火災定性篩選分析方法研究及應用

顏 珍 李肇華 李 琳

上海核工程研究設計院

火災定性篩選分析方法研究及應用

顏 珍 李肇華 李 琳

上海核工程研究設計院

劃分好的火災隔間必須經過一系列的篩選分析以確定對應每個隔間的火災風險。定性篩選是這種篩選分析的第一步。定性分析的目的是根據事先確定好的準則，識別那些火災風險相對其它隔間較低或者根本沒有風險的隔間。本文主要介紹火災定性篩選分析的方法以及在特定電廠中的實際分析應用。

定性篩選；火災PSA；核電廠

1 概述

核電發展歷史表明，核電廠內部火災對核電廠的危害是不可忽視的。因此，為了降低火災對電廠的安全威脅，提升電廠的運營效益，有必要開展火災概率安全評價(PSA)工作。而對于核電廠來說，不是每個區域都是風險重要的，因此為了簡化分析并能重點關注那些風險重要的區域，有必要將劃分好的火災隔間進行一系列的篩選分析。定性篩選是這種篩選分析的第一步。定性分析的目的是根據事先確定好的準則，識別那些火災風險相對其它隔間較低或者根本沒有風險的隔間。

2005年9月美國核管理委員會(NRC)和美國電力研究院(EPRI)聯合出版了NUREG/CR-6850-“Fire PSA Methodology for Nuclear Power Facilities”[1](以下簡稱6850)，該報告是目前為止最新的一份專門論述火災PSA分析方法的文獻，它全面而詳實地對火災PSA分析方法進行了介紹，因此本論文主要參考該報告的第4章內容并結合實際工作經驗對火災定性篩選方法進行研究。

2 定性篩選分析方法

本論文通過對6850的方法進行研究并結合電廠的實際情況對某30萬千瓦核電廠及第三代非能動核電廠進行了火災定性篩選分析?？紤]到分析電廠均為設計電廠，且定性篩選分析為一個反復的過程，因此本論文在6850的基礎上進行了修改和調整，具體如下所示。

2.1 分析步驟

本次分析按下列步驟執行，其中，考慮到要進行定性篩選分析，必須先獲得該分析的輸入(包括隔間劃分、火災PSA設備和電纜的挑選)，因此這部分內容也在本次分析范圍內。此外，為了避免和減少后續工作的反復，本次分析將火災蔓延分析包含在本任務中執行。

(1)確定所有的電廠隔間。

(2)確定每個隔間內的火災PSA設備和電纜，也即受火災影響可能導致電廠停堆或影響火災PSA中考慮的緩解安全功能及操縱員動作的設備和電纜(包括設備不可用和設備誤動的影響)。

(3)對所有隔間分析其內發生突破防火屏障的火災蔓延的可能性及蔓延的特性。符合下列條件的隔間認為不會發生火災蔓延：1)可燃物載荷很低，不會產生破壞熱氣層；2)沒有可燃路徑；3)邊界處沒有可燃物載荷集中。不符合上述準則的火災蔓延認為可信，針對不同類型隔間，火災蔓延考慮如下：

a)對于防火區(防火屏障完整)，只考慮穿過一個獨立防火區屏障的蔓延，且只考慮一步蔓延(即只蔓延至一個相鄰的防火區，而不會超越受影響的隔間發生進一步的蔓延)。

b)對于防火小區，由于防火屏障不完整，考慮發生在其內的火災可能蔓延至多個防火小區，也就是，認為從發生火災的防火小區同時向多個鄰近防火小區的火災蔓延是可信的并對其進行考慮。

c)一個隔間可能會有多條火災蔓延路徑，在分析時只考慮導致最嚴重后果的火災蔓延路徑。

d)如果蔓延后的后果與隔間自身火災后果相同，則可由隔間內火災包絡而不需要考慮此類蔓延。

對于沒有可信蔓延路徑的獨立隔間，執行詳細的隔間內火災對電廠停堆/安全停堆設備產生的損傷分析，確定在給定隔間內所有的設備和電纜都受到損傷后會不會產生電廠停堆要求。對于有可信蔓延路徑的獨立隔間，執行詳細的隔間內火災對電廠停堆/安全停堆設備產生的損傷分析，確定假想的火災蔓延至鄰近隔間時是否有停堆要求。如果向鄰近隔間的所有可能的蔓延都不會產生停堆要求，則不需要考慮進一步的情景發展。除非能論證火災不會導致自動停堆，也不會由于火災規程或響應計劃、應急運行規程或技術規格書的要求進行手動停堆，否則都假定有停堆需求。如果正常電廠運行工況下火災不會產生停堆需求，且沒有任何事故緩解設備受到損傷，該隔間可被篩選掉而不需進行進一步的風險分析。

認為僅導致執行受控的手動停堆(作為一項預防性措施)而不會影響任何概率安全分析(PSA)中考慮的安全停堆系統的火災事件可忽略。這是因為不會引起任何PSA中考慮的安全停堆系統失效的始發事件的條件堆芯損傷概率(CCDP)很低。再乘以這類事件的低頻率將得到一個更低的堆芯損傷頻率(CDF)。

表1 定性篩選分析表格示例

2.2 假設和邊界條件

本次分析中采用的假設和邊界條件如下所示：

1)采用與內部事件一致的成功準則，即達到和維持一個安全穩定狀態。

2)除安全殼外，假設某一隔間內的假想火災將損壞隔間內所有易受火災影響的設備和電纜。

3)本分析中認為非可燃的非能動和機械部件，即非電氣部件，如熱交換器、管道等，不會由于火災而失效。

2.3 定性篩選分析

2.3.1 確定電廠隔間

參考防火分區設計基礎圖、電廠總平面布置圖、對應各廠房的建筑施工圖等相關圖紙并通過與相關設計人員討論，確定電廠隔間。

2.3.2 確定每個隔間內的火災PSA設備和電纜

2.3.2.1 確定火災PSA設備

通過審查內部事件PSA模型以及火災安全停堆分析報告，同時參考電廠布置圖、系統管道和儀表圖等相關圖紙并與相關設計人員討論，確定每個隔間內的火災PSA設備。

在審查內部事件PSA模型時，考慮到火災事件的特性，本次分析從內部事件PSA中排除部分事故序列類型，包括：

1)與涉及非能動/機械失效的始發事件有關的事故序列(見假設3)，如喪失冷卻劑(LOCA)事故序列(只指管道破裂導致的LOCA，不包括因閥門開啟而導致的LOCA)、SGTR等。

2)與發生頻率較低的始發事件(由火災引起的)有關的事故序列。如未能緊急停堆的預期瞬態(ATWS)。

此外，新增了部分與火災相關的特定人員動作，如，主控室撤離、操縱員手動切斷某個著火系列的電源供應等。

另外，還應評價由于火災損傷導致的電氣回路通電或失電引起的電廠部件的誤動作，確定可能影響電廠停堆能力的誤動作。本次分析中考慮的可能產生誤動作的能動部件的選擇基于：

1)審查用于停堆的系統確定主冷卻劑邊界的高-低壓邊界；

2)審查系統確定可能干擾系統運行的誤動作。

2.3.2.2 確定火災PSA電纜

在確定了火災PSA設備后，可進一步確定與其相關的火災PSA電纜。通過審查與電纜橋架及電纜布置相關的圖紙和數據庫系統并與相關設計人員討論，可以確定每個隔間內的火災PSA電纜以及與某個PSA設備相關的電纜的布線情況和位置。

2.3.3 火災蔓延分析

火災可能蔓延出去的路徑有兩類：防火屏障失效或防火屏障不完整。一般核電廠設計中，采用的防火屏障主要有：防火墻/樓板、防火門、防火閥、排煙閥以及電纜管道等貫穿防火墻/樓板處設置的防火節點，其中管道貫穿件一般為消防水管或通風排煙管等，由于貫穿件和對應防火墻間的縫隙很小且火災通過這些管道蔓延(防火閥、排煙閥缺少或失效除外)的概率可忽略不計，因此即使這些貫穿件的防火節點失效，也不考慮火災通過這些管道的防火節點的蔓延。對于一個隔間，上述防火屏障中的任何一個失效(防火墻/樓板除外)或缺失都有可能導致火災向其它隔間蔓延。由于防火墻/樓板均為鋼筋混凝土結構，因此本次分析中不考慮這類防火屏障的失效。

2.3.4 定性篩選分析結果

以上述方法為基礎，對30萬千瓦核電廠和第三代非能動核電廠開展了火災定性篩選分析，為了使分析簡單明了，對各個隔間的篩選采用了表格的形式，其示例如表1所示。經過篩選及合并，在最初的800多個30萬千瓦核電廠的隔間中留下了約130個需進一步開展分析的隔間，在最初的300多個第三代非能動核電廠的隔間中留下了約70個需進一步開展分析的隔間。

從分析的過程內容和結果看，火災定性篩選方法是通用的，而經過定性篩選分析，都能大大減少所需分析的隔間的數量。此外，通過與ASME標準[2]中相應的要求進行比較，本次分析也基本滿足了ASME能力等級II的要求。(見表1)

注釋：

(a)與隔間內設備相關的電纜不再列出。

(b)蔓延路徑

(1)電纜貫穿件的防火節點失效

(2)防火閥失效

(3)排煙閥失效

(4)防火門失效

(5)通風管道中未安裝防火閥或排煙閥

(6)沒裝門或防火墻不完整

3 總結

隨著核電的發展，對核電廠防火安全方面也將越來越關注?；馂亩ㄐ院Y選分析可以簡化火災PSA分析，為火災PSA的進一步詳細深入開展奠定基礎，而且也可以通過定性篩選分析初步識別防火設計中的不足，因此熟悉和掌握火災定性篩選方法也是很有必要的。

[1] EPRI/NRC-RES Fire PSA Methodology for Nuclear Power Facilities，NUREG/CR-6850，Electric Power Research Institute，Division of Risk Analysis and Applications Office of Nuclear Regulatory Commission，October，2005.

[2] Standard for Level 1/Large Early Release Frequency Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications，ASME/ANS RASa-2009，February 2，2009.

Partitioned fire compartments need to be subjected to a series of screening analyses to determine the relative fire risk associated to each.Qualitative screening is the first step of such screening analyses. The purpose of the qualitative analysis is to identify those compartment where， according to pre-determined criteria，the fre risk is expected to be relatively low or nonexistent compared to others.The methodology of the fre qualitative analysis with the application in the specifc nuclear power plant is mainly discussed in this paper.

Qualitative screening， Fire PSA， Nuclear power plant