风险指引型方法在“华龙一号”机组设备分级的试点研究

邓　伟，王怡明，杨　健，马　超

风险指引型方法在“华龙一号”机组设备分级的试点研究

邓伟，王怡明，杨健，马超

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

国内现有核电厂系统、设备分级主要采用确定论方法，电厂运行经验表明某些风险不重要的系统、设备分级要求太过保守，不尽合理。随着概率安全分析（PSA）及风险指引型技术的发展，逐步形成了一种风险指引型设备分级的思路及方法。本文重点研究了风险指引设备分级的方法及流程，并以“华龙一号”机组安全壳喷淋系统为对象进行试点研究。初步的分析结果表明，“华龙一号”机组具备了开展风险指引型设备分级工作的基础，可以在后续机组的设计及运行中应用风险指引型设备分级方法，进一步开展优化分析，有效提升核电厂的安全性和经济性。

设备分级；风险指引；概率安全分析

核电厂的安全很大程度上取决于保证执行电厂安全目标的构筑物、系统和设备（Structures，Systems and Components，SSCs）的可靠性。“设备分级”就是从核电厂的构成中区分出履行三大基本安全目标（功能）的SSC，并按其执行安全功能的重要性，分为不同等级。“设备分级”的目的是提供分级的设计标准，对不同安全等级的设备规定不同的处理要求。这样既提高了核电厂的安全性，又避免了对某些不重要的设备要求过严的现象。

在核电厂的设计、建造和运行中，对核电厂SSC的设计、制造、质保、维修等各方面都有严格的规定及特殊处理要求，并制定了相应的法规要求，而基于传统确定论的核电厂SSC安全分级是上述各项管理要求和规定的基础。传统的确定论分级按照所执行的安全功能，将SSC划分为“安全相关”和“非安全相关”两大类。而在实际运行过程中可以发现存在某些系统、设备分级不尽合理的情况。

PSA技术经过多年的发展和实践，基于PSA技术的风险指引技术在核电厂的应用得到广泛的认可。目前业内通过多年实践，已将PSA技术应用于核电厂设计、运行和维修等各个领域，如电厂在役检查优化、技术规格书优化、大修优化等方面都开展了优化分析等工作。2004年，美国核管会（NRC）正式颁布了联邦法规10 CFR 50.69[1]，允许核电厂根据风险指引的思想调整受“特殊处理要求”约束的设备范围，将管理的重点及资源集中于真正安全重要的设备上[2-4]。近期，国家核安全局在组织核安全导则HAD 102/03《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》的升版[5]，业内专家建议在升版导则中增加风险指引分级方法，作为分级的可选方法之一。

由于设备分级对于电厂的安全性和经济性都具有重要影响，为了进一步探索平衡电厂的安全性和经济性的有效方法为进一步提升“华龙一号”的市场竞争力，本文以“华龙一号”机组为对象，对风险指引设备分级方法及操作流程进行研究，选取安全壳喷淋系统进行了试点研究，以期得到有益见解，为后续进一步的工作开展奠定基础。

1　分析方法

风险指引型安全分级（RI-SSC）并不是取代现有的安全分级，而是根据设备风险重要性的高低，将现有分级中“安全相关”和“非安全相关”这两个级别进行进一步细分，将SSC根据风险重要性细分为高安全重要（HSS）和低安全重要（LSS两个子类，共形成四个类型的SSC分级结果，如图1所示。其中，RISC-1是安全相关、高安全重要设备，RISC-2是非安全相关、高安全重要设备，RISC-3是安全相关、低安全重要设备，RISC-4是非安全相关、低安全重要设备。

图1　风险指引设备分级示意图

风险指引设备分级主要包括四个步骤[6-8]，分别是风险评价、纵深防御评估、风险敏感性分析和综合决策（IDP审查，Integrated Decision- making Panel审查）。分析过程如图2所示。

下面分别对主要的几个步骤进行介绍。

1.1　风险评价

利用核电厂的PSA模型，根据设备的重要度将设备分为高安全重要（High Safety Significant，HSS）和低安全重要（Low Safety Significant，LSS）两类。

图2　风险指引设备分级过程

应用PSA分析工具开展风险评价时，采用如下两个PSA重要度因子来进行分析：

（1） FV（Fussell-Vesely）重要度（割集重要度）。

（2） RAW（Risk Achievement Worth）重要度（风险增加当量重要度）。

基本事件i的FV重要度的计算表达式如下：

——电厂的风险；

0——电厂的基准风险。

基本事件的RAW重要度的计算表达式如下：

式中：i——基本事件的不可用度置为1。

若设备的重要度满足下面准则中的任一条，则该设备应定为高安全重要等级：

（1）单个设备的FV重要度＞0.005，取其所有基本事件FV重要度的总和。

（2）单个设备的RAW重要度＞2.0，取除共因失效（CCF）外基本事件（CCF基本事件单独考虑）最大的RAW。

（3）设备的共因组RAW重要度＞20.0，取所有CCF基本事件中最大的RAW。

1.2　纵深防御评估

纵深防御评估主要针对在风险评价阶段中被认为是为LSS的设备。该过程通过堆芯损坏、早期安全壳失效/旁通和长期安全壳完整性三个方面评估SSC功能，如果任一方面判定为对纵深防御为高安全重要，则该SSC即被认定为HSS。

若设备的重要度满足下面准则中的任一条，则该设备应定为高安全重要等级：

（1）单个设备的FV重要度＞0.005，取其所有基本事件FV重要度的总和。

（2）单个设备的RAW重要度＞2.0，取除共因失效（CCF）外基本事件（CCF基本事件单独考虑）最大的RAW。

堆芯损坏的纵深防御评估准则如图3所示[3]。

安全壳纵深防御评价主要考虑：（1）该SSC是否会引发界面系统冷却剂丧失事故（ISLOCA）；（2）该SSC是否能够为ISLOCA事故提供重要缓解能力；（3）该SSC能否在蒸汽发生器传热管破裂事故后隔离该蒸汽发生器；（4）SSC是否影响安全壳隔离；（5）该SSC是否用于支持未在CDF和LERF计算中考虑的系统功能，但却是在堆芯损伤后保持长期安全壳完整性的唯一方式。

1.3　风险敏感性分析

风险敏感性分析，目的是避免数据的不确定性导致部分高风险重要度的设备被划定为低风险重要度设备，具体做法是通过改变其可靠性，利用PSA模型重新评估其对核电厂风险的影响。SSC进行敏感性分析如下（包括但不局限于）：

（1）将所有人员失误基本事件值增加到其95%分位值。

图3　堆芯损坏的纵深防御评估准则

（2）将所有人员失误基本事件值降低到其5%分位值。

（3）将所有设备共因失效基本事件值增加到其95%分位值。

（4）将所有设备共因失效基本事件值降低其到5%分位值。

（5）将所有维修不可用度设为0。

对于以上5项内容，分别进行敏感性分析。如果设备在（1）至（5）中任意一步被认为是高安全重要的，则将设备划分为高安全重要；如设备仍然被认为是低安全重要的，则将设备划分为低安全重要。

1.4　IDP审查

为了充分利用各专业专家的观点及经验反馈，在实施风险指引设备分级过程中，一般会通过组建综合决策专家组IDP来做最后的综合决策，尽可能保证分析的科学性和合理性，IDP通常由来自运行、维修、设计、安全分析和PSA等多个专业的有经验的专家组成，负责对风险指引设备分级结果进行综合决策。

2　“华龙一号”试点研究

“华龙一号”是我国自主研发设计的“能动+非能动”先进压水堆核电厂，安全壳喷淋系统（CSP）是其中重要的专设安全设施，为了保证电厂更高的安全性，“华龙一号”还设置了非能动安全壳热量排出系统（PCS）以增强安全壳的排热能力，相对于传统二代电厂，“华龙一号”机组的安全壳喷淋系统的风险重要性有较大变化，因此本文选择安全壳喷淋系统进行试点分析。

安全壳喷淋系统的功能是：在事故工况（LOCA或安全壳内蒸汽管道破裂）下，当安全壳内的压力和温度升高到一定值时，系统将安全壳内的压力和温度降低至可接受的水平，以保持安全壳的完整性。其主要功能如下：

（1）安全壳内破口类事故，用于带出安全壳内热量，安全壳非能动热量导出系统（PCS）作为CSP失效后的备用。

（2）严重事故阶段，可用于带出安全壳内热量，PCS作为CSP失效后的备用。

“华龙一号”机组的安全壳喷淋系统为两列100%设计，系统的组成设备主要包括：喷淋泵、热交换器、喷射器、氢氧化钠储存罐、管线及相关的阀门。本分析针对CSP系统考虑的158个设备进行风险指引分级研究。

根据RI-SSC方法，CSP系统进行风险指引设备分级的分析情况如下：

（1）通过内部事件PSA模型中CPS设备的FV重要度、RAW重要度和设备共因组RAW重要度的定量计算，根据本文1.1中HSS设备的重要度准则，得到22个HSS设备。

（2）通过内部水淹PSA模型中CPS设备的FV重要度、RAW重要度和设备共因组RAW重要度的定量计算，根据本文1.1中HSS设备的重要度准则，无新增HSS设备。

（3）通过内部火灾PSA模型中CPS设备的FV重要度、RAW重要度和设备共因组RAW重要度的定量计算，根据本文1.1中HSS设备的重要度准则，新增热交换器为HSS设备。

（4）根据图3的堆芯损坏的纵深防御评估准则进行评估，新增用于安全壳隔离的阀门CSP013VBE和CSP014VBE为HSS设备。

（5）根据本文1.3的方法流程，开展人因敏感性分析、设备共因敏感性分析和试验维修不可用度敏感性分析，无新增HSS设备。

（6）IDP审查新增CSP145VRE、CSP146VRE阀为HSS设备。这两个阀门可以在事故期间开启以降低安全壳的气载放射性水平。

本研究主要开展了PSA风险评价、纵深防御评估和初步的IDP审查。其中，PSA风险评价包括内部事件PSA、内部水淹PSA和内部火灾PSA，尚未开展地震PSA风险评价。IDP审查仅开展了初步的分析尝试，还有待实际应用中进一步完善。

3　分析结果

经以上分析，得出“华龙一号”机组CSP系统的分级结果，分级结果如表1所示。

表1　CSP系统的风险指引设备分级结果

部分低风险重要度设备的进一步说明如下：

（1） CSP003PO为混合泵，用于搅拌NaOH溶液，事故期间不需要投运，在PSA模型中不考虑该泵，可定为LSS设备。

（2） CSP001VLP等手动阀是仪表管线的隔离阀，其所对应的仪表用于试验时测试泵，事故下不影响泵的安全功能，可定为LSS设备。

（3） CSP041VB等电动阀不影响安喷功能，可定为LSS设备。

在不考虑非能动安全壳余热排出系统（PCS）功能的情况下，开展敏感性分析，重新计算PSA模型中安喷系统相关设备重要度，得到CSP系统的风险指引分级结果如表2所示，其主要差异在于通过内部事件PSA模型中CPS设备风险评价得到的HSS设备数量和表1相比有少量变化。由分析结果可知，不考虑PCS系统功能的情况下，CSP系统设备的重要度均有提升，高安全重要度设备为36个，低安全重要度设备为109个，高安全重要度设备有所增加；“华龙一号”机组设置有跟CPS系统具有类似功能的PCS系统后，CPS系统的重要度有所降低，与风险指引分级的结果相吻合。但是由于这两个系统的功能相似度高，因此在基于重要度计算得到的HSS和LSS数量和表1所示的结果没有特别显著的差异。

4　小结与思考

本文对风险指引设备分级方法进行了研究，并以“华龙一号”机组安全壳喷淋系统为例进行了初步的实例分析，总结如下。

（1）以安喷系统为例，在传统确定论分析方法将其划分为安全级的设备中，有相当高比例（大约80%）的设备通过分析可以划定为低安全重要度的安全级设备，针对这些设备在特定要求上进行豁免或降低要求，可以在保证安全的前提下，有效提升电站经济性。

（2）完备的PSA模型实际上很大程度能够替代纵深防御评价，或者说纵深防御评价是在PSA不完备的情况下的权宜之策。例如1.2 ISLOCA实际在“华龙一号”机组PSA模型中进行了模化，其重要度可直接体现在风险评价步骤中，无需单独评价。

（3） NEI00-04中提出了较多的敏感性分析要求，由于国内主流PSA软件的限制，这部分的工作量较大，后续可以考虑在现有PSA软件的基础上开发此类敏感性分析模块，以便于自动化处理。

（4）对于翻版设计电站，或者运行电站的风险指引设备分级由于其PSA模型的基础一般都较好，因此开展此项应用具备较好条件，但是对于新研发的堆型，由于在堆型研发过程中PSA模型的开发与设备分级的确定几乎同步进行，如何将这两者进行匹配协调，后续还需在具体堆型研发实践中进行研究探索。

（5）根据美国10 CFR 50.69的相关规定，对于划分为RISC-2的设备，应对这些设备进行评估，如当前的性能未达到预期，则应考虑适当增加特殊处理要求；对于划分为RISC-3的设备，由于其当前受到与RISC-1设备相同的特殊处理要求，根据分级结果可申请豁免或降低特殊处理要求，如在环境鉴定、抗震鉴定、质量保证和在役试验等方面豁免或降低特殊处理的要求，从而在不影响安全性的前提下有效提升电厂经济性。对于RISC-2及RISC-3特定设备如何在实践中确定其特殊要求后续还需开展进一步的研究实践。

当前我国各核电厂均已开发或正在开发较为完善的PSA模型，且国内运行经验也越来越丰富，为开展包括风险指引设备分级在内各类PSA应用提供了有利的条件和技术基础。

我国核电厂RI-SSC分析技术研究尚处于研究阶段，RI-SSC工程实践目前还没有真正开展起来。风险指引设备分级分析技术是在传统确定论分级基础上，根据设备对电厂的安全重要度，将传统的安全相关和非安全相关分别再细分为HSS和LSS两类。通过风险指引型设备分级，可将设计、运行、监管和关注的重点集中到RISC-1和RISC-2设备中，一方面可加强对部分非安全相关设备的关注，提高其可靠性，另一方面可优化监管和运维资源，更好地确保核安全，提高核电厂的安全性；可豁免或降低RISC-3设备的特殊处理要求，降低核电厂的设计成本和运营成本，提高核电厂的经济性。

致谢

本文承蒙中国核电工程有限公司自主研发项目“运行核电厂风险指引型设备分级研究”（课题编号：KY1854）资助，特此感谢。

［1］ USNRC．Risk Informed Classification and Treatment of Structures，Systems and Components for Nuclear Power Reactors［R］．Federal Register，2004，69（224）．

［2］ Nuclear Energy Institute．Efficiency Bulletin：17-09，Industry wide Coordinated Licensing of 10 CFR 50.69［R］．2017．

［3］ NRC．Risk-Informed Categorization and Treatment of Structures，Systems and Components for Nuclear Power Reactors［R］．2004．

［4］ STPNOC．Safety Evaluation by the Office of Nuclear Reactor Regulation——Risk Informed Exemptions from Special Treatment Requirements［R］．2003．

［5］ HAD 102/03，用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级，1986．

［6］ Nuclear Energy Institute．NEI00-04，10CFR 50.69 SSC Classification Guideline［R］．2004．

［7］ 钱永柏，赵军，童节娟，等．核电站风险指引设备分级的试点研究［J］．核科学与工程，2009，29（1）：81-85．

［8］ 郑伟，赵军. 风险指引型设备分级方法研究［J］．核科学与工程，2009，29（4）：362-370．

Pilot Study on Risk-Informed Components Classification for HPR1000

DENG Wei，WANG Yiming，YANG Jian，MA Chao

（China Nuclear Power Engineering Co．Ltd，Beijing 100084，China）

The operating nuclear power plants in China have mainly adopted deterministic analysis to implement classification of Structure，System and Components．However，there are some inappropriate in the existing classification approach with too much conservative．With the development of probability safety analysis（PSA）and the application of risk-informed technology，a risk informed classification approach of Structures，Systems and Components for nuclear power plants has been developed．In this study，the Risk-Informed component classification approach and process is studied，and a pilot study for Containment Spray system of HPR1000 was carried out．The results show that HPR1000 have a good condition for implementing component risk-informed classification，and the risk informed classification approach can be used to further optimize the design and operation，effectively improve the nuclear power plants’ safety and economy level in the future．

Component classification；Risk-informed；Probabilistic safety analysis（PSA）

TL364

A

0258-0918（2021）03-0515-06

2020-10-29

邓伟（1982—），男，山西大同人，硕士研究生，现主要从事PSA和风险指引应用方面研究