核電廠運行經驗報告的定量評估方法

吳　杰， 胡軍濤， 卓鈺鋮

(上海核工程研究設計院， 上海 200233)

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核電技術

核電廠運行經驗報告的定量評估方法

吳杰， 胡軍濤， 卓鈺鋮

(上海核工程研究設計院， 上海 200233)

提出了一套完整的運行經驗(OPEX)報告定量化評估方法，從行業可靠性水平和風險重要度水平對OPEX報告進行定量化評估。風險重要度的篩選準則借鑒了RG1.174的風險可接受準則，并做了適應性調整；并通過對核電廠PSA模型的模擬計算驗證整個評估方法的合理性。計算結果表明：該評估方法采用了適當的篩選準則，確保采購過程中不引入較大的風險增量并避免采購可靠性水平明顯低于行業內平均水平的設備，又不過分要求設計可靠性保證大綱(D-RAP)設備可靠性，適用于核電廠OPEX報告定量評估。

核電廠； 運行經驗報告； 可靠性； 概率安全評價； 定量評估

按照核電廠設計可靠性保證大綱(D-RAP)要求，在核電廠設備采購過程中，設備供應商需向工程公司提交運行經驗(OPEX)報告，并由工程公司傳遞給核電廠設計方[1-2]。按照提交的不同階段，又分為初步OPEX報告和最終OPEX報告。OPEX報告要滿足定性要求(設備描述、關鍵設備特性、安裝清單、產品升級)和定量要求(可靠性數據)等內容。對OPEX報告的評估是執行和落實D-RAP的重要環節，既是驗證核電廠概率安全評價(PSA)中所用的可靠性假設的重要手段，也是保證D-RAP整個工作的完整性和有效性的重要保證[3]。

目前，開展D-RAP設備OPEX報告定量評估的研究非常少，也沒有現行的可以參考的方法。然而，第三代核電在設計之初就考慮并執行D-RAP，因此研究并確立定量評估OPEX報告的方法勢在必行。筆者進行這方面的分析研究，借鑒RG1.174準則和PSA模型計算分析，給出了定量評估OPEX報告可靠性參數的方法。

1　定量評估思路

筆者提出從行業可靠性水平和風險重要度水平兩方面來綜合評估OPEX報告中所涉及的設備是否滿足D-RAP要求[4]。

1.1 行業可靠性水平

核電廠設備供應商提供的設備可靠性應是能達到或高于行業內平均水平，當供應商的設備可靠性明顯低于行業水平時，為保證D-RAP設備的可靠性，采購方有理由不采購該設備。PSA模型中所用的設備可靠性通用數據是結合了多個電廠多年的運行經驗得到的同一類設備的可靠性數據，其可靠性數據能反映核行業內設備的平均可靠性水平，因此可通過對OPEX報告中的可靠性數據與通用數據進行比較，來衡量供應商設備是否達到行業內的平均可靠性水平。

1.2 風險重要度水平

如OPEX報告中設備的可靠性參數水平與PSA模型的假設存在差異(主要是針對采購的設備的可靠性比設計目標差)，可認為是對核電廠設備進行了變更，可參考RG1.174導則[5]進行評價。圖1和圖2是RG1.174中針對核電廠設計變更給出的堆芯損傷頻率(CDF)和大量放射性早期釋放頻率(LERF)的風險可接受準則，橫坐標是電廠整體CDF(或LERF)，縱坐標是該變更引起的電廠CDF增量(或LERF增量)，區域Ⅰ是不允許的，區域Ⅱ是可以接受的，但要跟蹤累計影響，區域Ⅲ是可接受的。在評價供應商提供的設備的可靠性時可以引用和借鑒這一方法。當然RG1.174中的設定準則并不適用于第三代核電廠的OPEX報告定量評估，因此需要進行研究作出調整。

在評估OPEX報告時，將單個供應商設備的可靠性數據代入PSA模型計算得到的CDF和大量放射性釋放頻率(LRF)，與基準PSA模型的定量化結果差值即為單個設備引起的風險增量，如果這一增量較大，表明采用該設備引入的風險增加較高，設定相應的限值防止引入較高的風險增量。目前國內PSA模型一般計算的是LRF，LRF包絡LERF，同樣的篩選基準下，采用LRF更保守。本文在評價時，統一計算并評估CDF和LRF值。

2　定量評估流程

本文提出的OPEX報告定量評估流程為：

(1) 可靠性數據處理。

(2) 可靠性數據預評估。

(3) 可靠性數據風險重要度評估。

(4) 給出設備評估意見和運行管理建議。

2.1 可靠性數據處理

在設計可靠性保證大綱中，要求供應商提供的OPEX報告中需包含設備運行經驗的原始數據、數據處理過程以及處理得到的可靠性參數，其中可靠性參數包括設備可能出現的失效模式及對應的失效模式下的失效率或平均故障間隔時間(MTBF)(運行失效)和失效概率(需求失效)、平均修復時間(MTTR)、失效探測因子(儀控系統設備)等?？煽啃詳祿幚碇饕譃椋?/p>

(1) 評估OPEX報告中數據處理的方法是否合理，處理結果是否準確。

(2) 結合PSA模型的要求，對OPEX報告中給出的可靠性數據進行處理，如將MTBF轉化為失效率。

2.2 可靠性數據預評估

比較供應商設備的可靠性數據與通用數據之間的差距，得出初步的結論。假設供應商提供的失效率為b，該設備通用數據的失效率為a，則供應商數據分為三類：b≤a，a

2.3 可靠性數據風險重要度評估

對OPEX報告的可靠性數據風險重要度評估分為兩部分：單設備風險重要度評估和多設備累計風險重要度評估。

2.3.1 單設備風險重要度評估

單個設備風險增量=單個設備的OPEX報告數據代入PSA模型計算的風險-基準PSA模型的定量化結果。

RG1.174中ΔCDF以1.0E-6和1.0E-5作為區域Ⅲ、區域Ⅱ的限值，RG1.174是用于特定電廠許可證基礎變更的風險指引決策方法，直接引用該準則并不適用于第三代核電廠的OPEX報告評估，需要進行適應性的調整。因此參考RG1.174中的準則，設定設計目標的a%和b%分別作為區域Ⅲ、區域Ⅱ的上限值，設計目標值的c%作為整體風險的限值。

單設備CDF評估：根據電廠的設計目標值，設計目標的a%和b%分別作為區域劃分的限值制定篩選準則(見圖3)。當CDF增加量處于區域Ⅰ，風險增量大，建議不采購；當CDF增加量處于區域Ⅱ，風險增加量較大，不建議采購，若采購需要制定詳細的運行期間的定期檢修方案，關注其功能表現；當CDF增加量處于區域Ⅲ，風險增加量較小，允許采購，但要跟蹤累計影響?？紤]到安全裕量和不確定性，以c%設計目標值作為電廠整體CDF的限值，即電廠CDF計算值接近c%設計目標值時，應該考慮的是降低CDF，而不是引入CDF增加量。

單設備LRF評估：根據圖4，當LRF增加量處于區域Ⅰ，風險增量大，不允許采購；當LRF增加量處于區域Ⅱ，風險增加量較大，不建議采購，若變更需要制定詳細的運行期間的定期檢修方案，關注其功能表現；當LRF增加量處于區域Ⅲ，風險增加量較小，允許采購，但要跟蹤累計影響?？紤]到安全裕量和不確定性，以c%設計目標值作為電廠整體LRF的限值，即電廠LRF計算值接近c%設計目標值時，應該考慮的是降低LRF，而不是引入LRF增加量。

2.3.2 多設備累計風險重要度評估

累計風險增量=所有D-RAP設備的供應商數據代入模型計算的風險-基準PSA模型的定量化結果。

對于單個設備，滿足限值條件，處在區域Ⅲ，但是D-RAP設備較多，如果每一種設備都引起電廠風險增加的話，其最終的電廠整體風險會增加較多，因此對電廠累計風險增加量也要進行限制。

多設備CDF評估：所有D-RAP設備代入模型引起的累積CDF增量不超過設計目標值的d%；并且整體的CDF不超過限值。

存在單個設備可靠性評價時，其CDF增量小于限值，但是所有D-RAP設備的可靠性參數代入模型計算的累計CDF增量超過限值的情況。按照基本事件引起的CDF增量，并結合其可靠性參數與通用數據的比值綜合排序，引起的CDF增量表明，該設備對整體CDF的貢獻，優先避免單設備引起過高的CDF增量；可靠性參數與通用數據比值表明該設備與行業內水平的差距，比值越大，表明其可靠性提高的空間越大，進行改進的可能性更高，對CDF增量大的，可靠性參數與通用數據比值高的設備要求供應商進行改進，以滿足整體CDF增量不超過限值的要求。

多設備LRF評估：多設備LRF評估與多設備CDF評估類似，累積LRF增量不超過設計目標值的d%；并且整體的LRF不超過限值。

行業可靠性水平和風險重要度水平是從兩個不同的角度評估供應商提交的OPEX報告中的設備可靠性，兩者相互補充，相輔相成。對于某些風險貢獻大的D-RAP設備，當其失效率為通用數據的1.5倍時，認為其可靠性與行業平均水平相當，但是通過PSA模型定量評估可得，其引起的CDF增量卻大于b%設計目標值(認為引入的風險增量較大)，因此僅按照上述行業可靠性水平的篩選準則判斷可靠性參數是否滿足要求并不合理，而應從行業可靠性水平和風險重要度水平兩方面綜合評價。

類似的，對于風險增加貢獻小的基本事件，有些D-RAP設備對應的基本事件其失效率擴大至50倍，風險增加量也是小于a%設計目標值，按照風險重要度篩選準則，如果認為其滿足要求的話并不合理。通用數據是反映設備平均失效率的比較合理的值，以10倍通用數據值作為限值，高于10倍失效率，可以認為其可靠性明顯低于行業平均水準，可以不予采購。

2.4 評估結論和意見

根據預評估和風險重要度評估的計算結果給出單個設備的評估意見和運行建議，結合多設備的風險重要度計算結果給出整個電廠D-RAP設備的整體評估意見和運行建議。

3　實例模擬計算

在制定OPEX報告評估的準則時，需要進行實例計算，論證其是否合理?，F在還沒有電廠經歷完整的D-RAP過程，并且設備供應商提供的OPEX報告也并不完整，難以進行實例計算。因此采用某壓水堆核電站PSA模型進行模擬計算。

3.1 模擬計算條件

以功率運行和低功率停堆PSA模型作為實例模擬計算，主要計算功率運行內部事件一級PSA模型，功率運行內部事件二級PSA模型，功率運行火災一級PSA模型和低功率停堆內部事件一級PSA模型，截斷值為1E-15。

3.2 單設備實例計算

計算功率運行內部事件一級PSA模型、二級PSA模型、低功率停堆內部事件一級PSA模型和功率運行火災一級PSA模型，分別對單個基本事件的失效率增加到原來的1.1倍、1.2倍、1.5倍、2倍、5倍、10倍、20倍和50倍，計算風險增加量。

模型擴大相應倍數之后篩選出的ΔCDF、ΔLRF超過限值的基本事件數見表1。結果表明：隨著單個基本事件失效率擴大倍數的增加，超過限值的基本事件數目也相應地增加。統計單個設備失效數據設為10倍通用數據，功率運行一級PSA模型篩選28個基本事件，對應的設備類14個；低功率停堆一級PSA模型篩選9個基本事件，對應的設備類5個；功率運行二級PSA模型篩選17個基本事件，對應的設備類10個；功率運行火災一級PSA模型篩選20個基本事件，對應的設備類7個。匯總四個模型的篩選結果，總體篩選設備類21個(某些重要設備在不同模型中都被篩選出來，剔除重復的設備，共21個)，D-RAP設備中共有81個設備類，篩選比例25.9%，對計算結果進行處理，其中基準CDF加上設備引起的ΔCDF未超過CDF限值，并且基準LRF加上設備引起ΔLRF未超過LRF限值。

表1　各模型相應倍數基本事件篩選個數

因此，單設備風險重要度分析結果表明：篩選準則能有效地篩選出風險貢獻大的設備，并且篩選比例適度。

3.3 多設備實例計算

實例計算多設備引起的整體CDF和LRF的變化可以利用不確定性模型進行模擬計算。每一種D-RAP設備的OPEX報告中，失效率都有可能比通用數據好或比通用數據差。假定D-RAP設備的可靠性服從某一分布，很顯然，這一分布用通用數據[6-7]的分布較合適，通用數據中分布參數就是根據行業內目前該設備大量運行經驗得到的，那么采購的設備就相當于在該可靠性分布中取了一個樣本，每一種設備都有不同的可靠性分布。每種設備在其對應的可靠性分布中取樣的點計算得到的整體CDF和LRF就相當于多設備實例計算的一個樣本點，當樣本點足夠多時，就可以得出多設備實例計算整體CDF和LRF的分布情況。因此計算方法為：PSA模型結構不變，D-RAP設備設定失效率分布，其他的設備和始發事件都以定值(均值)給出，從而計算D-RAP設備可靠性不確定性引起的CDF和LRF不確定性分布。

功率運行一級PSA不確定性分布的擬合的概率密度見圖5，功率運行二級PSA不確定性分布的擬合概率密度見圖6，低功率一級PSA不確定性分布的擬合概率密度分布見圖7，功率運行階段火災一級PSA不確定性分布見圖8，將功率運行、低功率停堆以及功率運行階段火災的CDF的進行整合，利用蒙卡抽樣進行分布擬合，整體的CDF不確定性分布擬合概率密度見圖9。根據分位點表的數據利用插值法得到對應于分位點為93.1%，即篩選剩余的6.9%不符合要求的情況。LRF根據分位點表的數據利用插值法得到對應分位點為94.54%，即篩選掉剩余5.46%不符合要求的情況。

4　結語

該OPEX報告定量評估方法借鑒了RG1.174的評估思路，做了適用性的參數調整；并且綜合考慮了行業可靠性水平和風險重要度水平，結合了兩方面的定量化評估，避免了D-RAP設備引起過高的風險增量，避免了采購可靠性明顯低于行業同類的設備。從模擬計算的結果來看，篩選出了引起較大風險增量的設備，篩選比例適中，在確保采購過程中引入的整體風險增加在較小范圍內的基礎上，又不會過分要求D-RAP設備的可靠性。因此該方法能以量化的角度給電廠設計方評估采購設備的可靠性提供分析依據和數據支持，保證了采購的設備滿足電廠設計的可靠性要求，為電廠的順利運行和安全運行提供有力保障。

因此，該篩選準則適用于核電廠的D-RAP設備OPEX報告定量評估。

[1] 陳芳, 許榮斌. 先進核電廠可靠性保證大綱(RAP)初探[J]. 核安全, 2009(3): 47-53.

[2] 陳芳, 許榮斌. 試論可靠性保證大綱在先進核電廠的應用[C]//中國核學會核能動力學會核電質量保證專業委員會第十屆年會暨學術報告會論文專集. 北京: 中國核學會, 2010.[3] International Atomic Energy Agency. Reliability assurance programme guidebook for advanced light water reactors[R]. IAEA TECDOC No. 1264. Vienna: Nuclear Power Technology Development Section International Atomic Energy Agency, 2001.

[4] U.S. Nuclear Regulatory Commission. Standard review plan for the review of safety analysis reports for nuclear power plants, Revision3: NUREG-0800[S]. Washington, DC: U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2007.

[5] U.S. Nuclear Regulatory Commission. An approach for using probabilistic risk assessment in risk-informed decisions on plant-specific changes to the licensing basis: RG 1.174[S]. Washington, DC: U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2009.

[6] U.S. Nuclear Regulatory Commission. Handbook of parameter estimation for probabilistic risk assessment: NUREG/CR-6823[S]. Washington, DC: U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2003.

[7] U.S. Nuclear Regulatory Commission. Industry-average performance for components and initiating events at U.S. commercial nuclear power plants: NUREG/CR-6928[S]. Washington, DC: U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2007.

Method of Quantitative Evaluation of Operating Experience Reports in Nuclear Power Plant

Wu Jie, Hu Juntao, Zhuo Yucheng

(Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute, Shanghai 200233, China)

A comprehensive method on quantitative evaluation of operating experience (OPEX) reports in nuclear power plant is put forward from the aspect of industry reliability and risk importance. The screening criteria of risk importance is identified and then modified by referring to RG 1.174. With PSA models, simulated calculations are performed to verify the applicability of the evaluation method. Calculation results show that by using applicable screening criteria in the evaluation method, significant risk increase would not be introduced, and the equipment whose reliability is significantly below the average level in the industry would not be purchased, while no exorbitant reliability is to be required on the design reliability assurance program (D-RAP) equipment, proving the method to be applicable in quantitative evaluation of OPEX reports in nuclear power plant.

nuclear power plant; OPEX report; reliability; PSA; quantitative evaluation

2016-03-03

吳杰(1990—)，男，助理工程師，主要從事爆破閥可靠性實驗數據處理、D-RAP數據庫及OPEX報告定量化評估。

E-mail: wujie@snerdi.com.cn

TM623.8

A

1671-086X(2016)05-0314-05