA分析有必要开展特定电厂的踏勘和访谈工作。

2 运行电厂PSA模型的建立

本节主要总结运行电厂内部事件一级PSA分析所需关注的工作内容及注意事项，其他PSA分析工作有其自身特点，但基本思路相似，由于篇幅所限，此处不做介绍。

内部事件一级PSA的分析要素及其相互关系如图1所示。

图1 内部事件一级PSA分析要素关系图Fig.1 Interrelation diagram between PSA technical elements

从图1可以看到，一级PSA各分析要素之间存在广泛的相互联系，因此在开展分析之前需要统筹考虑，如对电厂运行经验统计时，既要关注设备可靠性方面的信息，也需要关注其设计变更方面的信息，以便用于始发事件、事件树分析及系统故障树分析。PSA分析往往存在迭代的过程，例如，根据热工计算的特定结果调整事件树题头的成功准则，模型初步定量化后需要结合支配性最小割集及序列的结果审查建模过程的正确性，必要时进行修改调整。

在开展运行电厂PSA分析时，需要对各技术要素进行针对性的分析，表1给出运行核电厂PSA分析各技术要素需开展的工作或关注的内容。

表1 运行阶段PSA分析关注内容Table 1 Concerning aspects of PSA for operating stage

3 秦山第二核电厂运行阶段PSA分析

以下结合运行电厂——秦山第二核电厂内部事件一级PSA的分析工作，介绍运行电厂PSA分析的特点、主要工作内容、工作成果。

秦山第二核电厂是我国自主设计的60万千瓦两环路压水堆核电站，1、2号机组商运至今已经超过10年，积累了大量的运行经验和特定数据。经过2年多的PSA模型开发与分析工作，中国核电工程有限公司和中核核电运行管理有限公司的技术人员共同合作，相继完成了秦山第二核电厂1、2号机组和3、4号机组功率运行工况及低功率和停堆工况的内部事件一级PSA分析。以下就秦山第二核电厂1、2号机组的分析方法、分析结果及对电厂的改进建议等进行总结介绍，3、4号机组在设计上相比1、2号机组有部分改进，但总体安全水平相当，且技术路线、技术方法相同。

3.1 技术路线

在建立电厂内部事件一级PSA模型时，结合秦山第二核电厂设计和运行特点，并充分利用和借鉴国内外核电厂PSA项目的经验，主要参考ASME RA-Sa-2009、IAEA SSG-3等PSA导则、标准以及NUREG/CR-6144等PSA报告，采用小事件树-大故障树的方法，利用Riskspectrum软件建立PSA模型，开展定性和定量分析工作。

3.2 电厂运行状态分析

电厂在进入低功率和停堆工况后，将经历不同的运行工况。在每一种运行工况下，电厂具有不同的特征参量，要求不同的系统配置、控制管理手段，且需遵循对应工况下的技术规范要求。为了便于分析，需要根据核电厂在低功率和停堆工况下的一些参数和配置(如堆芯功率水平、衰变热水平、一回路水位、温度、压力、一回路开口状态、安全壳状态和衰变热移出机制等)的不同，将核电厂低功率和停堆工况划分为不同的电厂运行状态(Plant Operational State——POS)，并在此基础上开展分析工作。

本项目POS划分参考了电厂运行技术规范和大修计划，POS持续时间的统计以电厂实际运行数据为主，既考虑电厂计划停堆，也考虑了非计划停堆的情况，电厂运行状态划分及POS持续时间如表2所示。

表2 电厂运行状态划分结果①Table 2 List of POSs

注：①P11为13.80MPa，P12为284℃，SG指蒸汽发生器，GCTa指蒸汽大气排放系统，GCTc指蒸汽冷凝器排放系统，RRA指余热排出系统，PTR指反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统，LOW-LOI-RRA指RRA最低运行水位。

3.3 始发事件分析

由于秦山第二核电厂属典型压水堆核电厂，结合其设计特点，始发事件清单的确定主要参考法国EPS900报告(作为通用数据源参考使用)给出的通用始发事件清单，同时采用工程评价及主逻辑图演绎等方法补充和完善。

针对秦山第二核电厂的实际设计特点，相对于通用始发事件清单增加了压力容器直接注入管线(DVI管线)破口类始发事件，由于安注箱连接在DVI管线，因此破口会导致对应安注箱注入失效。根据秦山第二核电厂电源系统的设计特点，结合其失效影响，确定了符合秦山第二核电厂设计特点的丧失直流(交流不间断)电源的始发事件。根据电厂运行经验，采用贝叶斯更新的方法对一回路瞬态、二回路瞬态始发事件频率进行了更新。

分析得到的功率运行工况及低功率和停堆工况的始发事件类清单如表3所示。

表3 始发事件类清单Table 3 List of Initiating Events

3.4 事件树及热工水力分析

针对确定的始发事件，分别建立相应的事件树，事件树的发展主要基于事故进展及事故规程的要求进行，事件树题头事件基本按照时间顺序和事件的发展进程进行排列。

使用RELAP 5软件，采用电厂稳定运行后的实际参数搭建热工水力模型，根据事件树发展的需求，对功率及停堆工况下各POS的成功准则及时间窗口进行计算。在适当情况下进行包络计算或分析。

热工水力模型的搭建，选用了电厂实际运行后的参数作为输入，其计算结果能更好体现电厂实际情况。例如，秦山第二核电厂已经度过首循环进入平衡循环模式，因此在计算未能紧急停堆的预期运行瞬态(ATWS)慢化剂温度系数时采用平衡循环参数，其计算结果和设计阶段保守计算的结果有明显区别。

图2作为示例给出了功率运行工况下冷段大LOCA的事件树图。

图2 功率运行工况冷段大LOCA事件树图Fig.2 Event Tree of Large LOCA in cold leg at full power state

3.5 故障树分析

故障树分析就是将不希望发生的系统状态作为系统失效的分析目标，以故障树为工具，对系统进行评价，以找出导致系统发生某种失效状态的各种可能因素。根据事件树发展对于前沿系统和人员响应的需求，以及前沿系统对于支持系统的需求开展系统故障树建模分析。本项目中共对高压安注、安喷、设备冷却水等20多个系统开展了系统故障树分析。

在开展秦山第二核电厂运行阶段故障树分析时，分析人员对于所分析系统的设计变更及运行经验进行了梳理，根据电厂的实际特点开展建模，以体现电厂实际运行状况。例如，经查阅资料并与电厂人员沟通，由于秦山地区海水中泥沙含量较高，安全厂用水系统(SEC)在实际运行时采取了与设计文件有差别的运行方式(备用列空转)。在故障树建模时，根据实际情况，不考虑备用列泵的启动失效。

图3示例给出安全壳喷淋系统(EAS)在直接喷淋阶段失效的顶层故障树图。

图3 EAS系统失效故障树Fig.3 Fault Tree of EAS

3.6 人因分析

在项目开展过程中，针对秦山第二核电厂的实际情况，开展了多次电厂实地人因访谈，结合访谈结果，分别针对始发事件前(A类)及始发事件后(C类)人误事件开展分析。其中始发事件前人因分析采用ASEP方法，始发事件后人因分析采用SPAR-H方法。在定量化分析过程中考虑人误事件的相关性。

为了体现运行电厂的实际运行情况和电厂人员绩效，在PSA分析过程中开展了大量详细的人因访谈，保证了分析结果符合电厂实际情况。

3.7 数据分析

本项目设备可靠性数据，以《用于900MWe和1300MWe EPS的设备边界定义和通用可靠性数据》、NUREG/CR-6928等通用数据为基础，同时结合电厂2005—2012年统计的实际运行经验，采用贝叶斯更新后得到各设备类的可靠性参数。共因失效数据采用NUREG/CR-5497提供的通用数据。系统设备的试验维修不可用数据采用电厂实际采集处理的结果。

3.8 主要分析结果

采用的Riskspectrum软件，针对秦山第二核电厂1、2号机组开展PSA建模和分析工作，截断值取1.0E-15/堆年。经计算得到功率工况堆芯损坏频率(CDF)的点估计值为1.06E-05/堆年，5%分位值为2.96E-06/堆年，中值为7.52E-06/堆年，95%分位值为2.52E-05/堆年。低功率工况和功率工况的始发事件及事故进程相似，通过建模计算得到堆芯损坏频率(CDF)的点估计值为2.58E-07/堆年，5%分位值为7.22E-08/堆年，中值为1.87E-07/堆年，95%分位值为6.31E-07/堆年。停堆工况下堆芯损坏频率(CDF)的点估计值为6.81E-06/堆年，5%分为值为1.85E-06/堆年，中值为3.87E-06/堆年，95%分位值为1.34E-05/堆年[5-6]。

经过PSA建模及定量计算，功率运行工况(含低功率工况)及停堆工况下不同始发事件类的贡献如图4和图5所示。功率运行工况下主要的支配性割集如表4所示。停堆工况下主要的支配性割集如表5所示。

图2 功率运行工况下各始发事件类的风险贡献Fig.2 Risk Contribution of Initiating Events at full power state

图5 停堆工况下各始发事件类的风险贡献Fig.5 Risk Contribution of Initiating Events at Shutdown Condition表4 功率工况支配性最小割集清单Table 4 Dominate MCSs① for full power state

序号CDF(1/堆年)占比最小割集①1594E⁃07561丧失全部热阱主泵轴封注入失败发生轴封LOCA(120t/h)2594E⁃07561丧失全部热阱DVN风机由于试验维修不可用发生轴封LOCA(120t/h)3531E⁃07501丧失外电A列柴油机LHP运行失效设备冷却水系统热交换器(004RF)试验维修不可用发生轴封LOCA(120t/h)4531E⁃07501丧失外电A列柴油机LHP运行失效设备冷却水系统热交换器(002RF)试验维修不可用发生轴封LOCA(120t/h)

注：① MCS指最小割集。

表5 停堆工况支配性最小割集清单Table 5 Dominate MCS for shut down condition

从以上分析结果可以看出，秦山第二核电厂的总体安全水平较高，没有明显的薄弱环节。由于秦山第二核电厂属于典型能动压水堆核电厂，事故缓解过程对于电源及热阱系统的依赖较大，因此功率工况下丧失热阱和丧失外电事故的风险较高。在停堆工况下，特别是进入维修冷停堆工况后，由于维修活动造成的电厂风险较高，这主要是由于此时电厂自动处理事故能力较弱，同时在电厂一回路水位较低的情况下失水事故会造成余热排出系统丧失，导致电厂丧失带热能力。此外由于应急供电丧失或余热排出系统本身故障会直接导致对应POS下丧失带热功能丧失，因此其风险贡献也较高。

支配性的最小割集可以给出电厂需要关注的风险项以及在运行管理中需要重点关注的内容，例如，需重点关注设备冷却水系统(RRI)及辅助厂房通风系统(DVN)的可靠性及其维修活动安排的合理性，保证其可靠性和可用性处于较高水平。同时在电厂处于维修冷停堆的工况下要特别关注维修活动的组织与安排，避免发生跑水事故。

4 改进建议

根据PSA分析的定性、定量结果，结合电厂的实际设计运行特点，针对秦山第二核电厂1、2号机组的提出改进建议如表6所示。

从定性及定量分析结果来看，秦山第二核电厂运行安全性处于较高水平。从分析结果、改进建议可以看出电厂需要在培训、管理等方面进一步加强，特别是增加停堆工况下部分失电规程以便进一步提高电厂停堆工况的安全水平。

表6 改进建议Table 6 List of modification suggestions

注：① RIF/RDF为风险增加因子/风险降低因子，为重要度评价参数。

② RPR指反应堆保护系统

5 结论

电厂实际运行后由于设计改造、运行经验积累等原因会对PSA分析的诸多技术要素的分析过程产生影响，在开展特定电厂PSA分析时需要对此进行系统梳理和特定分析。

从秦山第二核电厂运行阶段内部事件一级PSA的分析过程、分析结果和风险见解可以看出电厂运行阶段PSA分析的特点和注意事项，文中所总结的运行核电厂PSA分析特点和注意事项对于其他相似工作的开展提供了参考。

运行核电厂的PSA分析工作可以更加针对性的帮助电厂识别风险，管理风险，并不断提高电厂安全水平。

[1] 国家核安全局. HAF102 《核动力厂设计安全规定》. 北京：中国法制出版社，2004.

[2] 国家核安全局. HAD102/17 《核动力厂安全评价与验证》. 北京：中国法制出版社,2006.

[3] 国家核安全局. HAF103 《核动力厂运行安全规定》. 北京：中国法制出版社，2004.

[4] 国家核安全局. HAD103/11 《核动力厂定期安全审查》. 北京：中国法制出版社，2006.

[5] 邓伟，等. 秦山第二核电厂1、2号机组功率运行工况内部事件一级PSA [R]. 中国核电工程有限公司，2015.

[6] 邓伟，等. 秦山第二核电厂1、2号机组低功率及停堆工况内部事件一级PSA [R].中国核电工程有限公司，2015.

The Study on Developing PSA model for Operating NPP

DENG Wei1，LU Fang2，WANG Yu-qing1

(1.CNNC China Nuclear Power Engineering Co.,Ltd. Beijing,100840,China;2. Hualong Presurized Water Reactor Technology Corporation., Ltd.Beijing, 100037, China)

For the operating nuclear power plants，probabilistic safety assessment(PSA) with more realistic PSA model reflect plants design and operating features can give a qualitative and quantitative assessments to help utilities find out the weaknesses and supply technical support for improving operating managements and technical upgrading，and the operating stage PSA model is also the base for PSA applications. The main features of operating Nuclear Power Plant(NPP) and operating stage PSA are discussed firstly，and technical route ,main results and assessment insights of Level 1 PSA for QINSHAN Phase II are shown .They can give some references to other operating NPP’s PSA work.

operating NPP； PSA；Risk insights

2016-03-09

核电站Living-PSA和在线风险监测与管理技术研究(2014ZX06004-003)

邓 伟(1982—)，男，山西大同人，硕士研究生，主要从事概率安全分析工作

TL413+.1

A

0258-0918(2016)05-0663-08