某核电厂1、2号机组运行事件先兆分析

刘时贤，王　喆，侯秦脉，褚倩倩，刘　锐

某核电厂1、2号机组运行事件先兆分析

刘时贤，王喆，侯秦脉，褚倩倩，刘锐*

（生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082）

本文采用先兆分析方法对某核电厂1、2号机组运行事件进行定性分析和定量分析，确定出对核安全影响较大且具有重要反馈价值的潜在先兆事件和一般先兆事件；并对潜在先兆事件和一般先兆事件进行统计、归类和趋势分析，结果表明某核电厂1、2号机组潜在先兆事件或一般先兆事件的原因全部是设备本身的缺陷或故障，因此提高设备性能是减少潜在先兆事件或一般先兆事件的最主要措施，尤其是提高棒的控制系统和输变电系统所包含设备的性能。本文为提高某核电厂的核安全管理水平提供有效支持。

运行事件；先兆分析；趋势分析

先兆分析工作是通过对核电厂运行事件系统化的审查与评估，以识别出具有较大潜在风险性的先兆事件，并将这些事件进行统计、归类，从而能为核电厂运行经验提供一种综合的、风险指引型的观点，并评估堆芯损伤风险变化趋势，也可以对风险评价行动的现状进行部分确认。

先兆分析包含定性分析和定量分析。通过先兆分析的定性分析，若表明事件存在潜在后果则应将该事件纳入需要定量评价的事件清单中，并应从该事件中总结定性教训。这些教训可以使我们更加了解给定事件场景下电厂的薄弱环节。先兆分析的定量分析可确定不同事件的核安全风险重要度。在定量分析阶段，计算一起运行事件发展成不可接受后果的事故的条件概率。基于这个计算结果，事件可以按照其风险重要度大小分类。通过从先兆事件分析可外推出有严重后果的事故情景，从而可根据较小的事件获得对严重事故有价值的见解，而不用真正承受严重事故的后果。该方法使得从较小先兆事件中获得的与从真实事故中所学的相同经验成为可能。

本文采用先兆分析方法对某核电厂1、2号机组开始装料（2006年）至2021年12月之间发生的所有执照运行事件开展定性分析和定量分析，筛选出具有重要反馈价值的潜在先兆事件和一般先兆事件，进行统计、归类和趋势分析，并提出相应的改进建议。

1　先兆分析方法

美国核管会从1979年成立事故序列先兆分析（Accident Sequence Precursor，ASP）项目，作为NRC事件重要度评价的工具之一。之后美国每年对核电厂事件进行系统评价，识别出可能导致堆芯不充分冷却和堆芯损坏的风险重要事件（先兆事件），并不断进行重要事件的反馈，协助提高核安全监管效率[1]。除美国外，法国、德国等核电国家也对先兆事件分析方法进行了几十年的研究和应用，对提升国家核安全水平发挥了重要作用。随着风险评价工具和PSA模型的发展，先兆分析发展为评价核电厂安全的重要工具之一。

先兆分析方法主要包括三个步骤：定性分析、定量分析以及统计归类分析，如图1所示。

通过定性方法和PSA定量方法，将事件划分为潜在先兆事件，一般先兆事件，重要先兆事件和严重先兆事件[2]，具体判定标准如表1所示。

表1　先兆事件判定标准

1.1　定性分析

首先对待分析的运行事件进行初步筛选和工程判断进行定性分析，满足初步筛选准则或者不满足工程判断排除准则的事件作为需要定量评价的事件并作进一步分析。

1.1.1初步筛选

将运行事件中与停堆不相关或不会造成构筑物、系统、设备降级的运行事件筛掉，此类事件不需要进一步详细地定量评价。目前，对于压水堆核电厂，初步筛选准则共5个大类，具体如下[2]：

（1）准则1：事件是否包含下列情况之一的复杂工况下的非计划停堆？

存在2束及2束以上的控制棒未能完全插入堆芯；

汽轮机跳机失败；

专设安全系统母线丧失；

停堆响应过程中触发安注信号；

反应堆跳堆后主给水系统不可用或根据电厂相应程序无法恢复主给水系统功能；

图1　先兆分析方法

仅执行DOS或DEC规程不能处理机组跳堆事件。

（2）准则2：事件是否涉及下列始发事件（反应堆已跳堆）？

丧失安全电源母线；

丧失压缩空气；

丧失热阱、丧失安全相关设备冷却水；

蒸汽发生器传热管断裂；

LOCA事故；

高能管道破裂；

丧失主给水。

（3）准则3：事件是否导致安全系统功能失效？

反应堆保护系统；

辅助给水、主给水、应急给水系统；

应急堆芯冷却系统；

安全壳喷淋系统；

应急电源系统；

最终热阱、设备冷却水系统；

其他运行技术规范中规定的用于事故下缓解堆芯熔毁的系统；

安全相关设备不可用或失效可能引起系统或系统列失效（非单一故障）。

（4）准则4：基于电厂已进行的PSA分析，事件是否为风险重要事件？

（5）准则5：基于评价人员的认知水平，认为事件可能会导致潜在的堆芯损伤？

1.1.2工程判断

如果运行事件符合表2所述的7条排除准则之一，就不作为需要进一步详细定量评价的事件。对于不符合7条排除准则的事件，均需要进入到定量评价阶段进行判断。

根据美国进行ASP评价的经验，通过定性分析阶段，70%～85%的事件将会被筛选掉，不需要进行继续评价，该定性分析将有助于评估人员将精力集中在安全重要度高的事件上[3]。

表2　工程判断排除准则Table 2 Exclusion criteria of engineering judgment

1.2　定量分析

对于定性分析确定的需要定量评价的事件，使用电厂的PSA模型进行定量计算，计算其相应的CCDP或DCDP。需要定量评价的事件的定量分析主要步骤包括：

（1） PSA模型检查，分析其适用性。需要对PSA模型适用性进行检查，确定PSA模型是否需要修改或扩展以适用于事件分析。

（2）评估受影响的系统或设备的失效概率，计算需要定量评价的事件的CCDP或DCDP。

分析过程考虑始发事件的直接影响，和/或设备失效、人员失效对于系统缓解电厂非正常或事故情况的影响，包括始发事件分析和缓解系统功能降级分析。始发事件分析时，相关始发事件发生频率将修改为1.0（即表示始发事件发生），如果缓解系统中任意在始发事件发生期间设备失效，包括人员失误等，那么相关设备失效概率将设为1.0，得到该始发事件的条件堆芯损伤概率CCDP。缓解系统功能降级分析过程中，始发事件发生频率使用名义值，设备在任务时间内的失效概率将作一定调整，以体现在任务时间内设备功能丧失程度，在一些特殊情况下，工程分析结果及专家判断也将决定设备降级程度。对于分析中所涉及的其他设备，采用名义失效概率，通常先兆事件分析中使用最长失效时间为1年。最终得到缓解系统功能降级情况下的DCDP，即受影响的设备失效概率增大后计算得到的CDP与电厂基准CDP之差。

（3）将计算结果与表1中的判定标准进行比较，确定事件类别。

1.3　统计与趋势分析

对所有潜在先兆事件或先兆事件进行统计、分类分析，以得到不同类别事件的发展趋势。

2 某核电厂1、2号机组运行事件先兆分析结果

根据先兆分析流程，对某核电厂1、2号机组自装料（2006年）以来至2021年12月之间发生的所有执照运行事件（1号机组28起事件，2号机组9起事件）进行分析。

2.1　潜在先兆事件或一般先兆事件的确定

对某电厂1、2号机组37起执照运行事件首先进行定性分析，确定7起需要定量评价的事件，之后对这7起需要定量评价的事件进行详细的定量分析，最终确定其中5起事件属于潜在先兆事件，其中2起事件属于一般先兆事件，分析结果如表3所示。从表3可知：

（1）某核电厂1、2号机组在统计时间范围内未发生1次重要先兆事件或严重先兆事件；

（2）2006年至2012年，某核电厂1、2号机组平均每年发生一起潜在先兆事件或一般先兆事件；

（3）某核电厂1号机组共发生一般先兆事件2起，发生潜在先兆事件3起；2号机组没有发生1起一般先兆事件，发生潜在先兆事件2起。

表3　某核电厂1、2号机组运行事件先兆分析结果Table 3 Results of accident sequence precursor analysis of licensee operation events of units 1 and 2 of a nuclear power plant

2.2　潜在先兆事件或一般先兆事件的统计与分析

对某核电厂1、2号机组的潜在先兆事件或一般先兆事件按照机组状态，事件原因，事件后果以及所涉及的系统进行统计、分类，如图2～图5所示。

图2　潜在先兆事件或一般先兆事件发生时机组状态

图3　潜在先兆事件或一般先兆事件的原因

图4　潜在先兆事件或一般先兆事件的后果

图5　潜在先兆事件或一般先兆事件所涉及的系统

从图2可知，某核电厂1、2号机组潜在先兆事件或者一般先兆事件发生时机组状态主要包括热停堆、满功率运行和冷停堆，比例分别为42.9%，28.6%，28.6%。从图3可知，潜在先兆事件或一般先兆事件的原因全部是设备本身的缺陷或故障。从图4可知，在确定的潜在先兆事件或一般先兆事件中，导致始发事件的占比100%，没有导致设备降级。从图5可知，潜在先兆事件或一般先兆事件所涉及的系统为棒的控制系统和输变电系统，占比分别为57.1%和42.9%。

图6为平均每台机组每年发生潜在先兆事件或一般先兆事件频率的分布及变化趋势，从图6可以看出，平均每台机组的潜在先兆事件或一般先兆事件发生频率有递减的趋势，2013年至2021年12月没有发生潜在先兆事件或一般先兆事件。

图6　潜在先兆事件或一般先兆事件发生频率/（堆·年）

3 结论与建议

3.1　结论

通过上述分析得出以下结论：

（1）某核电厂1、2号机组未发生过重要先兆事件或严重先兆事件；

（2）从事件分布趋势来看，平均每台机组的潜在先兆事件或一般先兆事件发生频率有递减的趋势，且2013年至2021年12月未发生过潜在先兆事件或一般先兆事件；

（3）从事件原因来看，潜在先兆事件或一般先兆事件的原因全部是设备本身的缺陷或故障；

（4）从事件所涉及的系统来看，潜在先兆事件或一般先兆事件只涉及棒的控制系统和输变电系统，占比分别为57.1%和42.9%。

3.2　建议

某核电厂1、2号机组潜在先兆事件或一般先兆事件的原因全部是设备本身的缺陷或故障，因此提高设备性能是减少潜在先兆事件或一般先兆事件的最主要措施，尤其是提高棒的控制系统和输变电系统所包含设备的性能。对于棒的控制系统，建议营运单位加强棒的动力控制机柜运行环境的检查和控制以及加强控制棒位置指示器及其支持或附属电气设施的性能的定期检查；对于输变电系统，建议营运单位加强相关输变电设备运行状态的检查和评估，以及加强变压器性能管理。

［1］ U.S.Nuclear Regulatory Commission. Accident Sequence Precursor（ASP）［S］. Program Summary Description，2008.

［2］ International Atomic Energy Agency. Precursor analysis-The use of deterministic and PSA based methods in the event investigation process at nuclear power plants［S］. IAEA- TECDOC-1417，2004.

［3］ U.S. Nuclear Regulatory Commission. Status of the Accident Sequence Precursor Program and the Standardized Analysis Risk Model［S］. SECY-14-0107，2014.

Accident Sequence Precursor Analysis of Licensee Events of Units 1 and 2 of a Nuclear Power Plant

LIU Shixian，WANG Zhe，HOU Qinmai，CHU Qianqian，LIU Rui*

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

The accident sequence precursor analysis method was adopted to evaluate qualitatively and quantitatively the licensee operation events of units 1 and 2 of a nuclear power plant, and the potential accident sequence precursors or general accident sequence precursors were identified, which were some risk significant events and were important for experience feedback.By the statistics, classification and trend analysis, the results showed that the causes of the potential accident sequence precursors or general accident sequence precursors of units 1 and 2 of a nuclear power plant were defects or failures of the equipment.Therefore, the most effective measure to reduce the number of the potential accident sequence precursors or general accident sequence precursors is to improve equipment performance, especially the equipment performance of the systems of control rod and the power transmission and transformation.This article provides effective supports for improving the nuclear safety management level of a nuclear power plant.

Licensee operation events; Accident sequence precursor; Trend analysis

TL48

A

0258-0918（2022）06-1449-06

2022-01-18

刘时贤（1986—），男，江西广昌人，工程师，硕士研究生，现主要从事核安全审评和研究

刘 锐，E-mail：liurui@chinansc.cn