基于概率安全评价的CPR1000核电厂台风情况下运行控制策略研究

冯丙辰，王晗丁，杨志超，沈荣发

基于概率安全评价的CPR1000核电厂台风情况下运行控制策略研究

冯丙辰，王晗丁，杨志超，沈荣发

（苏州热工研究院有限公司，广东 深圳 518000）

台风是核电厂面临的主要外部灾害之一，威胁机组的安全稳定运行。当前国内核电厂普遍缺乏台风情况下以保障核安全为目标的机组控制手段，仅依靠运行经验和电网要求开展决策，未针对台风的影响开展详细的分析和论证。为解决该问题，本文采用概率安全评价方法，以CPR1000机组为分析对象，对核电厂台风情况下的运行控制策略进行分析和论证。针对台风导致的核电厂事故，定量评价不同机组运行模式下的风险水平。结果表明，具备RRA运行条件的NS/SG模式是风险最低的机组后撤状态。在此基础上，结合核电厂实际的运行特点，提出建议的机组运行控制行动。本文的分析可为核电厂台风情况下机组控制策略的制定提供理论依据和技术参考。

台风；概率安全评价（PSA）；运行控制；核电厂

我国地处亚洲大陆东南部、太平洋西岸，是世界上受台风影响最严重的国家[1]。东南沿海是我国受台风影响的主要地区，国内核电厂大多位于该区域。因此，如何有效应对台风灾害是我国核电厂必须面对和解决的问题。应对台风不仅要从核电厂的设计、建造入手，还要在运行阶段建立科学合理的运行策略，确保台风情况下通过提前降功率、停机停堆等操作降低机组风险，保障核安全。

美国和中国台湾地区等同样受飓风或台风（以下统称“台风”）影响严重的国家和地区已建立了完善的机组控制行动，提高了台风情况下机组的安全水平。1987年，美国核管理与资源理事会（NUMARC）为满足美国核管理委员会（NRC）关于核电厂全厂断电（SBO）方面的法规要求，成立工作组并编制了导则文件NUMARC 87-00[2,3]。NUMARC 87-00中提出了台风情况下核电厂机组提前降功率或停机停堆的应对措施，并指出：如果核电厂在预期台风到达前处于安全停堆状态，则SBO进而导致堆芯损伤的风险会大幅降低。因为在台风导致的事故发生前，大部分堆芯余热可通过主给水系统等非应急手段导出，则应对SBO的相关应急资源得以保留，提高了事故的应对能力。台湾地区核电厂根据台风的等级和机组安全系统配置情况，同样建立了台风情况下机组控制行动方案，有效的保证了机组核安全。

目前，国内核电厂普遍缺乏以保障核安全为目的的机组控制手段，台风情况下机组控制以电网要求和参考运行经验为主，未针对台风情况下机组如何控制开展详细的分析和论证。本文采用概率安全评价（PSA）方法，以CPR1000机组为分析对象，通过定量分析和论证，为建立核电厂台风情况下的机组控制策略提供理论依据和技术参考。

1 机组后撤状态

国外实践经验表明，台风情况下，通过提前将机组后撤至合适的运行模式，可提高机组的事故应对能力。为确定合适的机组后撤状态，首先需明确有哪些可选的机组运行模式，进而评估不同运行模式在台风下的风险水平。

根据运行技术规范，CPR1000机组可分为反应堆功率运行（RP）、蒸发器冷却正常停堆（NS/SG）、RRA冷却正常停堆（NS/RRA）、维修停堆（MCS）、换料停堆（RCS）、反应堆完全卸料（RCD）共6个运行模式。上述运行模式又可细分为热停堆、具备RRA运行条件的NS/SG模式等14个运行标准工况。

PSA中通过电厂运行状态（POS）描述机组不同的运行模式或运行标准工况[4]。POS是一种标准的电厂组态，其运行参数相对恒定（建模时看作是恒定的），并且在影响风险的方式上与其他组态有所不同。

表1按照机组上行和下行过程，给出了CRP1000机组PSA分析中典型的POS划分结果。其中，对于RCS模式，当反应堆水池满水时，堆芯损伤的风险很小，可不考虑。RCD模式堆芯无燃料，同样不考虑堆芯损伤风险。

表1 CPR1000机组典型POS划分结果

续表

POS说明起始点结束点 POSDNS/RRARRA 接入进入MCS 离开MCSRRA隔离 POSE人孔关闭的MCS进入MCS人孔打开 人孔关闭离开MCS POSF人孔打开的MCS人孔打开反应堆水池 满水 一回路开始 排水人孔关闭

为确定核电厂台风情况下的机组控制策略，原则上应尽可能对所有的潜在机组后撤状态开展分析，但也需考虑实际执行过程中各机组运行模式的必要性。本次分析中，考虑的机组运行模式包括RP、NS/SG、NS/RRA和MCS，对应PSA中的POSA、POSB、POSC、POSD、POSE、POSF。同时，按照是否具备RRA运行条件将POSC细分为POSC1（双相中间停堆工况蒸发器冷却工况）和POSC2（双相中间停堆工况RRA运行条件）。

通过定量评估各机组后撤状态下台风导致的事故风险水平，可直观对比不同后撤状态的适用性。

2 台风影响分析

核电厂安全分析和运行经验表明，丧失厂外电（LOOP）和丧失最终热阱（LUHS）是台风可能导致的核电厂典型事故情景[5]。

LOOP是台风情况下核电厂主要的事故情景，国内外核电厂已发生多起相关事故[6]。由于核电厂露天电气设备和输电线路的抗风能力有限，极端台风情况下可能导致厂外电源或相关设备失效，造成LOOP。发生LOOP时，重点是保证应急柴油发电机的可用性。一旦应急柴油发电机功能丧失，将发生SBO事故。在这种情况下，需利用辅助给水系统（ASG）汽动泵向蒸汽发生器供水以维持堆芯冷却，水压试验泵发电机组（LLS）驱动水压试验泵为主泵提供轴封注入水，并向机组提供控制电源[7-10]。

LUHS也是台风可能导致的核电厂典型事故工况之一。极端台风可能导致泵房损坏，或引起杂物聚集堵塞取水口，这些均可能造成LUHS事故。在LUHS情况下，操纵员需按照规程执行反冷操作，用换料水箱中的水，通过喷淋热交换器，反向冷却设备冷却水系统（RRI）。若反冷失败，需执行保护上充泵等措施，保证主泵轴封水注入[11]。同时二次侧通过辅助给水系统向蒸汽发生器供水以维持堆芯冷却。

通过上述分析可知，对于丧失电源或冷源的事故，需重点保障堆芯余热排出功能，同时避免发生轴封破口。另外，由于台风的影响特点，同一厂址所有核电机组均可能面临相同的事故工况。这就导致事故缓解过程中需要相邻机组支持的安全功能和双机组共用的安全功能无法有效执行。

3 定量风险评价

3.1 分析案例

以某CPR1000机组内部事件一级PSA模型为基础，根据台风对核电厂始发事件、缓解功能的影响对PSA模型进行修改，定量计算不同POS下台风导致典型事故的风险水平，以评估不同机组后撤状态的适用性。为方便不同POS风险的对比，以事故的条件堆芯损伤概率（CCDP）作为定量风险评价指标[12]。CCDP是始发事件发生的情况下导致堆芯损伤的可能性，可代表事故情况下的相对风险水平。

考虑的始发事件包括LOOP、SBO和LUHS，考虑的机组后撤状态包括：

（1）功率运行模式（POSA）；

（2）热停堆模式（POSB）；

（3）双相中间停堆工况蒸发器冷却工况的NS/SG模式（POSC1）；

（4）双相中间停堆工况RRA运行条件的NS/SG模式（POSC2）；

（5）NS/RRA模式（POSD）；

（6）人孔关闭的维修冷停堆模式（POSE）；

（7）人孔打开的维修冷停堆模式（POSF）。

3.2 计算结果

（1）不同事故各POS下的风险结果

表 2 给出了台风导致 LOOP、SBO 和LUHS事故情况下各POS风险水平的定量计算结果。由于台风的影响，分析中不考虑电源恢复、相邻机组供电或第五台应急柴油发电机组的作用。

表2 台风导致LOOP、SBO和LUHS事故各POS风险结果

（2）考虑事故发生概率时各POS下的风险结果

由于不同设备抗风能力有区别，实际情况下，台风导致不同始发事件的发生概率有所不同[13]。为得到台风情况下各POS的总体风险水平，需考虑各始发事件在台风情况下的条件发生概率。

根据强风易损度模型，对于给定的失效模式，核电厂构筑物、系统和部件（SSC）在风速下的条件失效概率表示为：

式中：m——抗风能力中值；

R和U——随机和不确定性的对数标准差；

——条件失效概率的主观置信度；

-1[·]——标准正态累积分布函数的反函数。

根据某CPR1000机组强风易损度分析结果，本次分析中采用的易损度参数如表3所示。

表3 LOOP、SBO和LUHS始发事件的强风易损度参数

根据各始发事件的强风易损度，本次分析中LOOP、SBO和LUHS在不同等级台风下的条件发生概率如表4所示。考虑始发事件的发生概率，对LOOP、SBO和LUHS在不同POS下的CCDP进行加权求和，可得各POS下台风导致的机组总风险，如表5所示。

表4 LOOP、SBO和LUHS在不同等级台风下的条件发生概率

表5 考虑始发事件发生概率的各POS机组风险结果

图1以16级台风为例，给出了各POS下机组总体风险水平的直观对比。

图1 各POS下机组总体风险水平（16级台风）①

注：①为方便对比，POSF结果未完整展示

3.3 结果分析

从LOOP、SBO和LUHS事故的风险分析结果以及考虑始发事件发生概率的机组总体风险分析结果看，台风情况下机组风险最低的运行模式均为POSC2，其次为POSD和POSE，再次为POSC1和POSB，POSF的风险最高。由事故影响分析可知，丧失电源和冷源事故情况下，轴封破口是主要的风险之一。当机组处于RRA连接或可连接状态时，一回路温度、压力足够低，即使丧失轴封水也不会发生轴封破口[7]。因此，POSC2、POSD和POSE下机组风险水平较低。对于POSF，此时处于一回路大开口状态，无法通过蒸汽发生器带热，主要依靠补水手段缓解事故，而在电源、冷源丧失情况下，缺乏有效的补水手段，因此风险水平较高。

从降低事故风险、保障核安全的角度分析，POSC2，即双相中间停堆工况RRA运行条件的NS/SG模式，是CPR1000机组台风情况下首选的机组后撤状态。

4 台风情况下的机组控制策略讨论

台风情况下机组控制行动不仅要考虑适用的机组后撤状态，还要考虑在什么条件下开始后撤、提前多久后撤。机组控制行动执行条件需根据具体的厂址设计特征确定。CPR1000核电厂输电线路设计抗风能力通常在13～15级，超过设计抗风能力的台风导致LOOP的风险会明显增加，有必要通过机组控制行动降低事故风险。机组控制行动执行时间需考虑一定的安全裕量，可参考美国核电厂提前 2 h 使机组处于安全停堆状态。

此外，机组控制行动还需考虑机组所处的实际状态。通常，执行后撤行动时机组处于功率运行模式。但若机组已处于停堆状态，且风险水平与目标后撤状态差别不大，考虑到机组状态转换所需的时间和人员操作，维持当前运行模式可能是更好的选择。若机组已有上行或下行计划，且可在台风达到前 2 h 内完成，在不增加机组风险的前提下，可按计划或提前完成机组状态转换。

假设某CPR1000机组设计抗风能力为15级，则建议的机组控制行动如表6所示。

表6 CPR1000机组台风情况下机组控制行动建议

由于台风对同一厂址多台机组均产生影响，实际机组控制策略的确定需考虑多机组的需求。CPR1000核电厂为双机组配置，存在机组共用设施。包括ASG补水、LLS轴封注入等共用功能均无法同时满足双机组需求。因此，无法实现双机组同时后撤或双机组均维持在NS/SG模式。对于双机组核电厂，其中一台机组需后撤至NS/RRA模式，而非具备RRA运行条件的NS/SG模式。此时，另一台机组可通过LLS提供轴封水，发生轴封破口的风险会大大降低，可适当放宽机组控制要求，维持在NS/SG模式。

5 结论

通过定量评估不同机组后撤状态的风险，确定了CPR1000机组台风情况下最优的机组后撤状态。在此基础上，针对不同情况下机组控制策略的确定进行了讨论，给出了CPR1000核电厂台风情况下的机组控制行动建议。本文的分析可为核电厂台风情况下机组控制策略的制定提供理论依据和技术参考，实际的机组控制行动还需结合具体核电厂的设计信息和运行特点确定。

［1］ 端义宏，陈联寿，许映龙，等. 我国台风监测预报预警体系的现状及建议［J］. 中国工程科学，2012，14（9）：4-9.

［2］ U.S. Nuclear Management and Resources Council，Inc. Guidelines and Technical Bases for NUMARC Initiatives Addressing Station Blackout at Light Water Reactors［R］. Washington：NUMARC，1991.

［3］ U.S. Nuclear Regulatory Commission. Regulatory Guide 1.155：Station Blackout［R］. Washington D. C.：NRC，1988.

［4］ 国家能源局. 应用于核电厂的概率安全评价第2部分：低功率和停堆工况内部事件一级PSA：NB/T 20037.2—2012［S］. 北京：国家能源局，2012.

［5］ World Association of Nuclear Operators. WANO Significant Operating Experience Report SOER 2002-1：Severe Weather［R］. WANO，2002.

［6］ 焦峰，侯秦脉，车树伟. 核电厂丧失厂外电的经验反馈［J］. 中国核电，2013，6（2）：186-189.

［7］ 李龙，吴震华，许俊俊. CPR1000机组全厂断电事故后备模式研究［J］. 核科学与工程，2021，41（2）：329-333.

［8］ 张博平，初永越，张适，等. M310机组应对全厂断电事故的优化研究［J］. 核科学与工程，2019，39（5）：796-803.

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［10］ 张龙飞，张大发，徐金良. 压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施［J］. 原子能科学技术，2008，42（11）：1028-1032.

［11］ 裴亮，周胜文. 核电厂全部丧失热阱事故风险分析及其缓解措施研究［J］. 核动力工程，2018，39（6）：74-78.

［12］ 国家能源局. 应用于核电厂的一级概率安全评价第1部分：总体要求：NB/T 20037.1—2017［S］. 北京：国家能源局，2017.

［13］ 范存新，葛义娇，谢丽宇. 基于概率可靠度的输电塔风灾易损性分析［J］. 工业建筑，2015，45（7）：84-94.

Study on the Operation Control Strategy of CPR1000 Nuclear Power Plant under Typhoon Condition Based on Probabilistic Safety Assessment

FENG Bingchen，WANG Handing，YANG Zhichao, SHEN Rongfa

（Suzhou Nuclear Power Research Institute, Shenzhen of Guangdong Prov. 518000, China）

Typhoon is one of the main external disasters of nuclear power plant, which is a risk to nuclear safety and plant operation. At present, nuclear power plant lacks the operation control strategy to ensure nuclear safety under typhoon condition, and only rely on operation experience and power grid requirements to make decisions. In order to solve this problem, taking CPR1000 as an example, a study on the operation control strategy of nuclear power plant under typhoon condition using the probabilistic safety assessment method is carried out in this paper. The risk of different operation modes is quantitatively analyzed for accidents caused by typhoon. The results show that the risk of the NS/SG mode with the RRA connection condition is the lowest. According to the operation characteristics of nuclear power plant, an operation control strategy is recommended. The analysis in this paper can provide theoretical basis and technical reference for the operation control strategy of nuclear power plant under typhoon condition.

Typhoon; Probabilistic safety assessment (PSA); Operation control; Nuclear power plant

TL364

A

0258-0918（2023）03-0699-06

2022-07-13

冯丙辰（1988—），男，河北赵县人，高级工程师，硕士，现主要从事核电厂概率安全评价相关研究