风险指引型技术在核电厂维修工作中的应用

杨智　郗海英　杨鹏程

摘   要：利用概率安全分析（PSA）技术来支持核电厂的日常风险管理及安全决策，已成为目前国际上的主流分析方法。本文应用风险指引性技术，对核电厂某维修工作开展的风险进行定性、定量分析，评估开展此工作对核电厂安全的影响，为核电厂决策提供技术支持。

关键词：维修  风险指引型应用  概率安全分析（PSA）

中图分类号：TM623                                文献标识码：A                        文章编号：1674-098X（2019）06（c）-0021-04

Abstract： The use of probabilistic safety analysis technology to support the daily risk management and safety decision-making of nuclear power plant has become the international main stream analysis method. This paper applies risk-informed technology to qualitatively and quantitatively analyze the adjustment plan of a nuclear power plant's maintenance strategy， evaluate the impact of this work on the safety of nuclear power plants， and provide support for nuclear power plant decision-making.

Key Words：Probabilistic safety analysis（PSA）;Risk-Informed（RI）;Maintenance

2010年2月，國家核安全局颁布了关于在核安全领域中加强PSA应用的技术政策声明[1]，阐述了国家核安全局将在核安全领域中积极应用概率安全分析技术的政策。

在该技术政策中国家核安全局认为：近年来，概率安全分析技术已取得重大进展，在主要核电国家，概率安全分析技术已不仅仅停留于核设施安全水平的评估，而且对于进一步深入认识核安全问题，乃至对核安全要求的确定都在产生着深远的影响;在国内，概率安全分析技术经过20多年的发展，已具备了较好的技术基础，因此，国家核安全局希望积极地、有步骤地推动概率安全分析技术在国内核安全领域中更深层次的应用，为优化资源配置、提高核安全监督活动效率和提升核安全水平提供技术基础。

随着核电厂的模型范围越来越完善和模型的应用能力越来强，风险指引型技术在核电厂工程改造、事件评价、维修工作安排等领域已经得到了广泛的应用，从安全上和电厂经济上都获得收益。本文以国内某电厂附加柴油发电机组预防性维修超过运行技术规范时间要求的事件为例，进行概率安全分析（PSA），以确定此项维修工作开展的可行性。

1  背景

某电厂计划对附加柴油发电机组（0LHS）进行预防性检修，预期工期超过30d。根据运行技术规范GEN8的要求，0LHS允许不可用时间为1个月。如果检修实施，将不满足运行技术规范要求。因此，需要针对此种情况进行评价，以确定0LHS退出运行60d所引入的风险是否可以接受。

2  涉及设备的功能

核电厂每台机组各有两台应急柴油发电机组（EDG），在丧失厂外电（LOOP）的情况下，应急柴油机向应急母线供电，以确保安全相关系统和设备能够正常运行。为加强应对全厂断电事故（SBO），核电厂单独增设一台柴油发电机组（称为厂址附加柴油发电机组，编码为0LHS）。厂址附加柴油发电机组作为附加电源，其中的柴油发电机组和它的辅助设备是通过1E级质量鉴定，抗SSE地震，但该核电厂0LHS厂房不是按抗SSE地震设计建造。

作为核电厂的附加电源。其主要功能有两个方面：

（1）当某台机组丧失全部交流电源时，通过厂址附加柴油发电机机组恢复供电;

（2）正常运行工况下，当有一台应急柴油机退出运行后，可以用0LHS替代退出的应急柴油机，以保持每台机组仍然有两台柴油机可用。

附加柴油发电机组平时处于冷备用状态，没有任何信号可使其自动启动。当需要其替代机组应急柴油发电机组时，需先将附加柴油发电机组和被替代的机组应急柴油发电机组都彻底停运隔离，然后进行相关高压电气开关切换，使附加柴油发电机组连接至相应的机组应急母线，最后切换低压控制电源的接线，使传送至被替代机组应急柴油发电机组的所有控制信号转传送至附加柴油发电机组，完成附加柴油发电机组对机组应急柴油发电机组的替代。附加柴油发电机组和机组应急柴油发电机组分别布置在不同的厂房中，在替代操作的过程中需到相应厂房进行电气开关操作，且需在两个厂房间传递电气闭锁钥匙，耗时较长。

3  分析方法

风险指引型（Risk Informed）方法，是在传统工程分析（确定论分析、工程判断等）的基础上补充概率安全评价的分析结果所形成的一种涵盖风险信息的分析、决策与管理的方法。分析流程如图1所示。

4  技术规范要求

根据该核电厂运行技术规范，0LHS的可用性必须在一个月内恢复。

5  確定论分析

确定论分析主要是从法规和规范的要求、纵深防御、安全裕量等方面对此工作安排进行分析，以证明实施此项维修后仍然满足要求。

（1）我国现有法规和导则中提及核电厂运行要求的法规有HAF102（《核动力厂设计安全规定》）[2]和HAF103（《核动力厂运行安全规定》）[3]，导则有HAD102/17（《核动力厂安全评价与验证》）[4]、HAD103/01（《核动力厂运行限值和条件及运行规程》）[5]和HAD103/06（《核动力厂营运单位的组织和安全运行管理》）[6]。

经过分析，本次维修工作满足相关法规和导则中的要求。此外，国家核安全局于2010年2月颁布了关于在核安全领域中加强PSA应用的技术政策声明，在政策声明中对如何开展PSA应用也提出了相应的建议和要求，本次变更也遵守了该政策声明的各项建议和要求。

（2）实施0LHS维修没有明显改变当前纵深防御体系。

（3）实施0LHS维修满足事故分析的要求，没有改变在许可证基准中所包含的相对于可接受准则的安全分析裕量。

6  概率安全评价

6.1 定性分析

定性分析是基于变更对核电厂PSA模型要素的影响角度进行分析，包括始发事件、缓解系统/功能、人员响应、共因失效等多个方面。0LHS预防性检修对PSA相关要素的影响分析见表1。根据表1结果可知，0LHS退出运行使得SBO事故下电源恢复手段减少，会影响应对SBO事故的能力，而且主要影响内部事件范围的SBO缓解。

6.2 定量风险评价

定量风险评价需按照图2所示流程开展。

6.2.1 模型

根据上述分析，定量分析主要分析内部事件。因此分析中使用该核电厂最新内部事件、功率和停堆工况一、二级PSA模型。在核电厂PSA模型中，0LHS是以电源恢复功能进行考虑，包括两部分：0LHS接入应急母线和0LHS启动/运行。

6.2.2 评价准则

（1）配置风险控制。

配置风险控制的原理见图3，即就是控制设备退出期间所引入的风险增加小于某一个限值时，认为由于设备退出运行所引入的风险增加是可接受的。配置风险控制限值可参考NNSA-0148[8]和NUMARC-9301[9]，ICCDP和ICLERP限值分别设定为1.0E-06和1.0E-07，但是此限值针对的是内、外部事件。

0LHS退出预防性检修不会影响火灾、地震的始发事件频率，仅对外部事件导致始发事件（LOOP）后的事故缓解有影响，而且此影响已经在内部事件模型中考虑。此外，0LHS退出进行检修是一个临时配置状态，不是永久性活动。因此，此次分析的配置风险控制限值：ICCDP和ICLERP限值分别设定为1.0E-06和1.0E-07。

其中：

ICCDP=（CDF1-CDF0）×△T

CDF0：机组处于基准配置下的堆芯损坏频率;

CDF1：相关设备不可用时的堆芯损坏频率;

△T：设备不可用的持续时间。

限值：1.00E-06。

ICLERP=（LERF1-LERF0）×△T

LERF0：机组处于基准配置下的早期放射性大量释放频率;

LERF1：相关设备不可用时的早期放射性大量释放频率;

△T：设备不可用的持续时间。

限值：1.00E-07。

（2）平均风险增量控制。

平均风险增量控制原则见图4，控制原理图参考NNSA-0147[7]。如果设备退出时间增长，必然导致平均不可用度增加，进而会影响机组的平均风险水平。基于目前核电厂基准CDF和LERF值，CDF和LERF的平均风险增量限值分别设定为1.0E-6/堆年和1.0E-07/堆年。需要说明的是，平均风险控制一般是针对核电厂设计基准永久性变更的风险控制，而此次0LHS预防性检修是一个临时性的工作安排。

6.2.3 风险可接受准则验证

下面对0LHS退出运行60d时的配置风险控制和平均风险增量进行定量验证。

（1）配置风险增量验证。

0LHS检修计划实施的时间范围内，该电厂各机组处于功率运行工况，且在0LHS检修期间，相关监督试验按期执行，因此会存在不可用组态叠加的情况。

根据以上信息，可知0LHS检修是在确定的机组配置状态下进行的。因此，在定量评价时可以使用零维修模型，即把PSA模型中所有的维修不可用设置为“FALSE”。0LHS退出运行对应的模型状态就是把相关的题头事件设置为“TRUE”。定量评价结果见表2。

此外，在0LHS停运检修的60d里，机组监督试验仍按计划正常执行，故存在不可用组态叠加的情况。通过对核电厂监督试验执行情况进行梳理，整理出对核电厂风险有较大影响的试验清单，见表3。由于停堆下0LHS不可用的△CDF约为0，故停堆工况下考虑0LHS可用与否对风险影响很小可忽略，本处仅针对功率工况进行分析。

从表2、表3的评价结果可以看出，即使将0LHS停运检修60d并且考虑试验不可用叠加的情况后，其导致机组的风险增量远小于1.0E-06。

（2）平均风险增量验证。

实施0LHS停运检修，必将会增加0LHS的维修不可用度。0LHS停运60d的评价过程如下，具体定量结果见表4。

PSA模型中，功率运行模式下0LHS不可用度从1.00E-02变更为2.10E-01。

6.2.4 二级PSA分析

对于风险评价，二级PSA主要分析对于LERF的影响。根据分析，0LHS不可用不会直接导致安全壳旁通，且LOOP相关的序列导致的LERF与CDF之比小于10%。故LERF的计算结果不影响CDF分析所得出的结论，0LHS不可用导致的风险增加仍小于限值。

7  结语

根据定性和定量分析，0LHS停运检修60d虽不满足技术规范要求，但是不可用所引入机组风险增加较小，满足风险指引型决策中关于“保证风险增加量很小”这一原则要求。

本文结合某核电厂实际开展的预防性维修工作，梳理了基于风险指引型技术的核电厂维修工作评价方法和流程，从确定论安全分析和概率安全分析两个角度进行分析，得到此工作开展的风险是否可以接受，为核电厂的综合决策提供了支持。

参考文献

[1] 国家核安全局.技术政策：概率安全与可靠性技术在核安全领域的应用[R].2010.

[2] 国家核安全局.核安全法规.HAF102，核动力厂设计安全规定[R].2016.

[3] 国家核安全局，核安全法规.HAF103，核动力厂运行安全规定[R].2004.

[4] 国家核安全局.核安全管理导则.HAD102/17.核动力厂安全评价与验证[R].2006.

[5] 国家核安全局.核安全管理导则.HAD103/01.核电厂运行限值和条件[R].2004.

[6] 国家核安全局.核安全管理导则.HAD103/06.核电厂安全运行管理[R].2006.

[7] 国家核安全局.核安全译文. 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[R].2011.

[8] 国家核安全局.核安全译文.NNSA-0148.特定电厂风险指引决策方法：技术规格书[R].2011.

[9] Nuclear energy institute numarc industry guideline for monitoring the effectiveness of maintenance at  nuclear power plants： NUMARC 93-01[R]. Rev. 4c. 2015.