风险指引型在役检查优化申请的独立审核计算

初永越，李虎伟，黄志超，钱晓明，依 岩

(环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082)

风险指引型在役检查优化申请的独立审核计算

初永越，李虎伟，黄志超，钱晓明，依 岩

(环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082)

本文详细介绍了环境保护部核与辐射安全中心针对风险指引型在役检查(RI-ISI)优化申请所开展的独立审核计算。在大亚湾核电厂RI-ISI优化申请的审评工作中，采用国家核安全局标准概率安全分析(PSA)监管模型，计算管段失效后果和拟实施变更后的风险增量，对申请者管段失效后果分析结果进行核算，并独立评价该申请是否满足风险可接受准则。实现了核安全监管部门对PSA应用试点项目的独立审核计算，为核安全决策提供进一步的支持，提高核安全监管的独立性、科学性和有效性。

RI-ISI；独立审核计算；标准PSA监管模型；风险评价

1 引言

随着核工业界对核电厂管道在役检查(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技术的发展与应用，在核电厂管道ISI领域已经形成了RI-ISI方法。该方法不仅做到了对安全重要管道的关注，提高了管道缺陷检测效率，而且也给电厂带来了切实的经济利益，并已在世界范围很多机组开展应用。

近年来，国家核安全局一直将推进PSA应用列为重点工作，并会同核与辐射安全中心、各地区核安全监督站、运行核电厂及其他相关单位集思广益、深入研讨，推动该项工作持续开展[1]。国家核安全局于2012年组织召开了运行核电厂PSA应用研讨会，会议明确了各运行电厂应用试点项目及工作计划，其中RI-ISI就是试点工作的重点内容之一。

本文将以申请者提交的《大亚湾核电厂1号机组ARE、ASG和RRA系统管道在役检查策略优化》申请的审评过程为例，详细说明环境保护部核与辐射安全中心针对RI-ISI项目开展独立审核计算的工作过程。核与辐射安全中心应用国家核安全局标准PSA监管模型分别针对该电厂ARE、ASG和RRA系统管段失效后果开展定量化计算，并且对变更后的风险进行评价。分析结果如实反映了该报告中重要风险定量化过程，保证了核安全监管的独立性、科学性和有效性。文章将对开展RI-ISI独立审核计算的方法、内容和分析结果进行详细说明。

2 目标和范围

后果评估是风险指引型在役检查分析过程的主要步骤之一。后果评估的目标是基于管段破裂对核电厂安全的影响来评估其破裂后果，即通过计算管段破裂的条件堆芯损坏概率(CCDP)和条件早期大量放射性释放概率(CLERP)来评估其对电厂风险的影响，并根据风险准则对管段破裂后果进行分类。另外，本文还将对变更后的风险进行评价。

本次后果评估的范围包括辅助给水系统(ASG)的2级和3级管道、主给水流量控制系统(ARE)的2级和非安全级管道、余热排出系统(RRA)的1级和2级管道，假设计算过程仅针对功率工况CCDP。

3 方法介绍

3.1 实施流程

本次RI-ISI的独立审核计算主要参照EPRI TR-112657导则开展分析[2]。图1给出了RI-ISI的总体实施流程，其目的是确定被检查的风险重要管段，以及评价变更对机组风险的影响。本文主要针对RI-ISI实施流程中“管道失效的后果分析”和“定义后果管段”两部分内容进行分析。在实施流程中，失效模式与影响分析(FMEA)是非常重要的一个环节，其主要目的如下：

(1) 确定和评估系统管段的劣化机理以及相应的破裂可能性；

(2) 确定管段破裂后果；

(3) 基于管段破裂可能性和破裂后果，对系统管段进行风险分类；

(4) 基于管段的风险分类确定应该被检查的管段范围。

图1 RI-ISI实施流程Fig.1 RI-ISI Implementation Process

与RI-ISI实施流程相比，本次后果评估独立审核仅完成图1中的2A和2B部分，而不开展2C和2D部分。本文完成FMEA分析，确定标准PSA监管模型中的需修改内容，计算得到功率工况下CCDP，并根据表1中定量准则划分出各系统管段的后果类别，最终与申请者提交的申请报告结果进行对比说明。

表1 后果分析的定量准则Table 1 Quantification Principle of Consequence Analysis

根据NNSA-0147[3]和NNSA-0153[4]，需评价变更前后单个系统以及总的风险增量是否满足风险可接受准则。参照NNSA-0153，风险增量采用下面公式进行计算：

ΔCDF=∑(PODei×Nei-PODri×Nri)×
F0i×CCDPi

式中：i指某系统的高或中风险区的所有管段，i从1到N；F0i指某系统管段i未采取任何检查的管道失效频率；CCDPi指某系统管段i的CCDP；PODei指执行现有检查大纲时，管段i的检查发现概率；PODri指执行RI-ISI检查大纲时，管段i的检查发现概率；Nei指执行现有检查大纲时，管段i的焊缝检查数量；Nri指执行RI-ISI检查大纲时，管段i的焊缝检查数量。

3.2 PSA模型

本次独立审核计算采用的是由国家核安全局标准PSA监管模型中的三环路M310型核电厂一级PSA模型。

4 管段后果定量评估

4.1 基本假设

管段后果分析中的基本假设：

(1) 不考虑外部事件对管段破裂的影响，而仅考虑管段破裂对外部事件风险的影响，即是否会增加外部事件发生频率，是否会导致外部事件所需的缓解失效或者两者的组合；

(2) 在后果分析中不考虑破裂前泄漏(LBB)，即在计算CCDP时作保守处理，忽略在管段泄漏发展为破裂以前被发现的概率。

(3) 本分析计算时使用Risk Spectrum 1.2，计算截断值取1E-15。

4.2 管段破裂影响分析

针对确定的ARE、ASG、RRA系统的每一个管段进行定性分析以确定其具体影响，为定量评估做准备。下面以ARE系统为例对分析过程进行详细说明。

ARE系统的具体管段划分如图2和图3所示，表2给出了ARE系统各管段描述及编码，表3给出了ARE系统管段破裂影响的定性分析结果。

表2 ARE系统各管段描述及编码Table 2 Pipe Description and Coding of ARE System

图2 ARE系统管段划分Fig.2 Pipe Partition of ARE System

图3 ARE系统管段划分Fig.3 Pipe Partition of ARE System

表3 ARE系统管段破裂影响定性分析(功率工况)Table 3 ARE System’s Quanlitative Analysis of Break(Power Condition)

5 系统管道后果评估结果

根据表3中的影响分析结果，暴露时间取允许后撤时间(AOT)为8h，使用标准PSA监管模型对各管段破裂后果进行定量评估，结果如表4所示。

表4 ARE系统后果定量评价Table 4 ARE System’s Quantitative Analysis of Consequence

根据表4中的定量评估结果以及RI-ISI实施程序中的后果分类准则，确定了ARE系统管段的后果类别如表5所示。

表5 ARE系统各管段破裂的后果类别Table 5 ARE System’s Consequence Category of Pipe

本次计算确定的ARE、ASG和RRA系统的后果类别与申请者提交的评估结果对比如表6所示。通过对比可知，本次独立审核计算结果中处于更高风险级别的管段更少，而申请者提交的报告中结果更为保守。结果的差异可能是由于模型差异、分析方法、输入数据等不同而造成，但独立审核计算结果已充分验证了申请者计算结果的保守性。

表6 ARE、ASG和RRA系统管道后果评估结果对比Table 6 Comparison of ARE、ASG and RRA System’s Pipe Consequence Result

注：[1]表示计算结果来源于申请者提交的报告；[2]表示计算结果来源于本校核计算报告。

6 风险评价

ARE、ASG和RRA系统实施RI-ISI后，检查位置和检查数量的变化将影响电厂的风险水平。本节将从定性和定量的角度，论证这些变更的风险变化是否符合导则NNSA-0147《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》及NNSA-0153《特定电厂风险指引决策方法：管道在役检查》的风险可接受度指标。

6.1 定性分析

对于 ARE 的核安全2级管道，通过后果分析和劣化机理分析，系统管道划分为高风险等级和低风险等级。优化前处于高风险等级的25道焊缝和低风险等级的3道焊缝实施体积检查；而优化后，高风险等级选取16道焊缝进行检测，低风险等级没有选取。这种情况下，如果检查方法以及检查部位保持不变，则优化后风险是增加的。

对于ASG的核安全2级管道，通过后果分析和劣化机理分析，系统管道划分为高和低风险等级。优化前处于高风险等级的11道焊缝和低风险等级的3道焊缝实施体积检查；而优化后，高风险等级选取5道焊缝进行检查，低风险等级没有选取。因此，如果检查方法以及检查部位保持不变，优化后风险是增加的。对于ASG的核安全3级管道，优化前处于中风险等级的6道焊缝实施体积检查；优化后只检查1道焊缝。同样在检查方法以及检查部位保持不变时，优化后风险是增加的。

对于 RRA 系统，相比现行检查规范，实施 RI-ISI 后，识别了之前没有关注到的存在劣化机理的管道，增加了检查焊缝数量，优化后风险是降低的。

6.2 定量分析

在进行定量评价中，需要确定几个主要的参数：

1.管道焊缝的失效频率

参考 EPRI TR-111880，对于高、中和低潜在破裂可能性的管道，管道焊缝失效频率取上限包络值分别为1.0E-04/焊缝年，1.0E-05/焊缝年和1.0E-06/焊缝年。

2.检查发现率(POD)

参考EPRI-TR-1013543，又考虑到大亚湾强制性规范对高风险管段的明确覆盖，对于ARE、ASG和RRA系统，检查发现率均取0.5；

3. CCDP

根据标准PSA监管模型计算确定出ARE、ASG和RRA系统的CCDP，并且根据计算结果取用其中的保守值作为定量计算的输入，具体取值如表7所示。

基于以上信息，对ARE、ASG和RRA系统实施 RI-ISI优化前后的风险变化进行定量计算，表7给出了风险变化的计算结果。从表中可以看出，虽然计算过程中管道焊缝的失效频率保守采用了上限包络值，但对ARE和ASG系统而言，优化后每个系统的风险增量仍小于定量准则：ΔCDF<1E-07/堆年，且有较大的裕量；对RRA系统而言，优化后检查焊缝数量增加，电厂总风险降低。对三个系统而言，总的风险增量远小于相应的定量准则：ΔCDF<1E-06/堆年。申请者计算的ARE、ASG和RRA系统对应的ΔCDF分别为1.80E-09、1.25E-09和-7.85E-11。通过与申请者的计算结果比较可以看出，申请者计算的结果变化趋势与审核计算结果相符。

根据以上分析过程可以得出结论，实施RI-ISI优化后，电厂风险变化水平满足NNSA-0147和NNSA-0153中的风险可接受准则。

表7 风险变化的计算结果Table 7 Result of Risk’s Variation

7 总结

本文介绍了核与辐射安全中心采用标准PSA监管模型开展风险指引型在役检查优化独立审核计算的详细过程。本项工作的开展对申请项目中部分计算结果和分析结论的适当性进行了独立审核，为核安全决策提供支持，保证了核安全监管工作的独立性和科学性。同时，完成本项工作也有助于提高审评人员开展独立审核计算的能力，进一步增强了审评人员对PSA模型以及PSA应用技术的理解。

[1] 邱艳荣，依岩.国内PSA应用工作中的若干问题[C]//2012. 核能概率安全分析(PSA)研讨会会议论文集.上海：中国核能行业协会，2012：5-6.

[2] EPRI.EPRI 112657 Revised Risk-Informed In-service Inspection Evaluation Procedure [S]. America.1999.

[3] 国家核安全局. NNSA-0147 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[S]. 北京：国家核安全局，2011：16-17.

[4] 国家核安全局. NNSA-0153 特定电厂风险指引决策方法：管道在役检查[S]. 北京：国家核安全局，2012：12-14.

TheIndependentVerificationCalculationofRisk-InformedIn-serviceInspectionOptimizationApplication

CHUYong-yue，LIHu-wei，HUANGZhi-chao，QIANXiao-ming，YIYan

(Nuclear and Radiation Safety Center，Beijing 100082，China)

This paper illustrates the independent verification calculation of risk-informed in-service inspection optimization which finished by Nuclear and Radiation Safety Center(NSC)，Ministry of Environmental Protection. In the reviewing process of Daya Bay nuclear power plant Risk-Informed In-service Inspection(RI-ISI)optimization application，the staff in NSC calculates the result of pipe failure and risk increasing with the standard PSA reviewing model，and comparing the result whether meeting the risk acceptance criteria. This work provides a scientific support for nuclear safety，and makes the nuclear safety regulation more independent and effectively.

RI-ISI；Independent Verification Calculation；Standardized Plant Analysis Risk；Risk Assessment

2016-08-01

初永越，(1987—)，男，北京人，工程师，工学硕士，现主要从事核电厂概率安全分析审评相关工作

依岩：nscyiyan@126.com

TL38+6

A

0258-0918(2017)05-0822-08