核电厂异常重要性判定(SDP)方法及其应用

孙树海，赵 力，郑丽馨，陶书生，邹 象，李华升

(环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082)



核电厂异常重要性判定(SDP)方法及其应用

孙树海，赵 力，郑丽馨，陶书生，邹 象，李华升*

(环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082)

在核电厂的日常安全管理过程中，核安全管理人员会遇到大量的安全事项，正确、快速和有效地处理这些事件和异常是保证核电厂安全运行的关键。目前核电厂和核安全监管机构都应用分级分类管理的方式来处理这些核安全相关事项，这样做可以使得安全重要度高的事项能够得到足够的关注，保证核电厂的总体安全水平。这种分级分类管理方式的重要的一环是能够正确地确定安全事项的安全重要程度。随着以概率安全分析(PSA)为代表的风险指引型安全管理方法的广泛应用，核安全管理人员可以利用风险重要程度来确定安全相关事项的重要程度。本文主要讲述了目前广泛使用的核电厂异常重要性判定方法(SDP)在开发及核安全管理中的应用，以及其对未来我国核安全管理带来的影响。关键词：核电厂;运行事件;筛选;经验反馈

现阶段，我国运行核电机组数量快速增长，如何保证运行机组的安全是目前核电厂营运单位和核安全监管当局所面临的挑战。而对原有的安全管理和监管手段进行创新，提高管理和监管的效率是解决这一难题的手段之一。

核电厂异常重要性判定方法(Significance Determination Process，SDP)是由美国核管会(NRC)首先开发使用的一种风险指引型的安全事项重要度判定工具，目前在国际上已广泛使用。运用此方法，核安全管理和监管人员可对核安全相关事项进行筛选和评估，进而给出其风险重要性程度(用色块绿白黄红表示)[1-3]。

1 异常重要性判定方法概述

2000年，美国核管会(NRC)施行了新的反应堆监督程序(ROP)来监管运行核电厂。在程序中，美国核管会制定了完整的方法，对核电厂安全性能和风险状况进行量化评价，并依据评价结果，实施不同级别的监管。

反应堆监督程序体现了美国核管会从上至下、分层管理的监管理念。这种方法从期望的结果出发，制定和计算需要能够反映这种结果的性能指标，然后监测这些性能指标是否与所需要的目标相一致。美国核管会的监管的最终目标是确保核电厂在充分保证公众健康和安全的条件下运行。

而确保最终目标实现的这些性能指标，在框架结构中被描述为关键领域。他们分别为：反应堆安全、辐射安全和电厂保卫，形成了监管框架的第二等级。而从风险指引型角度，识别出每个关键领域内最重要的元素，并将这些元素称为安全基石，将其置于监管框架中的第三等级，如图1所示[4-6]。

图1 美国核管会(NRC)监管框架Fig.1 Nuclear Safety Commission Regulatory Framework

图2 SDP方法总体架构和实施流程Fig.2 Overview and process of SDP method

安全基石有7个，分别是始发事件、缓解系统、屏障完整性、应急准备、公众辐射安全、职业辐射安全和实体保卫。

异常重要性判定方法便是反应堆监督程序的主要技术支柱之一。异常重要性判定方法根据事项涉及的安全基石、工况以及评估重点的不同，发展出了许多具体的评估子程序[7，8]，如图2所示。

SDP引导程序根据事项的属性，将其引导到不同的SDP评估程序进行评估，各个评估程序也可以将评估对象引导到其他程序中，最终得到评估结果。

2 异常重要性判定方法评估程序

在核电厂发生的大量事项中在功率工况下发生的占有很大份额，下面以功率工况为例，介绍SDP评估程序的评估流程。

功率工况SDP结合了确定论和概率论的评价方法，流程包括2个阶段。第1阶段通过一系列基于确定论的问题对事件进行特征评价，能快速的筛选出低安全重要度的事件，这些事件不需要进入第2阶段评价。需要说明的是，如果事项经过筛选后被判定为更适合其他异常重要性判定方法(SDP)评估程序，则转向相应的评估程序进行分析。具体第1阶段评估流程如图3所示。

图3 功率工况SDP第1阶段评估流程Fig.3 Process of phase 1 of At-Power SDP method

第2阶段则是对需要进入第2阶段评估的事项进一步进行评估，能够计算得到发现项造成的堆芯损坏频率增量(ΔCDF)的量级，然后依据表1，将计算所得的结果使用“绿、白、黄、红”中的一种亮灯颜色标识出来，以此来反映事件的风险重要程度，其具体风险等级如表2所示[9]。如果经过第2阶段的评估发现，发现项的风险重要度不是绿色，则需要进入概率安全分析(PSA)评价。功率工况SDP的第2阶段实施流程如图4所示。

图4 功率工况SDP第2阶段评估流程Fig.4 Process of phase 2 of At-Power SDP method

颜色风险大小程度绿色表示安全性能完全满足相关安全基石的目标,电厂性能没有重大偏离白色表示安全性能偏离期望的正常范围,安全裕量略有下降,但是满足安全基石的目标黄色表示安全性能下降明显,安全裕量有所下降,安全基石目标满足情况有所下降红色表示安全裕量大幅度降低,连续运行有可能将不能确保公众的健康与安全

表2 颜色表示所代表的风险(定量)Table 2 The Risk Represent by Color identification(Quantitation)

3 异常重要性判定方法(SDP)与概率安全分析(PSA)的关系

利用概率安全分析(PSA)方法来对安全事项进行安全重要度评估是常用手段,而且计算精度高;但是，评估成本是非常大的，这是因为[10,11]：

首先，要求使用者对PSA模型非常了解，需要准确的找出降级工况在PSA模型中的位置，并且同一个降级工况可能影响多个PSA要素，这对使用人员的要求很高，工作量也很大。

其次，概率安全分析(PSA)模型的开发成本和维护成本都很高，即使是同一类型的核电厂，其PSA模型也是存在区别的，而且随着核电厂具体配置的升级和变更，PSA模型也需要修改。

再次，概率安全分析(PSA)计算的结果虽然精确，但是难以简单判断评估的逻辑性，并且结果可读性也较弱。

而对于核安全管理和监管人员，事项来源于许多不同的机组，对于大部分事项而言，其安全重要度明显是极低的，并不需要进行详细的PSA分析。此时，就需要对PSA模型进行简化，得到一个高效率、低门槛、开放性的评估方法，这就是开发异常重要性判定方法(SDP)的主要目的。

4 异常重要性判定方法(SDP)判定模型的开发原则

以功率工况SDP为例，其第2阶段的评估完全是根据对PSA模型进行简化处理所得到的SDP判定模型进行的。SDP判定模型的建立关键是通过合理地对PSA模型进行简化，去除对定量化结果影响不大的相关安全因素，其基本原则如下[10]。

4.1 功能题头的简化

对配置相同、功能一致的功能题头事件进行合并，而不对其所处的始发事件序列进行区分。对于属于同一功能的连续动作的题头事件进行合并。对于会导致转向其他事件树的功能题头事件则进行删除，或单独建模处理。将导致的堆芯损坏频率(CDF)值很小(10-10/堆年以下)的事件序列删除。事件树中某些题头事件的配置和成功准则会根据所处序列的不同而不同，可以将其拆分为多个配置和成功准则确定的功能题头事件。

4.2 失效概率的统一

在概率安全分析(PSA)分析中，安全事项的风险增量，就是源于安全事项对事件树中所有要素失效概率造成的影响。不同的核电厂由于具体配置和运行情况的不同，不仅事件树模型存在差异，即使是相同事件树形式，其基本事件的失效概率也是不同的。而SDP方法则通过列化处理和量级化处理将要素的失效概率进行统一，简化了评估流程。

4.3 始发事件的简化

对功能题头事件进行简化后，将事件树进程基本一致的始发事件进行合并，并以最不利工况进行包络。合并后的始发事件频率为被合并始发事件频率之和，同时将频率极小且造成的堆蕊损坏频率小于10-10/堆年的始发事件进行删除。

4.4 始发事件和功能题头事件频率的量级化

将经过合并和删除后的始发事件和功能题头事件频率进行量级化处理，引入始发事件水平(IEL)来代替始发事件频率(IEF)，IEL=-log(IEF的量级)，例如，始发事件频率为2.8×10-3/堆年时，其IEL为3。如果安全事项造成始发事件频率上升，通常情况下，SDP将其处理为将IEL提高一个等级，例如，某安全事项会造成IEL为3的丧失厂外电(LOOP)事件频率上升则提高一个等级，按照IEL为2进行计算。

SDP中对始发事件频率和功能题头失效概率都进行了量级化处理后，再将安全事项的暴露时间T0划分为3天以内、3-30天、30天以上三个区间，分别对应暴露时间水平T0L为2、1、0。

所以SDP对于ΔCDF的计算公式为：

其中，T0L为暴露时间对应的暴露时间水平，IEL为事故序列的始发事件水平，PL为事故序列中所有功能题头剩余缓解能力的和[11-13]。

而在将受影响的CD序列进行堆蕊损坏频率量级求和时，采用了近似处理，即3个同一量级的CD序列等效为一个高一个量级的CD序列。举例来说，就是3个量级为“6”的CD序列相当为1个量级为“5”的CD序列，3个量级为“5”的CD序列相当为1个量级为“4”的CD序列，以此类推，求和过程中取整。首先这样的处理方式肯定是保守的，并且通过将SDP事故序列同PSA模型的事故序列进行比较以及大量应用经验可以说明，这样的处理是合适的。

下面以某两环路M310型核电厂大破口失水事故(LLOCA)事件树简化为例，介绍为建立SDP判定模型而进行的简化过程。LLOCA是由大破口(LLOCA1A)和压力容器直接注入管线大破口(LLOCA2A)简化合并而来，其事件树如图5所示。

对比两个事件树可以看出事故进程完成相同，唯一的不同点为中压安注箱注入题头存在如下差别，对其进行了相应的处理：

(1)2/2台中压安注箱成功注入(M02)：其成功准则为需要两台安注箱全部投入使用;

图5 LLOCA1A与LLOCA2A事件树Fig.5 LLOCA1A and LLOCA2A Event Tree

(2)完好的1台中压安注箱成功(M03)：其成功准则为需要任一台安注箱投入使用，但由于压力容器直接注入管线产生大LOCA，导致一台安注箱不可用，则只有一台完好的安注箱可用;

(3)中压安注箱注入题头(SIT)风险矩阵已经考虑了各种失效模式。

因此，最终决定把安注箱投入相关的题头进行合并，统一归为中压安注箱注入题头(SIT)。最后确定构建大破口失水事故(LLOCA)事件树形式,如图6所示。

图6 SDP模型中LLOCA事件树Fig.6 LLOCA Event Tree of SDP Model

异常重要性判定方法(SDP)事件序列表包括3方面的信息：事件树中的功能事件、功能事件的成功准则、事件树中全部的CD序列。根据构建的LLOCA事件树，确定SDP事故序列(CD序列)，进而确定所涉及的题头包括EAS01、EAS02、LPR01、LPR02、LPSI、SIT。根据始发事件的边界条件及相关题头的成功准则，进而确定每个题头的成功准则。

根据核电厂的系统设备配置及相关事故进程的最小配置要求，最后编制成如下的事故序列表3，各题头的成功准则，见表4。

表3 事故序列表Table 3 Accident Sequence

综上所述，SDP判定模型的建立实际上是对核电厂PSA模型的简化，其简化过程中遵循一定的原则，其判定的结果理论上应该比核电厂PSA模型计算的结果更加保守，这样才能达到对安全事项筛选的目的。SDP模型的建立后，还需进行PSA的验证工作，即利用PSA对SDP模型的正确性和保守性进行验证，根据验证结果进行适当的调整。

表4 成功准则Table 4 Success Criteria

5 异常重要性判定方法(SDP)判定的良好实践

美国104个在运核电厂在2012年2季度至2013年1季度期间，各个安全基石相关的安全事项的数量如图7和表5所示[13，14]。

图7 美国核电厂2012年2季度至2013年1季度期间安全事项分布图Fig.7 Safety Matter Distribution of American NPPs From the Second Quarter of 2012 to the First Quarter of 2013

风险重要度红色黄色白色大于绿色绿色数目22154961百分比0.2%0.2%1.6%0.4%97.6%

从评估结果来看，始发事件安全基石、缓解系统安全基石、屏障完整性安全基石相关安全事项占总数的85%左右。表4对过去一年中安全事项的最终判定结果进行了分析，其中最终判定结果为绿色的占97.6%，判定大于绿色的安全事项仅占2.4%。

可以看出，通过SDP分析对风险进行量化、推进的风险指引型核安全管理，美国核电厂全年所需关注的核安全事项不足1000个，平均每个机组在10个左右，安全重要度较高的事项23个，平均每个机组0.22个，这使得NRC可以充分关注核安全重要度较高的事项，合理配置资源。

6 典型案例

下面对几个典型事件的SDP评估情况进行简单的介绍。

6.1 美国Fort Calhoun核电厂电气开关断路器安装和校准存在缺陷导致火灾事件

事件概况：2011年7月7日，核电厂一个电气开关设备发生火灾，该电气开关主要用于为乏燃料水池冷却所需要的重要系统和设备供电。该火灾导致相关系统两列电源丧失。NRC对事件进行了检查,发现造成这次火灾的是一个更换过的断路器故障导致。该断路器位于电气开关内，更换时间是18个月前。更换时电气部件之间的校准偏差和连接处的清理不充分(表面有硬化的油脂),使连接点的电阻增加,导致了温度升高并发生火灾，造成了其供电电源丧失。烟灰和烟气的蔓延穿过防火屏障，导致另一列设备的断路器也发生动作而丧失功能。事件导致乏燃料水池丧失冷却90分钟。在随后的补充检查中，发现多个断路器的更换情况均存在相同的问题[14]。

重要性判定(SDP)：火灾事件发生在机组冷停堆状态。该缺陷的暴露时间选取了SDP所允许的最大暴露时间(1年)。评估人员对外部事件进行了评估，得出火灾的发生频率为7.0×10-2/堆年。分析中包含了火灾可能影响到的9个常闭断路器，风险重要度判定为“红色”。PSA精确计算结果显示ΔCDF=1.1×10-4/堆年。另外考虑地震所诱发的火灾的计算结果为ΔCDF=2.7×10-4/堆年。由于该安全事项并未造成放射性早期大规模释放，所以其最终计算结果为：

ΔCDF=1.1×10-4/堆年+2.7×10-4/堆年≈4×10-4/堆年

6.2 美国Arkansas Nuclear 1核电厂设备冷却水泵失效事件

事件概况：2012年6月30日，核电厂1号机组发生一起设备冷却水泵C失效事件。该事件的根本原因是未能按照采购相关文件进行物料采购，导致错误的联轴器被安装于设备冷却水泵C上，直接导致了联轴器损坏，该泵不可用。

重要性判定(SDP)：该事件对始发事件安全基石和缓解系统安全基石都有潜在的影响，评估人员分析得出其对缓解系统安全基石的影响占据主导地位，主要对堆芯的长期冷却功能有影响，通过SDP分析得出其风险重要度较低—“绿色”。

6.3 美国Perry 1核电厂撤除反应堆厂房内源量程中子探测器事件

事件概况：NRC检查人员发现Perry 1核电厂撤除了反应堆通道内的源量程中子探测器。该区域属于放射性较高的区域，撤除源量程中子探测器后，该区域的放射性风险将无法评估和衡量。

重要性判定(SDP)：评估人员认为该事件导致反应堆通道区域内发生过度辐射事件的风险大大增加，核电厂并没有有效的手段去进行监测，潜在违反了ALARA原则，且该事件对于交叉领域中的人员绩效也有影响，最终将其风险重要度定为“白色”[15]。

6.4 国内某核电厂CFI001/002SC接线错误问题

2015年7月，机组在执行核电厂循环水过滤系统(CFI)中高速电机带载能力试验时，发现以下问题：

(1)A列旋转滤网启动高速电机后，CFI001SC信号持续触发，停运高速电机后，在旋转滤网转速较高时，低速电机立即启动;

(2)B列旋转滤网启动中速电机后，CFI002SC信号持续触发，停运中速电机后，低速电机立即启动。

2015年7月16日，核电厂进行CFI001/002SC故障处理时，发现CFI001/002SC接线错误。CFI001/002SC为核电厂循环水过滤系统(CFI)低速电机的转速开关，分别为低速电机001/002MO提供启动信号，CFI001/002SC故障将可能影响到旋转鼓网的运行，进而威胁到循环水系统、重要厂用水系统、循环水处理系统、辅助冷却水系统的可用性，可能导致热阱的丧失。

重要性判定(SDP)：CFI001/002SC故障可能威胁到旋转滤网旋转功能，可能造成最终热阱的丧失，对其进行了重要度判定，结果为“白色”事件[15]。

7 结论

目前国内核电厂都已开发了自身的功率工况和停堆工况下的PSA模型，核安全监管机构也已开发符合监管需要的SPAR MODEL(标准PSA模型)，这给SDP的开发和使用打下了良好的基础。国内核电厂和核安全监管机构在开发和使用SDP的过程中积累了一定的经验，逐步形成了完善的实施流程，加强了安全决策的有效性，可以更有效地利用监管资源和减轻核电厂不必要的负担，提高了核电厂运行、维修的灵活性。其中，国家核安全局已开发了“核电厂异常重要性判定系统”。该系统已投入使用，供核安全管理人员使用。田湾核电站和秦山第二核电厂也开发了自己的SDP判定系统，应用于日常安全管理过程中。

SDP判定方法实现了风险的量化评估，真正做到对涉及核安全相关的事项进行分级管理，合理配置技术和监管资源。而美国NRC和核电厂使用SDP后不断提升的安全和经济业绩也对其效果提供了佐证。

随着以SDP判定方法为代表的风险指引型方法在核安全管理和监管中的应用，我国核安全监督和管理将越来越科学和有效。

[1] NRC. IMC0308 Attachment3, Significance Determination Process Basis Document[S].Washingtong DC:NRC,2006.

[2] NRC. IMC0308 Attachment3 Appendix A, Technical Basis For The At-Power Significance Determination Process[S].Washingtong DC:NRC,2012.

[3] NRC.IMC0308 Attachment3 Appendix G, Technical Basis For Shutdown Operations Significance Determination Process[S].Washingtong DC:NRC,2005.

[4] NRC.IMC0308 Attachment3 Appendix A, Technical Basis For The At-Power Significance Determination Process[S].Washingtong DC:NRC,2012.

[5] NRC.IMC0609,Significance Determination Process[S].Washingtong DC:NRC,2011.

[6] NRC.IMC-0308 Att 3, App A, Technical Basis for At Power Significance Determination Process[S].Washingtong DC:NRC,2006.

[7]NRC.IMC0308 Attachment3 Appendix B, Technical Basis For Emergency Preparedness Significance Determination Process[S].Washingtong DC:NRC,2012.

[8] NRC.IMC0308 Attachment3 Appendix C, Technical Basis For Occupational Radiation Safety Significance Determination Process[S].Washingtong DC:NRC,2005.

[9] NRC.IMC0308 Attachment3 Appendix F, Technical Basis For Fire Protection Significance Determination Process At Power Operations[S].Washingtong DC:NRC,2005.

[10] 郑丽馨，孙树海，陶书生，等.核电厂RCV主泵断轴事件的重要性判定[J]. 原子能科学技术，2015,49(12)：2189-2194.

[11] NRC.IMC0308 Attachment3 Appendix D, Technical Basis For Public Radiation Safety Significance Determination Process[S].Washingtong DC:NRC,2004.

[12] NRC. Reactor oversight process(ROP) basis document (IMC0308)[S].Washingtong DC:NRC,2007.

[13] NRC. Initial characterization of findings (IMC 0609 Attachment 4)[S].Washingtong DC:NRC,2012.

[14] NRC,IMC0609 Appendix K. Maintenance Risk Assessment and Risk Management Significance Determination Process[S].Washingtong DC:NRC,2005.

[15] 顾晔艺.浅谈风险指引型核安全法规体系[S].核安全，2008(1)：26-23.

Significance Determination Process of NPP and Application

SUN Shuhai, ZHAO Li, ZHENG Lixin, TAO Shusheng, ZOU Xiang, LI Huasheng*

(Nuclear and Radiation Safety Center, MEP, Beijing，10082，China)

The nuclear safety supervisor must deal with lots of events in the safety supervision of NPPs. It is important that these are solved quickly and correctly. Now the NPPs and supervision institute solve these events relevant to nuclear safety according to grading and classification, it make the more important events paid much attention and ensure the NPPs safety. the most important part of the mode of grading and classification is how to judge significance of events. With probabilistic safety analysis (PSA) application in nuclear safety supervision, the nuclear safety supervisor could determine the events important significance according to the risk important degree. This paper described Significance Determination Process(SDP) of NPPs application in importance judgment of events, and including influence of the nuclear safety supervision.

NPP; event; screening; PSA

2016- 07- 23

2016- 09- 10

国家科技重大专项，项目编号：2011ZX06002-010

孙树海(1978-)，男，黑龙江牡丹江人，高级工程师，学士，现主要从事核安全审评工作

*通讯作者:李华升，E-mail: lihuasheng@chinansc.cn

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A

1672- 5360(2017)01- 0056- 07