風險指引型方法在“華龍一號”機組設備分級的試點研究

鄧　偉，王怡明，楊　健，馬　超

風險指引型方法在“華龍一號”機組設備分級的試點研究

鄧偉，王怡明，楊健，馬超

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

國內現有核電廠系統、設備分級主要采用確定論方法，電廠運行經驗表明某些風險不重要的系統、設備分級要求太過保守，不盡合理。隨著概率安全分析（PSA）及風險指引型技術的發展，逐步形成了一種風險指引型設備分級的思路及方法。本文重點研究了風險指引設備分級的方法及流程，并以“華龍一號”機組安全殼噴淋系統為對象進行試點研究。初步的分析結果表明，“華龍一號”機組具備了開展風險指引型設備分級工作的基礎，可以在后續機組的設計及運行中應用風險指引型設備分級方法，進一步開展優化分析，有效提升核電廠的安全性和經濟性。

設備分級；風險指引；概率安全分析

核電廠的安全很大程度上取決于保證執行電廠安全目標的構筑物、系統和設備（Structures，Systems and Components，SSCs）的可靠性。“設備分級”就是從核電廠的構成中區分出履行三大基本安全目標（功能）的SSC，并按其執行安全功能的重要性，分為不同等級。“設備分級”的目的是提供分級的設計標準，對不同安全等級的設備規定不同的處理要求。這樣既提高了核電廠的安全性，又避免了對某些不重要的設備要求過嚴的現象。

在核電廠的設計、建造和運行中，對核電廠SSC的設計、制造、質保、維修等各方面都有嚴格的規定及特殊處理要求，并制定了相應的法規要求，而基于傳統確定論的核電廠SSC安全分級是上述各項管理要求和規定的基礎。傳統的確定論分級按照所執行的安全功能，將SSC劃分為“安全相關”和“非安全相關”兩大類。而在實際運行過程中可以發現存在某些系統、設備分級不盡合理的情況。

PSA技術經過多年的發展和實踐，基于PSA技術的風險指引技術在核電廠的應用得到廣泛的認可。目前業內通過多年實踐，已將PSA技術應用于核電廠設計、運行和維修等各個領域，如電廠在役檢查優化、技術規格書優化、大修優化等方面都開展了優化分析等工作。2004年，美國核管會（NRC）正式頒布了聯邦法規10 CFR 50.69[1]，允許核電廠根據風險指引的思想調整受“特殊處理要求”約束的設備范圍，將管理的重點及資源集中于真正安全重要的設備上[2-4]。近期，國家核安全局在組織核安全導則HAD 102/03《用于沸水堆、壓水堆和壓力管式反應堆的安全功能和部件分級》的升版[5]，業內專家建議在升版導則中增加風險指引分級方法，作為分級的可選方法之一。

由于設備分級對于電廠的安全性和經濟性都具有重要影響，為了進一步探索平衡電廠的安全性和經濟性的有效方法為進一步提升“華龍一號”的市場競爭力，本文以“華龍一號”機組為對象，對風險指引設備分級方法及操作流程進行研究，選取安全殼噴淋系統進行了試點研究，以期得到有益見解，為后續進一步的工作開展奠定基礎。

1　分析方法

風險指引型安全分級（RI-SSC）并不是取代現有的安全分級，而是根據設備風險重要性的高低，將現有分級中“安全相關”和“非安全相關”這兩個級別進行進一步細分，將SSC根據風險重要性細分為高安全重要（HSS）和低安全重要（LSS兩個子類，共形成四個類型的SSC分級結果，如圖1所示。其中，RISC-1是安全相關、高安全重要設備，RISC-2是非安全相關、高安全重要設備，RISC-3是安全相關、低安全重要設備，RISC-4是非安全相關、低安全重要設備。

圖1　風險指引設備分級示意圖

風險指引設備分級主要包括四個步驟[6-8]，分別是風險評價、縱深防御評估、風險敏感性分析和綜合決策（IDP審查，Integrated Decision- making Panel審查）。分析過程如圖2所示。

下面分別對主要的幾個步驟進行介紹。

1.1　風險評價

利用核電廠的PSA模型，根據設備的重要度將設備分為高安全重要（High Safety Significant，HSS）和低安全重要（Low Safety Significant，LSS）兩類。

圖2　風險指引設備分級過程

應用PSA分析工具開展風險評價時，采用如下兩個PSA重要度因子來進行分析：

（1） FV（Fussell-Vesely）重要度（割集重要度）。

（2） RAW（Risk Achievement Worth）重要度（風險增加當量重要度）。

基本事件i的FV重要度的計算表達式如下：

——電廠的風險；

0——電廠的基準風險。

基本事件的RAW重要度的計算表達式如下：

式中：i——基本事件的不可用度置為1。

若設備的重要度滿足下面準則中的任一條，則該設備應定為高安全重要等級：

（1）單個設備的FV重要度＞0.005，取其所有基本事件FV重要度的總和。

（2）單個設備的RAW重要度＞2.0，取除共因失效（CCF）外基本事件（CCF基本事件單獨考慮）最大的RAW。

（3）設備的共因組RAW重要度＞20.0，取所有CCF基本事件中最大的RAW。

1.2　縱深防御評估

縱深防御評估主要針對在風險評價階段中被認為是為LSS的設備。該過程通過堆芯損壞、早期安全殼失效/旁通和長期安全殼完整性三個方面評估SSC功能，如果任一方面判定為對縱深防御為高安全重要，則該SSC即被認定為HSS。

若設備的重要度滿足下面準則中的任一條，則該設備應定為高安全重要等級：

（1）單個設備的FV重要度＞0.005，取其所有基本事件FV重要度的總和。

（2）單個設備的RAW重要度＞2.0，取除共因失效（CCF）外基本事件（CCF基本事件單獨考慮）最大的RAW。

堆芯損壞的縱深防御評估準則如圖3所示[3]。

安全殼縱深防御評價主要考慮：（1）該SSC是否會引發界面系統冷卻劑喪失事故（ISLOCA）；（2）該SSC是否能夠為ISLOCA事故提供重要緩解能力；（3）該SSC能否在蒸汽發生器傳熱管破裂事故后隔離該蒸汽發生器；（4）SSC是否影響安全殼隔離；（5）該SSC是否用于支持未在CDF和LERF計算中考慮的系統功能，但卻是在堆芯損傷后保持長期安全殼完整性的唯一方式。

1.3　風險敏感性分析

風險敏感性分析，目的是避免數據的不確定性導致部分高風險重要度的設備被劃定為低風險重要度設備，具體做法是通過改變其可靠性，利用PSA模型重新評估其對核電廠風險的影響。SSC進行敏感性分析如下（包括但不局限于）：

（1）將所有人員失誤基本事件值增加到其95%分位值。

圖3　堆芯損壞的縱深防御評估準則

（2）將所有人員失誤基本事件值降低到其5%分位值。

（3）將所有設備共因失效基本事件值增加到其95%分位值。

（4）將所有設備共因失效基本事件值降低其到5%分位值。

（5）將所有維修不可用度設為0。

對于以上5項內容，分別進行敏感性分析。如果設備在（1）至（5）中任意一步被認為是高安全重要的，則將設備劃分為高安全重要；如設備仍然被認為是低安全重要的，則將設備劃分為低安全重要。

1.4　IDP審查

為了充分利用各專業專家的觀點及經驗反饋，在實施風險指引設備分級過程中，一般會通過組建綜合決策專家組IDP來做最后的綜合決策，盡可能保證分析的科學性和合理性，IDP通常由來自運行、維修、設計、安全分析和PSA等多個專業的有經驗的專家組成，負責對風險指引設備分級結果進行綜合決策。

2　“華龍一號”試點研究

“華龍一號”是我國自主研發設計的“能動+非能動”先進壓水堆核電廠，安全殼噴淋系統（CSP）是其中重要的專設安全設施，為了保證電廠更高的安全性，“華龍一號”還設置了非能動安全殼熱量排出系統（PCS）以增強安全殼的排熱能力，相對于傳統二代電廠，“華龍一號”機組的安全殼噴淋系統的風險重要性有較大變化，因此本文選擇安全殼噴淋系統進行試點分析。

安全殼噴淋系統的功能是：在事故工況（LOCA或安全殼內蒸汽管道破裂）下，當安全殼內的壓力和溫度升高到一定值時，系統將安全殼內的壓力和溫度降低至可接受的水平，以保持安全殼的完整性。其主要功能如下：

（1）安全殼內破口類事故，用于帶出安全殼內熱量，安全殼非能動熱量導出系統（PCS）作為CSP失效后的備用。

（2）嚴重事故階段，可用于帶出安全殼內熱量，PCS作為CSP失效后的備用。

“華龍一號”機組的安全殼噴淋系統為兩列100%設計，系統的組成設備主要包括：噴淋泵、熱交換器、噴射器、氫氧化鈉儲存罐、管線及相關的閥門。本分析針對CSP系統考慮的158個設備進行風險指引分級研究。

根據RI-SSC方法，CSP系統進行風險指引設備分級的分析情況如下：

（1）通過內部事件PSA模型中CPS設備的FV重要度、RAW重要度和設備共因組RAW重要度的定量計算，根據本文1.1中HSS設備的重要度準則，得到22個HSS設備。

（2）通過內部水淹PSA模型中CPS設備的FV重要度、RAW重要度和設備共因組RAW重要度的定量計算，根據本文1.1中HSS設備的重要度準則，無新增HSS設備。

（3）通過內部火災PSA模型中CPS設備的FV重要度、RAW重要度和設備共因組RAW重要度的定量計算，根據本文1.1中HSS設備的重要度準則，新增熱交換器為HSS設備。

（4）根據圖3的堆芯損壞的縱深防御評估準則進行評估，新增用于安全殼隔離的閥門CSP013VBE和CSP014VBE為HSS設備。

（5）根據本文1.3的方法流程，開展人因敏感性分析、設備共因敏感性分析和試驗維修不可用度敏感性分析，無新增HSS設備。

（6）IDP審查新增CSP145VRE、CSP146VRE閥為HSS設備。這兩個閥門可以在事故期間開啟以降低安全殼的氣載放射性水平。

本研究主要開展了PSA風險評價、縱深防御評估和初步的IDP審查。其中，PSA風險評價包括內部事件PSA、內部水淹PSA和內部火災PSA，尚未開展地震PSA風險評價。IDP審查僅開展了初步的分析嘗試，還有待實際應用中進一步完善。

3　分析結果

經以上分析，得出“華龍一號”機組CSP系統的分級結果，分級結果如表1所示。

表1　CSP系統的風險指引設備分級結果

部分低風險重要度設備的進一步說明如下：

（1） CSP003PO為混合泵，用于攪拌NaOH溶液，事故期間不需要投運，在PSA模型中不考慮該泵，可定為LSS設備。

（2） CSP001VLP等手動閥是儀表管線的隔離閥，其所對應的儀表用于試驗時測試泵，事故下不影響泵的安全功能，可定為LSS設備。

（3） CSP041VB等電動閥不影響安噴功能，可定為LSS設備。

在不考慮非能動安全殼余熱排出系統（PCS）功能的情況下，開展敏感性分析，重新計算PSA模型中安噴系統相關設備重要度，得到CSP系統的風險指引分級結果如表2所示，其主要差異在于通過內部事件PSA模型中CPS設備風險評價得到的HSS設備數量和表1相比有少量變化。由分析結果可知，不考慮PCS系統功能的情況下，CSP系統設備的重要度均有提升，高安全重要度設備為36個，低安全重要度設備為109個，高安全重要度設備有所增加；“華龍一號”機組設置有跟CPS系統具有類似功能的PCS系統后，CPS系統的重要度有所降低，與風險指引分級的結果相吻合。但是由于這兩個系統的功能相似度高，因此在基于重要度計算得到的HSS和LSS數量和表1所示的結果沒有特別顯著的差異。

4　小結與思考

本文對風險指引設備分級方法進行了研究，并以“華龍一號”機組安全殼噴淋系統為例進行了初步的實例分析，總結如下。

（1）以安噴系統為例，在傳統確定論分析方法將其劃分為安全級的設備中，有相當高比例（大約80%）的設備通過分析可以劃定為低安全重要度的安全級設備，針對這些設備在特定要求上進行豁免或降低要求，可以在保證安全的前提下，有效提升電站經濟性。

（2）完備的PSA模型實際上很大程度能夠替代縱深防御評價，或者說縱深防御評價是在PSA不完備的情況下的權宜之策。例如1.2 ISLOCA實際在“華龍一號”機組PSA模型中進行了模化，其重要度可直接體現在風險評價步驟中，無需單獨評價。

（3） NEI00-04中提出了較多的敏感性分析要求，由于國內主流PSA軟件的限制，這部分的工作量較大，后續可以考慮在現有PSA軟件的基礎上開發此類敏感性分析模塊，以便于自動化處理。

（4）對于翻版設計電站，或者運行電站的風險指引設備分級由于其PSA模型的基礎一般都較好，因此開展此項應用具備較好條件，但是對于新研發的堆型，由于在堆型研發過程中PSA模型的開發與設備分級的確定幾乎同步進行，如何將這兩者進行匹配協調，后續還需在具體堆型研發實踐中進行研究探索。

（5）根據美國10 CFR 50.69的相關規定，對于劃分為RISC-2的設備，應對這些設備進行評估，如當前的性能未達到預期，則應考慮適當增加特殊處理要求；對于劃分為RISC-3的設備，由于其當前受到與RISC-1設備相同的特殊處理要求，根據分級結果可申請豁免或降低特殊處理要求，如在環境鑒定、抗震鑒定、質量保證和在役試驗等方面豁免或降低特殊處理的要求，從而在不影響安全性的前提下有效提升電廠經濟性。對于RISC-2及RISC-3特定設備如何在實踐中確定其特殊要求后續還需開展進一步的研究實踐。

當前我國各核電廠均已開發或正在開發較為完善的PSA模型，且國內運行經驗也越來越豐富，為開展包括風險指引設備分級在內各類PSA應用提供了有利的條件和技術基礎。

我國核電廠RI-SSC分析技術研究尚處于研究階段，RI-SSC工程實踐目前還沒有真正開展起來。風險指引設備分級分析技術是在傳統確定論分級基礎上，根據設備對電廠的安全重要度，將傳統的安全相關和非安全相關分別再細分為HSS和LSS兩類。通過風險指引型設備分級，可將設計、運行、監管和關注的重點集中到RISC-1和RISC-2設備中，一方面可加強對部分非安全相關設備的關注，提高其可靠性，另一方面可優化監管和運維資源，更好地確保核安全，提高核電廠的安全性；可豁免或降低RISC-3設備的特殊處理要求，降低核電廠的設計成本和運營成本，提高核電廠的經濟性。

致謝

本文承蒙中國核電工程有限公司自主研發項目“運行核電廠風險指引型設備分級研究”（課題編號：KY1854）資助，特此感謝。

［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、壓水堆和壓力管式反應堆的安全功能和部件分級，1986．

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

［7］ 錢永柏，趙軍，童節娟，等．核電站風險指引設備分級的試點研究［J］．核科學與工程，2009，29（1）：81-85．

［8］ 鄭偉，趙軍. 風險指引型設備分級方法研究［J］．核科學與工程，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

鄧偉（1982—），男，山西大同人，碩士研究生，現主要從事PSA和風險指引應用方面研究