核电厂380 V交流电源系统失电风险评价

曹光辉，马喜良，叶水祥

(苏州热工研究院有限公司，江苏 苏州 215004)

0 引言

核电厂大部分厂用负荷通过低压交流系统供电，部分380 V交流母线承担了重要的安全功能，交流电源系统失电将影响反应堆堆芯安全。一般情况下，一个380 V交流电源系统配电盘为多个负荷供电。配电盘失电时，根据配电盘所带的负荷，按照运行技术规范的事件累积规则进行管理，通常会出现偏保守管理配电盘失电风险的情形。采用概率安全分析(probabilistic security assessment，PSA)方法分析380 V交流电源系统的失电风险，为核电厂低压交流配电盘失电风险管理提供参考。

1 380 V交流电源系统

1.1 系统简介

某核电厂380 V低压电源由6.6 kV母线经厂用低压变压器供电，380 V低压配电系统供电设备按附属设备的分类原则接到不同的配电盘上。主要分为以下3个类别。

(1) 一般厂用负荷配电系统LK*。该类系统接有一般的厂用负荷，与核安全无直接关系。

(2) 重要的应急负荷配电系统LL*。该类系统上接有重要的应急负荷。LL*母线均从应急母线LHA，LHB得到供电电源，分为：A列，从LHA接入，包括LLA，LLC，LLE，LLI，LLN；B列，从LHB接入，包括LLB，LLD，LLJ，LLO。

(3) 水压试验泵柴油发电机组供电系统LLS。核电站特别设计了水压试验泵柴油发电机组供电系统LLS，主要功能是：在LHA，LHB系统故障时，为两台共用的试验泵提供380 V电源。该试验泵是为了保证反应堆一回路循环冷却泵的1号轴封的注水流量，从而保证反应堆冷却剂系统的完整性，防止在停电时，一回路水向外泄漏的危险。

1.2 系统功能

对于商用核电厂来说，380 V交流电源为核电厂重要的系统/功能提供动力、控制和监测电源，以保证反应堆运行在可控的状态下。如果380 V交流电源故障丧失，将会对核安全造成影响。

在正常运行或各种事故工况下，380 V交流电源系统为电厂的附属设备提供安全可靠的动力电源，并与核安全有关的系统和设备提供应急电源。380 V交流电源系统还是直流电源系统的上游系统，通过充电器将交流电转化为直流电。

1.3 失电管理

在满功率工况下，某核电厂《运行技术规范中》仅要求380 V配电盘必须可用，而未给出丧失380 V电源的事件和所采取的措施。

丧失380 V电源后，电厂根据配电盘下游所带负荷和《运行技术规范》中的事件累积规则进行处理，规则如下。

(1)同时出现超过两个以上第一组事件时，机组必须在1 h内开始执行后撤。

(2)同时存在5个第二组事件时，机组应在24 h内开后撤；同时存在5个以上第二组事件时，机组应在1 h内开始后撤。

2 基于PSA的风险分析

2.1 PSA分析方法

PSA分析方法是以概率论为基础的系统的安全评价技术。对于核电站而言，PSA以真实而非保守的方式将电站所有相关的信息，包括设计、建造、运行、维修等综合考虑到一个电站模型中，评价电站对公众健康与安全的潜在影响，其评价结果具有较高的合理性和可信度。简而言之，PSA是以概率论为基础的核电站风险定量评价的技术。

在多年的实践中，核能界，特别是美国核工业界和核管理委员会(nuclear regulatory commission，NRC)逐渐认识到PSA技术是改进核安全监管方法的有效手段，也是确定论方法的重要补充。

2.2 分析流程

NRC在1995年和1998年颁布的两个导则，RG1.174 《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》[3]和RG1.177 《特定电站风险指引型决策方法：技术规格书》[4]用于指导技术规格书具体条款的变更申请。综合RG1.174和RG1.177两份导则，对于380 V电源系统采用如下流程评估失电风险，如图1所示。

图1 380 V电源风险评价流程

(1) 梳理系统负荷影响分析表：包括梳理电源系统负荷清单，并分析负荷失电的影响。对于不影响堆芯安全、不影响放射性屏蔽、也无其他影响、且未在PSA模型中进行模化的，若不导致事件则不列入分析范围(即筛除)。

(2) 确定风险评价方式：根据负荷梳理中得到的影响分析表对负荷的功能及其失电影响进行进一步分析，主要有以下两类。

① 定性分析：对于导致事件的系统/设备，若既不影响堆芯安全，也不影响放射性屏蔽，且也无其他影响，或相关影响很小可忽略的，则给出定性分析说明。

通过CT或者MRI对110例患者进行了排查，确定都为脑梗塞患者，其派出的标准为认知功能缺陷患者、生活无法自理者以及心肝肾等功能障碍患者[1]。

② 定量评价：判断系统/设备在PSA模型是否模化，并结合PSA模型进行定量评价。

(3) 确定风险评价指标和风险评价结果：对于需进行定量评价的系统/设备，基于负荷失电影响选取风险评价指标，包括堆芯损伤频率(core damage frequency，CDF)和放射性早期大量释放(early radioactive release，LERF)。在进行定量评价时，从以下两个方面开展。

① 对于PSA模型中有模化的系统/设备，直接进行评价。

② 对于PSA模型中未模化的系统/设备，经分析可能影响堆芯安全，或安全壳完整性，或其它影响(如人员可居留性)，则进行功能分析，通过修改模型进行评价，或参考同类电厂评价结果。

3 示例分析

以某核电厂LLA系统为分析对象，评价380 V交流电源系统失电的风险。LLA系统失电时，在功率工况下共产生2个第一组事件和10个第二组事件，根据表1中事件累积规则，机组需要在1 h内向NS/SG模式后撤。而根据LLA系统所带负荷，通过PSA方法进行风险评价，从定量分析结果来看，1 h后撤时间(AOT)是过于保守的，对此进行分析。

3.1 负荷梳理

根据系统运行程序进行梳理，LLA系统下游共带有39个负荷。根据负荷失电的影响，确定需要进一步开展分析的负荷，见表2所示。

表2 LLA系统负荷分析

3.2 定性分析

LLA系 统 失 电 将 导 致DEL，DEL，DVE，DVC，DVW，DVF和DWS等系统通风排烟的部分设备不可用；LNC和LNA系统逆变器供电不可用；RRB硼加热器A列不可用。

DWS系统不可用保守认为相应列SEC不可用；考虑共因影响及对丧失热阱始发事件的影响，DVC系统一列不可用影响产生放射性后果的事故相关人员处理；DVC系统一列加热器和风机失效的后果，保守认为与DVC系统两列不可用后导致产生放射性后果的事故人员处理失效的后果相同；DVF系统影响参考火灾PSA分析结果；DEL001GF，DVL系统A列不可用参考同类电厂结果。

LNC和LNA系统逆变器供电不可用造成相应的供电容易丧失。RRB系统有A和B两列硼加热器，A列不可用还可以通过B列加热。

3.3 定量评价

根据定性分析结果，通过PSA模型开展定量评价。CDF和LERF的分析结果分别见表3和表4。根据RG1.178中的风险准则计算LLA系统失电后的后撤时间，分析结果显示LLA系统失电的后撤时间为3天。

表3 CDF分析结果

表4 LERF分析结果

4 结束语

LLA系统失电分析结果显示，使用PSA分析方法得到后撤时间与采用事件累积规则的后撤时间差异较大，事件累积规则的后撤时间较为保守。因此，可以采用PSA方法分析380 V低压交流电源丧失的风险，并根据结果优化电厂相关文件，减轻电厂不必要的负担。