核電廠地震PSA方法研究探討＊

付陟瑋 陳 妍 張東輝 張春明 左嘉旭 宋 維

1）環境保護部核與輻射安全中心，北京100082

2）中國原子能科學研究院，北京102413

（作者電子信箱，付陟瑋：fuzhiwei＠chinansc.cn）

引言

近年來地震頻發，從中國地震臺網的統計來看，自從19世紀70年代以來，全球發生8.0級以上地震共43次，進入21世紀以來的12年期間更有22次發生，每年均有發生。尤其是2011年3月11日發生的東日本大地震及其引起的海嘯，造成了福島第一核電站嚴重的核泄漏事故。外部災害對核電廠的影響也引起更多的關注并被再次評價。

目前核電廠的設計都能經得起保守選擇的地震（安全停堆地震，Safe Shutdown Earthquake，SSE），而且還有較大的裕量存在于設計、分析、量化和建造等不同的階段。然而，盡管可能性很小，還是有可能發生更大的地震，如2011年的東日本大地震。地震PSA 的主要目的在于：①識別由地震導致的最可能的事故序列；②開展事故行為的評價；③認識由地震導致的堆芯損壞的全部可能性；④識別主要的地震風險貢獻者；⑤識別對電廠風險有重要貢獻的峰值地面加速度（Peak Ground Acceleration，PGA）范圍，有助于判斷地震裕量；⑥比較地震風險和來自其他事件的風險，建立電廠改進項的優先順序。

地震PSA 的發展離不開PSA 技術的發展，進行地震PSA 分析時，重要的一個環節就是利用現有PSA 結果找出地震情況下能夠停堆且能把反應堆維持在安全停堆狀態的最小割集。進行地震PSA 分析時，還有3個重要的環節就是地震危險性分析、地震易損性分析以及系統分析和量化。除了這幾個要素之外，執行地震PSA 時需要現場走訪、設備篩選、同行審查等工作。本文將在研究國外（尤其是美國）地震PSA 方法的基礎上，概括介紹地震PSA 的發展及應用狀況，給出地震PSA 的關鍵要素以及相關的研究方法，并對地震PSA 的任務進行研究，最后結合我國目前的狀況，對我國地震PSA 的發展提出應用見解。

1 地震PSA 的發展歷史及應用現狀

地震PSA 方法在19世紀70年代中期開始用來補充確定論的執照申請和核電廠的設計。1975年美國核管會（Nuclear Regulatory Commission，NRC）出版的WASH1400［1］研究報告中，通用廠址由地震導致的堆芯損壞的年頻率為5×10－7，結論是地震事件不是核電廠風險的主要貢獻者。19世紀70年代后期，對Oyster Creek核電站1號機組，應用廠址災害曲線和電廠級易損性曲線相結合的方法，進行了SPSA 分析，為目前核電廠的SPSA 的實施奠定了基礎。1981年Zion電廠向NRC提交了SPSA 報告，這是第一次完整的商用核電站的SPSA 研究報告。同時出版了第一篇關于SPSA 的細節的技術（也叫Zion方法）報告［2］，Zion方法隨后用于Oyster Creek 核電站和Zion 核電站的SPSA 中。與此同時，NRC 提出了地震安全裕 量 研 究 程 序［3］（Seismic Safety Margin Research Program，SSMRP），SSMRP方法用拉丁超立方仿真程序處理SPSA 中的響應細節，在1990年出版的NUREG－1150［4］報告中，應用了簡化的SSMRP程序。

1983年工業界出版了PRA（Probability Risk Assessment，概率風險評價，意同PSA）程序導則［5］，里面包含了實施地震PSA 的方法和數據來源。1985年NRC 發布了《嚴重事故導則》［6］，要求美國所有的商用核電廠進行嚴重事故的PSA 分析。NRC 也致力于SPSA 的方法研究和地震裕量的程序開發，以把易損性和SPSA 的概念與簡化確定論的篩選評價程序銜接起來。1986 年，Prassinos等出版了執行核電站地震裕量審查的試用導則［7］，并推薦給NRC。1988年，美國電力研究院（Electric Power Research Institute，EPRI）開發了確定論的地震裕量評價方法［8］，作為NRC 地震裕量程序的一個選擇，1989 年在Catawba壓水堆電廠試用，1991年在Hatch沸水堆核電廠試用。

1988 年太平洋燃氣電力公司（Pacific Gas and Electric Co.，PG＆E）向NRC 提交了Diablo Canyon 核電站詳細的SPSA 報告［9］。這是PG＆E 長期地震程序的一部分，長期地震程序是核電站運行執照申請的條件之一。該報告是目前實施的最詳細的SPSA報告。

1988年NRC向核電站營運者發布了作為《嚴重事故導則》一部分的GL88－20［10］，要求實施內部始發事件的單個電廠檢查（Individual Plant Examination，IPE）。1991 年，NRC發布了GL88－20 的附件4［11］，要求針對特定電廠外部事件引起的嚴重事故弱項實施單個電廠外部事件檢查（Individual Plant External Event Examination，IPEEE），同時NRC也發布了IPEEE 的流程和提交導則［12］。NRC和EPRI在2000年都發布了從IPEEE程序獲得的結果和見解［13－14］。

2000年工業界和監管部門在電廠的執照申請、運行和修改中開始使用風險指引型決策［15－16］。為了向風險指引型靠攏，2003年工業界出版了美國國家標準《外部事件PRA方法標準》［17］，為地震PRA 提出了高水平的和特定的技術要求。

EPRI在1991 年再版了地震裕量評價方法［17］，1994年出版了地震易損性分析方法［18］，2002 年 出 版 了 地 震 易 損 性 應 用 導則［19］，2003 年 出 版 了 地 震PSA 實 施 導則［20］，這些文件也是本文研究的重點。

國際原子能機構（International Atomic Energy Agency，IAEA）在1993年發布了技術文件《地震事件的PSA》［21］，2003年發布了技術文件《核設施的抗震經驗和間接抗震鑒定方法》［22］。

我國目前核電廠尚未實施地震PSA，業界正在討論編寫與地震PSA 相關的導則和標準。

2 地震PSA 方法

美國核電廠使用的地震PSA 方法，主要有NRC推薦的方法和EPRI提供的方法，這兩種方法的基本思路是一致的，都包括主要地震危險性分析、地震易損性分析、系統/事故序列分析和風險量化4 個關鍵要素［5，20］和一系列的相關任務，如現場走訪和篩選等任務。只是在對4個基本要素分析和計算時使用的參數和方法稍有不同。本文主要針對EPRI提供的方法進行研究。

2.1 地震PSA的關鍵要素

地震PSA 中4個要素的主要作用可以總結為：地震危險性分析用來確定廠址不同水平的地震地面運動（如，峰值地面加速度PGA）的發生頻率；地震易損性分析是估計那些重要結構和設備的條件失效概率，這些設備的失效將導致電廠不可接受的損壞（如，堆芯損壞），實施該任務時，電廠走訪是重要的行動；系統/事故序列分析是?；Y構和設備的失效組合，這些組合將引起和傳遞地震堆芯損壞序列；風險量化是結合地震危險性、地震易損性和系統分析的結果，估計堆芯損壞頻率和電廠損壞狀況，進一步評價地震事件對安全殼的影響和后果分析，并結合前面堆芯損壞分析的結果，以對公眾健康的影響的方式估計地震風險（如，早期死亡和晚期癌癥死亡）。SPSA 方法的關鍵要素之間的關系見圖1［20］。

在地震PSA 中，系統/事故序列分析和風險量化的方法與內部事件PSA 的方法基本一致，本文不再介紹，重點介紹地震危險性分析方法和地震易損性分析方法。

圖1 地震PSA要素之間的關系圖

2.1.1 地震危險性分析方法

要對某一廠址的給定設施進行地震PSA，最基本的前提是要得到廠址相關的地震危險性曲線，地震危險性分析的目的正是得到地震危險性曲線。地震危險性曲線是指選定不同地震動參數（如，加速度、速度等）下的年超越頻率。危險性曲線通常由概率地震危險性分析（Probabilistic Seismic Hazard Analysis，PSHA）方法［24］得到。地震危險性分析共包括4個步驟：震源特征和評價、地震的再現、地面運動衰減關系和危險性曲線，4個步驟之間的關系如圖2所示［5］。EPRI文件［24］有詳細的方法介紹。付陟瑋等［25］對地震危險性分析方法進行了進一步的討論。

圖2 地震危險性分析步驟

2.1.2 地震易損性分析方法

設備的地震易損性是為確定的失效模式下給定的加速度（峰值地面加速度PGA 或不同頻率下的譜加速度Sa）下的條件失效概率［20］。在進行分析之前，首先要確定失效模式，EPRI的地震易損性方法［19］、抗震鑒定工 作 組（Seismic Qualification Utility Group，SQUG）核電廠設備抗震總的實施程序［26］以及NRC 的PRA 實 施 導 則［19，27］都 提 供 了 相關的確定方法。設備易損性評價的目的就是要給出設備在特定失效模式下的中值抗震能力、隨機性和不確定性分布以及設備的高可信度低失效概率（High Confidence Low Probability Failure，HCLPF）能力。

因此，對不同的失效模式和設定的參數值，可以得到不同的易損性曲線［2］?？紤]到不確定性，設備易損性使用一組曲線來表述。在任何加速度下，設備易損性在0和1之間變化，這種變化可以用主觀的概率分布表示。在這些分布中，可以找到一個易損性值（如，0.01）相應于累積的主觀概率分布為5%，就是說我們有5%的可信度認為失效概率低于0.01。同樣，我們可以找到一個具有95%可信度的值。這種情況我們可以不用參考任何的概率模型。這樣，就可以畫出95%和5%的中值可信度曲線。在高可信度曲線上，可以找到5%的易損性值的位置，曲線上相應的加速度值叫做設備的HCLPF 能力［18］。在以單個電廠外部事件檢查中，地震PSA 的計算中，通常使用易損性均值曲線［19］。對一個特定的失效模式，結構和設備的易損性曲線組可以用中值地面加速度能力Am和兩個隨機變量來表示，如公式（1）［19－20］：

eR和eU是兩個中值為1的隨機變量，分別代表中值的固有隨機性和不確定性。假設eR和eU都分別服從對數正態標準分布，中值均為1，標準差分別為βR和βU，那么根據公式（1）以及對數正態分布的假設，很容易繪制出帶有不確定性的易損性曲線。

給定失效模式和地面加速度能力a（僅指隨機性變化βR）參數，那么在給定的PGA水平下，設備的條件失效概率fo可以表示為：

Φ［·］指標準高斯累計分布。圖3［20］中，給出Am＝0.87g，βR＝0.25時，fo和a之間的關系，也就是設備的中值易損性曲線。對于從5%到95%的中值條件失效概率（平均值－1.65和＋1.65的對數標準偏離），地面加速度能力范圍從Ame－1.65βR 到Ame＋1.65βR，也就是從0.58 g 到1.31 g，如圖3所示。

當包含不確定性βU時，易損性變成了不確定的隨機變量。給定加速度，易損性f可以用主觀概率密度函數表示，非超越易損度f′的主觀概率Q（也叫可信度）和f′的關系可用公式（3）表示［19］：

圖3 設備中值、平均值和5%、95%非超越易損性曲線

其中，Q＝P［f＜f′｜a］，表示在給定加速度a時，f小于f′的條件失效概率，Φ－1［·］為標準高斯累積分布的逆。圖3給出了95%，5%可信度下的易損性曲線，其中虛線為均值曲線。均值曲線的不確定性βC可以用公式（4）表示：

2.2 地震PSA 的任務

地震PSA 除上述4 個關鍵要素之外，還有其他的工作要做，總結起來，地震PAS的任務可以分為17個，任務名稱及任務的邏輯順序如圖4所示［21］。這里需要特別說明的是，在地震PSA 任務中的電廠走訪和繼電器震顫評價工作，這兩項任務也是地震PSA 和內部事件PSA 相比，需要特別關注的工作。EPRI的地震裕量評價方法［18］中提供了詳細的電廠走訪程序，對繼電器的評價，EPRI 的繼電器剛度［28］給出了評價方法。

3 探討與結論

地震PSA 技術的發展和內部事件PSA的發展同步，各個要素的分析方法已經成熟，美國的多個核電廠都已進行地震PSA分析。由于多方面的原因，目前我國的核電廠還沒有實施地震PSA，但是2011年的東日本大地震之后，核電廠和核安全監管部門對地震事件更加重視，有的核電廠進行了地震裕量分析，也有的電廠嘗試做地震PSA。由于地震PSA 技術在美國已經比較成熟［29］，又有較多的核電廠實施經驗，我國在開展地震PSA 工作時，可以在以下幾個方面參考和借鑒國外的經驗。

（1）地震危險性分析。我國在廠址調查時，對地震事件通常使用確定論方法和概率論方法，其中的概率論方法得到的危險性曲線，在修正之后可以用來作為地震PSA 的輸入。

圖4 地震PSA任務流程圖

（2）地震易損性分析。地震易損性分析包括結構易損性分析和設備易損性分析，EPRI提供了成熟的方法［19］，在進行易損性研究時，可以直接借鑒該方法。對易損性分析使用的通用數據也可以在EPRI和NRC的相關文件［27，30］中找到。

（3）繼電器震顫評價。繼電器的震顫是地震事件導致的特有現象，是地震PSA 工作的重要內容之一。在評價中可以借鑒EPRI的相關文件［28］。

（4）現場走訪。EPRI－6041［18］提供了詳細的走訪方法，包括審查小組的組建、走訪前的準備、走訪中關注的細節和走訪的記錄表格，這些都可以直接借鑒。

（5）數據收集和積累。地震PSA 的實施需要的數據包括經驗數據、測試數據和分析數據。EPRI和NRC 的相關文件［4，19，26－28，30］中有相關的經驗數據和測試數據，我國開展地震PSA 時可以借鑒使用，針對特定電廠的數據還需進一步的試驗和分析。在開展地震PSA 工作時，應關注數據的收集和積累，建立相關的數據庫。

［1］USNRC.Reactor Safety Study.WASH 1400，NUREG－73/041，1975

［2］Zion.Zion Probabilistic Safety Study.Prepared by Pickard，Lowe and Garrick，Inc.for Commonwealth Edison Company，1981

［3］USNRC.Seismic Safety Margins Research Program，Phase I Final Report，SMACS－Seismic Methodology Analysis Chain with Statistics（Project VIII）.NUREG/CR－2015，Vol.1－9，1981

［4］USNRC.Severe Accident Risk，An Assessment of Five US Nuclear Power Plants.NUREG－1150，Vol.1－2，1990

［5］ANS－IEEE.PRA Procedures Guide：A Guide to the Performance of Probabilistic Risk Assessments for Nuclear Power Plants.NUREG/CR－2300，1983

［6］USNRC.Policy Statement on Severe Accidents.Federal Register，Vol.50，32138，1985

［7］Prassinos P G，Ravindra M K，Savy J D.Recommendations to the Nuclear Regulatory Commission on Trial Guidelines for Seismic Margin Reviews of Nuclear Power Plants.Lawrence Livermore National Laboratory，NUREG/CR－4482，1986

［8］EPRI.A Methodology for Assessment of Nuclear Power Plant Seismic Margin.EPRI NP－6041，EPRI，Palo Alto，California，1988

［9］PG＆E.Final Report of the Diablo Canyon Long Term Seismic Program.Pacific Gas and Electric Company，Docket 50－275and 50－323，1988

［10］USNRC.Individual Plant Examination for Severe Accident Vulnerabilities－10CFR50.54f.USNRC Generic Letter 88－20，1988

［11］USNRC.Individual Plant Examination of External Events（IPEEE）for Severe Accident Vulnerabilities－10CFR 50.54（f）（Generic Letter No.88－20，Supplement 4），1991

［12］USNRC.Procedural and Submittal Guidance for the Individual Plant Examination of External Events（IPEEE）for Severe Accident Vulnerabilities.NUREG－1407，1991

［13］USNRC.Perspectives Gained from the Individual Plant Examination of External Events（IPEEE）Program.NUREG－1742，2000

［14］EPRI.Individual Plant Examination for External Events（IPEEE）Seismic Insights.EPRI TR－112932，Revision，EPRI，Palo Alto，California，2000

［15］USNRC.Risk－Informed Regulation Implementation Plan.2000

［16］EPRI.Planning for Risk－Informed Seismic Regulations.EPRI 1000896，EPRI，Palo Alto，California，2000

［17］ANS.American National Standard：External Events PRA Methodology.ANSI/ANS 58.21，2003

［18］EPRI.A Methodology for Assessment of Nuclear Power Plant Seismic Margin.EPRI NP－6041SL，Revision 1，EPRI，Palo Alto，California，1991

［19］EPRI.Methodology for Developing Seismic Fragilities.EPRI TR－103959，EPRI，Palo Alto，California，1994

［20］EPRI.Seismic Fragility Application Guide.EPRI 1002988，EPRI，Palo Alto，California，2002

［21］EPRI.Seismic Probabilistic Risk Assessment Implementation Guide.EPRI 1002989，EPRI，Palo Alto，California，2003

［22］IAEA.Probabilistic Safety Assessment for Seismic Events.IAEA－TECDOC－724，1993

［23］IAEA.Earthquake Experience and Seismic Qualification by Indirect Methods in Nuclear Installations.IAEA－TECDOC－1333，2003

［24］EPRI.Probabilistic Hazard Evaluation at Nuclear Plant Sites in the Central and Eastern United States，Resolution of the Charleston Issue.EPRI NP－6395－D，EPRI，Palo Alto，California，April，1989

［25］付陟瑋，陳妍，張春明.地震危險性方法探討.中國科技信息，2012（18）：34－35

［26］SQUG.Generic Implementation Procedure（GIP）for Seismic Verification of Nuclear Plant Equipment.Revision 2，Corrected，Seismic Qualification Utility Group，1991

［27］USNRC.Evaluation of JNES Equipment Fragility Tests for Use in Seismic Probabilistic Risk Assessments for U.S.Nuclear Power Plants.NUREG/CR－7040，2011

［28］EPRI.Seismic Ruggedness of Relays.EPRI NP－7147，EPRI，Palo Alto，California，1991

［29］NEA.State－of－the－Art Report on the Current Status of Methodologies for Seismic PSA.NEA/CSNI（97）22，Committee on the Safety of Nuclear Installations，OECD Nuclear Energy Agency，1998

［30］SQUG.Procedure for Gathering and Validating Earthquake Experience Data.Revision 3，Seismic Qualification Utility Group，2001