核电厂安全重要物项的分级识别概述

邱春辉， 顾剑峰， 马静娴， 宋 强， 谭 坤

（中机生产力促进中心， 北京100044）

0 引言

目前在我国核安全法规、标准、核电厂的设计规范中主要采用确定论方法进行安全物项分级。 随着概率风险分析（PSA）技术应用的不断广泛和深入，基于传统确定论分级所形成的“特殊处理要求”过于保守，给核电厂的运维带来很多不必要的负担，限制了核电厂的经济性；但在某些方面又存在不够保守的情况[1]。 因此，为了使核电厂有限的资源得到优化配置， 非常有必要开展核电厂安全重要物项分级识别研究， 为核电厂后续开展设备可靠性、基于风险指引的在役检查、维修规则等方面的研究应用提供有效支撑。

1 传统物项安全分级

我国核安全法规HAF102-2016“核动力厂设计安全规定”5.3 节要求：必须识别所有安全重要物项，并根据其功能和安全重要性对其进行分级。 划分安全重要物项的安全重要性的方法，必须主要基于确定论方法，并适当辅以概率论方法。

HAF102 规定，必须保证在核动力厂所有状态下实现以下基本安全功能：

（1） 控制反应性。

（2）排出堆芯余热，导出乏燃料贮存设施所贮存燃料的热量。

（3）包容放射性物质、屏蔽辐射、控制放射性的计划排放，以及限制事故的放射性释放。

国标GB/T 17569-2013 “压水堆核电厂物项分级”根据HAF102 的要求，给出的分级规则及举例基于确定论方法。 针对核电厂物项安全分级，总体上而言应划分为安全级和非安全级两大等级。 凡承担或支持HAF102 中三项基本安全功能的物项， 其损坏会导致事故的物项以及其他具有防止或缓解事故功能的物项应列为安全级； 其余为非安全级。

2 风险指引的安全重要物项分级

在确定论方法物项分级的基础上， 美国核管会（NRC）提供了一种基于风险指引过程进行物项分级的替代方法，目的是基于该分级方法确定物项的安全重要性，并对安全重要性低的物项移除其相应的特殊要求。

2004 年，美国发布了联邦法规10 CFR 50.69“核电厂风险指引型构筑物、系统和设备分级和处理”，其中定义安全重要功能是指其退化或丧失可能会对核电厂纵深防御、安全裕量、风险造成重大不利影响的功能，包括设计基准功能、预防和缓解严重事故的功能。 物项（SSC）的安全重要功能是通过结合风险和传统工程经验的综合决策过程来确定的， 为了维持其功能有效性需根据SSC 的分级采取相应的监督要求。 在传统的确定论方法中，SSC 通常被划分为安全相关和非安全相关两大类，在10 CFR 50.69 中采用风险的观点并考虑严重事故， 重点确定SSC 的安全重要功能，将SSC 划分为四个等级[2]，详见图1。

图1 核电厂风险指引型物项分级[3]

RISC-1 （Risk-Informed Safety Class-1）： 该等级的SSC 为安全相关SSC， 并且基于风险指引分级过程确定为具有安全重要功能的SSC。 核电厂必须继续确保RISC-1 等级的SSC 具备与其分级相一致的安全重要功能，其相应的特殊处理要求不可降低。

RISC-2 （Risk-Informed Safety Class-2）： 该等级的SSC 为非安全相关SSC， 但基于风险指引分级过程确定为具有安全重要功能的SSC。 该等级在传统分级中属于非安全相关， 部分SSC 可能没有现成的特殊处理要求，但在新的分级中认为其对核电厂运行的安全有重要贡献。 因此，应考虑该等级SSC 当前的处理要求是否充分，必要时加强其处理要求。

RISC-3 （Risk-Informed Safety Class-3）： 该等级的SSC 为安全相关SSC， 但基于风险指引分级过程确定为低安全重要功能的SSC。 针对该等级SSC 可以适当地减免或放宽现有的特殊处理要求，采用替代要求。 但是这些替代要求能够保证这些SSC 在设计基准情况下仍能执行其安全相关功能，只是保障水平有所降低。

RISC-4 （Risk-Informed Safety Class-4）： 该等级的SSC 为非安全相关SSC， 并且基于风险指引分级过程确定为低安全重要功能的SSC。 针对该等级SSC，核电厂可继续维持其原有的处理要求。

3 核电厂安全重要物项筛选识别方法

核电厂安全重要物项的筛选识别范围包括对核电厂安全有重要贡献的安全相关和非安全相关SSC， 其筛选识别方法主要运用概率论， 并结合确定论和其他分析方法来识别和量化风险。 具体方法如下：

3.1 PSA 方法

在风险指引型管理中，主要采用PSA 方法将SSC 分为安全重要SSC 和非安全重要SSC，目的是调整“特殊的处理要求”SSC 的范围， 使资源集中到安全重要的SSC上，因为非安全相关SSC 也有可能是安全重要的。

PSA 方法能够系统的分析核电厂的风险， 并识别对电厂风险有重要贡献的因素， 利用PSA 中重要度的概念，对核电厂SSC 进行分类。 在核电厂PSA 中可以定义不同的重要度来反映基本事件在特定的状态下对电厂风险的影响。 通常， 通过风险增加重要度RAW（Risk Achievement Worth Importance Measure）、 风险减少重要度RRW（Risk Reduction Worth importance measure）和FV重要度（Fussell-Vesely Importance Measure）这三种量化的重要度来筛选识别安全重要SSC[4]，其中：

针对某一特定的基本事件，RAW 反映了当假定一个SSC 因为试验、维修或失效不能执行自身功能时，所选择的指标值的增量。 它是把此SSC 的基本事件的概率设为1 时计算出的数值与基准情况下的指标值之比或之差。当RAW>2，即当基本事件失效将使系统风险增加一倍以上，则相关SSC 被识别为安全重要SSC。

针对某一特定的基本事件，FV 重要度是所有包含该基本事件的事故序列得到的指标值占总指标值的贡献份额。 对包括非最小割集和成功概率的PSA 定量化方法，FV 重要度这样来计算： 将该基本事件的概率设为0后得到的总指标值的减小份额。 当FV>0.5%， 表明SSC对电厂的风险有贡献， 则相关SSC 被识别为安全重要SSC。

针对某一特定的基本事件，RRW 反映了该基本事件的概率设为0 后得到的总指标值的减小份额。RRW 也是替代FV 的一种可接受的计算方法。当RRW>1.005，表明SSC 对电厂风险的降低作用被截止， 则相关SSC 被识别为安全重要SSC。

概率风险分析应覆盖所有潜在的风险范围， 根据功率运行内部事件一级PSA、二级PSA，低功率和停堆工况内部事件PSA，火灾、水淹、地震和其他外部事件PSA模型进行重要度分析，将满足以上重要度筛选准则的SSC 筛选出来，以此构成核电厂安全重要SSC 的主要组成部分。

3.2 确定论方法

确定论方法也可用于识别安全重要SSC 的补充，主要是在进行严重事故评价时考虑几个方面的内容[5]：

（1）未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS 规则）。

（2）丧失所有交流电源。

（3）72 小时后的行动。

（4）安全壳性能。

（5）对安全相关系统的不利作用。

（6）抗震考虑。

3.3 针对非能动核电厂的特殊要求

非能动核电厂与传统压水堆核电厂在设计理念上有所不同，全面采用非能动安全系统来缓解事故。 因此，以往传统压水堆核电厂中安全级的能动安全系统的支持性系统在非能动核电厂中降级为非安全级。 为进一步提高非能动核电厂的纵深防御能力和增强核电厂安全水平，针对非能动核电厂非安全相关系统， 确定论方法可用于识别其安全重要SSC，主要考虑几个方面的内容[5]：

（1）多元驱动系统。

（2）未分级的1E 直流电和不间断电源系统。

（3）场外电源、主交流电源和现场备用电源系统。

（4）正常余热排出系统。

（5）设冷水系统。

（6）厂用水系统。

此外， 还可以通过行业运行经验和专家判断识别安全重要SSC。

4 美国核电领域的应用情况

美国South Texas 核电厂是开展基于风险指引安全重要物项分级研究最早和最全面的核电厂， 该电厂针对其100 个系统进行了风险指引的物项分级，并向NRC 提交了多个有关特殊处理要求的豁免或替代申请， 其中部分获得了批准。该核电厂安全重要物项分级详见表1。 由表1 可知，75%的安全相关物项被划分为RISC-3 等级，也就是低安全重要物项， 可以适当地减免或放宽现有的特殊处理要求，以提高电厂运行的经济性；1%的非安全相关物项被划分为RISC-2 等级，也就是高安全重要物项，需要强化其处理要求，以提高核电厂运行的安全性。截至目前， 美国已有15 家核电厂向NRC 提出了风险指引型物项分级特殊处理要求的优化申请，3 家已获得了批准。

表1 美国South Texas 核电厂安全重要物项分级结果

5 总结

基于风险指引的核电厂安全重要物项分级， 能够在保证核电厂安全的前提下，帮助设计、运行、维修和监管人员把资源集中于安全重要物项， 通过改进核电厂的在役试验、维修等活动将有限的资源得到优化配置，大幅度降低核电厂的运维成本。 美国NRC 发布了相关的法规导则，美国核能研究所编制了具体的分级方法，美国多个核电厂开展了相关物项分级工作， 极大地推动了该分级理念的发展。目前，该分级理念在我国核电行业内还处于发展的初级阶段，随着我国核电PSA 应用技术的日臻完善，国内核电厂非常有必要开展基于风险指引安全重要物项分级的试点工作，以便获得国家监管部门的认可和支持，使得该分级理念得到推广和应用。