現象識別與分級表在高溫氣冷堆程序驗證中的應用

陳福冰，陳志鵬，鄭艷華，石 磊，李 富

（清華大學 核能與新能源技術研究院，先進核能技術協同創新中心，先進反應堆工程與安全教育部重點實驗室，北京 100084）

我國建成的10 MW 高溫氣冷實驗堆（HTR-10）在2000 年12 月 實 現 首 次 臨 界，并在2003年1 月達到滿功率運行。基于HTR-10的技術和經驗，我國正在開展高溫氣冷堆核電站示范工程（HTR-PM）的設計和建造。在高溫氣冷堆（HTGR）的研發過程中，積累了一套完整的事故分析軟件和計算模型，并實際用于HTR-10 和HTR-PM 的 設 計［1-2］。根 據HAF102《核動力廠設計安全規定》（2004）的要求，安全分析中應用的計算機程序、分析方法和計算模型必須加以驗證，并充分考慮各不確定性。而HAD102／17《核動力廠安全評價與驗證》（2006）也指出，應對用于預計運行事件和設計基準事故分析的計算機程序進行適當的驗證。

為給安全分析程序的開發、評估、應用及審評提供指導，國家核安全局完成了核安全導則《核動力廠安全分析用計算機軟件開發與應用》的編制，目前處于征求意見階段。之前，美國核管理委員會（NRC）也發布了類似的法規，如管理導則RG 1.203 和標準審查大綱（SRP）的15.0.2節。上述文件均推薦了一套通用的流程來完成安全分析程序的開發與評估，該流程的一重要步驟，就是識別核電廠瞬態進程中的關鍵現象和過程，并對它們的重要性作出分級。現象識別與分級表（PIRT）是該步驟的主要產物，它是整個程序開發與評估過程的基礎，并為該過程的后續步驟提供指導，物理模型的開發、評估數據庫的建立、程序適宜性的判斷均應基于可信且易懂的PIRT。

本文回顧PIRT 方法的發展歷程和應用實例，對PIRT 方法在HTGR 程序驗證中的作用進行初步探討，并以美國下一代核電廠（NGNP）為例，介紹NRC 開發的九步法PIRT過程，擬為我國開展HTGR 的PIRT 工作提供參考。

1 PIRT方法的發展

現象識別與分級表，是一針對某個特定主題，基于專家經驗，進行系統化、文檔化收集信息并對這些信息作出重要性分級的方法。PIRT 能為決策形成的過程提供支持，比如，它可對特定主題中不同方面的研究工作所具有的優先度作出判斷［3］。

1974年，NRC 發布了輕水堆在失水事故（LOCA）下應急堆芯冷卻系統（ECCS）的接受準則，即10CFR 50.46，并在10CFR 50的附錄K 中規定了ECCS評價模型應遵循的保守性準則。1988年，NRC修訂了10CFR 50.46，允許使用能真實描述反應堆行為的分析技術，但要求鑒定分析方法和輸入數據的不確定性，從而估計計算結果的不確定性。這實際是允許在LOCA 分析中采用最佳估算疊加不確定性（BEPU）的分析方法。

為支持修訂版的10CFR 50.46，以及說明BEPU 方法的應用，NRC于1989年開發了一種用于不確定性評估的方法論，即程序的比例模擬、適用性和不確定性分析方法（CSAU 方 法）［4］。CSAU 方 法 的 流 程 包 括3大要素、14 個步驟，即要求和程序能力（步驟1～6）、參數評估和排列（步驟7～10）、敏感性和不確定性分析（步驟11～14）。CSAU 的第3步為PIRT 過程，這一步的主要任務是：針對特定電廠的特定事故場景，分析和鑒定存在于這種事故場景中的各現象和過程，按照它們對主要安全準則的影響進行排列，并匯總在PIRT 中。PIRT 是CSAU 的關鍵步驟，專家的經驗和意見非常重要。

在CSAU 的基礎上，NRC 于2005年發布了管理導則RG 1.203，其目的是為新的事故分析方法（如BEPU）的開發和評估制定總體規程。該規程要求首先對特定電廠的關鍵現象和過程進行鑒定，并按照它們對評價標準的重要性作出分級，并形成PIRT。RG 1.203為許可證申請者和擁有者在程序的開發和評估方面提供了指導，為向審評人員提供指導，NRC 于2007年發布了SRP 的15.0.2 節——瞬態和事故分析方法的審查。SRP 的15.0.2 節和RG 1.203涵蓋的是同樣的主題，采用的是相似的流程，兩者互為補充性文件。

可看到，PIRT 最初是作為CSAU 的第3步而用于支持BEPU 這一事故分析方法和許可證申請選項的，在進一步的發展過程中，PIRT 逐步顯示出了其他的用途：根據各現象、過程的重要性等級，確定計算機程序的現象學要求。即，在PIRT 過程中考慮所有對安全有影響的效應，并重點關注和篩選主導電廠瞬態行為的現象和過程，以充分、有效地確定如下需求：1）新程序、新實驗的發展需求；2）已有程序的驗證、改進需求；3）計算結果不確定性的量化需求。

2 PIRT在HTGR領域的應用

PIRT 在HTGR 領域的應用始于20世紀90年代。當時，為支持其模塊式高溫氣冷堆MHTGR 的初步設計，美國能源部（DOE）組織專家評估了能決定正常運行、異常運行和事故工況下電廠響應的熱工水力現象［5］。基于以往的研究工作，歸納了MHTGR 的13種基本事故場景。對這些事故場景中的重要現象作出鑒定和評估后，形成了最終的PIRT。基于PIRT得到的信息，評估了熱工水力程序的適用性，并定義了新的系統分析程序的發展需求，基于電廠現象的模型需求也為程序的驗證提供了支持。

目前，DOE 支持的NGNP 項目正處于概念設計階段，NGNP 是一座超高溫氣冷堆（VHTR），可用于發電，并能利用其工藝熱來聯產氫氣。2005 年的能源政策法案（EPAct）授權DOE 和NRC 聯合制定NGNP 的許可證申請政策，該政策的前提是對以下兩方面作出說明和描述：1）NRC 需要開發的分析工具，利用這些分析工具可對NGNP 的設計和安全性能進行獨立驗證；2）NRC 需要開展的其他研發活動，基于這些研發活動可對NGNP的許可證申請進行審查。對于與NGNP 安全相關的現象，需提供專家評價，對于NRC 必須開展的研發工作，也需作出評估。因而，NRC 聯合DOE，在與NGNP安全和許可證申請相關的5個主題領域組織了技術專家組，完成了多項PIRT 的工作［6］。這5個主題領域是：1）事故分析；2）裂變產物傳輸；3）高溫材料；4）核級石墨；5）工藝熱制氫。

PIRT 的總目標是對NGNP 正常運行、預計運行瞬態和假想事故情況下的安全相關的現象進行鑒定。為實現這一目標，專家組采用NRC開發的九步法PIRT 過程，如圖1所示。

圖1 九步法PIRT 過程Fig.1 Nine-step PIRT process

以NGNP為例，詳細說明各步驟的含義和實施方法。

1）定義需要PIRT 過程的問題

這一步對具體問題作出定義，該問題決定了以下兩方面的研發需求：安全分析和監管審查需要的技術基礎和分析工具；支持NGNP許可證申請審查的其他研發活動。

2）定義PIRT 的具體目的

這一步定義NGNP 各領域PIRT 的具體目的，以事故分析PIRT 為例，專家組的目的是：針對NGNP的正常運行工況和假想事故場景，鑒定安全相關的現象；根據已建立的評價標準，對這些現象的重要性進行分級；在研究上述現象的安全意義時，對現有知識水平的充分性作出評價。

3）定義電廠硬件及事故場景

這一步定義電廠硬件、設備以及PIRT 過程需要考慮的事故場景。一般地，在進行下一步之前，就需明確NGNP的設計特征和事故特性，因為現象的相對重要性取決于特定的電廠布置和特定的事故場景。專家組根據NGNP的設計進展，初步考慮了以下工況：正常運行、喪失強迫循環冷卻但不失壓、喪失強迫冷卻同時失壓、進氣、反應性引入、中間換熱器故障等。

4）定義評價標準

這一步確定評價標準，以判斷安全相關現象的相對重要性。NGNP 最關鍵的評價標準，是由于裂變產物釋放而造成的公眾劑量，該標準適用于各主題領域，而次級的評價標準在不同的主題領域有所不同。以事故分析PIRT 為例，專家組建立的具體評價標準包括燃料破損率、燃料最高溫度、反應堆壓力容器的運行狀況、反應堆艙室的完整性等。

5）鑒定、匯總、審查目前的知識基礎

這一步需鑒定目前對HTGR 技術具有的知識基礎，涉及到資料的收集、完備性的審查、歷史經驗的回顧、熟悉程度的判斷，且特別關注與安全相關的物理現象和過程。

6）鑒定可能出現的現象

這一步是整個PIRT 過程的核心。這一步要針對步驟3 中定義的電廠硬件和事故場景，對所有可能的安全相關現象進行鑒定。這一步由各主題領域的專家組來完成，首先是每位專家組成員對相關現象作出鑒定，集齊已鑒定的現象后進行深入討論。上述工作的目的是得到初步但廣泛的現象清單，在專家組的集體意見中，清單中的現象均是與安全相關的。

7）對現象進行重要性分級

在這一步中，要根據步驟4建立的評價標準，對已鑒定的現象進行重要性分級，且要說明分級的理由。整個過程包括：專家組成員的獨立分級；考慮分級理由后對個人分級的討論；在討論的基礎上形成集體的分級意見。根據以往的PIRT 經驗，分級過程采用了high、medium、low（H、M、L）3種定性級別。

8）評估對于現象所具有的知識水平

在這一步中，對于每種現象所具有的知識水平，專家組要作出評估。整個過程包括：獨立評估；考慮評估理由后的討論；在討論基礎上形成的集體評估意見。以往的PIRT 工作使用了定性的分級標準，即known、partially known、unknown，NGNP 的PIRT 工 作 也 采 納 了 這 一分級方法。

9）PIRT 結果的文檔化

這一步的目的是使文檔記錄具有足夠的廣度和深度，這樣讀者就能看到并理解PIRT 工作做了什么（過程如何），產出是什么（結果如何）。最后的文檔內容包括：PIRT 的目的；電廠的設計特征和事故場景；鑒定現象的列表；重要性和知識水平的分級；描述現象鑒定和分級理由的支持性文檔。

3 HTGR程序驗證的方法

我國在HTGR 的研發過程中所建立的系統分析程序，須經充分驗證，才能可信地應用于實際的工程設計和事故分析。根據程序開發、評估和審查的要求，已有程序的驗證也應遵循法規推薦的程序開發和評估的通用流程，即首先確定擬分析的HTGR（如HTRPM）在正常運行和假想事故下的物理現象，并對它們的重要性進行分級，從而形成PIRT。在此基礎上，基于已有的數據，確定需進一步開展的實驗項目，再開展相關的程序驗證工作。據此，本文制定了HTGR 程序驗證的流程，如圖2所示。從圖2可看到，PIRT是實現這一流程的先驗性步驟。由于九步法PIRT 過程具有通用性和先進性，該方法也完全適用于我國HTGR 的PIRT 工作。

圖2 高溫氣冷堆程序驗證的流程Fig.2 Procedure of HTGR code validation

4 結論

鑒于PIRT 的重要作用和指導意義，在HTGR 的程序驗證方面應及時開展這方面的工作，并可采用NRC 開發的九步法來實施具體的PIRT 過程。根據PIRT 的結果，對以下方面做出評估：1）現有事故分析程序的適用性；2）程序驗證所需實驗數據的充分性；3）新程序、新實驗的開發需求。上述評估可為整個程序驗證工作指明方向。

PIRT 工作完全取決于擬分析的核電廠，是與電廠的具體設計方案緊密相關的，并隨理論分析、實驗驗證等工作的進一步推進，對現象重要性和知識水平的分級也會不斷變化。簡言之，PIRT 不是一靜止的工作，而是一不斷完善和迭代的過程。因此，初步建立的PIRT，以后需進行修正、補充，以涵蓋最新的設計選擇和設計變化以及模擬、實驗工作的最新進展。

［1］ GAO Z，SHI L.Thermal hydraulic transient analysis of the HTR-10［J］.Nuclear Engineering and Design，2002，218（1-3）：65-80.

［2］ ZHENG Y，SHI L.Reactivity accident in a high temperature gas-cooled reactor due to inadvertent withdrawal of control rod［J］.Journal of Engineering for Gas Turbines and Power，2011，133：052902-1-052902-6.

［3］ DIAMOND D. Experience using phenomena identification and ranking technique for nuclear analysis［C］∥Proceedings of PHYSOR 2006.Vancouver，Canada：American Nuclear Society，2006.

［4］ Technical Program Group.Quantifying reactor safety margins：Application of code scaling，applicability and uncertainty evaluation methodology to a large-break loss-of-coolant accident，NUREG CR-5249［R］.Washington D.C.：U.S.Nuclear Regulatory Commission，1989.

［5］ WILSON G，WADSWORTH D，MILLER B，et al.Phenomena-based thermal-hydraulic modeling requirements for systems analysis of a modular high temperature gas-cooled reactor［J］.Nuclear Engineering and Design，1992，136（3）：319-333.

［6］ U.S.Nuclear Regulatory Commission. Next generation nuclear plant phenomena identification and ranking tables（PIRTs），NUREG CR-6944［R］.Washington D.C.：U.S.Nuclear Regulatory Commission，2008.