核電廠管道風險重要度評估應用研究

王詩薈

摘 要：管道風險重要度評估是識別核電廠安全重要管道的手段，該文闡述了核電廠管道風險重要度評估應用的背景，介紹了管道風險重要度評估的方法和流程，以特定系統作為案例，定性分析案例系統管道破裂對核電廠安全的影響，并通過概率安全評價（PSA）模型進行定量評價，對案例系統管道破裂的后果進行分類，研究其管道破裂對核電廠風險的影響水平。

關鍵詞：核電廠 管道風險重要度 概率安全評價

中圖分類號：TP30 文獻標識碼：A 文章編號：1674-098X（2017）02（c）-0159-04

Abstract：The pipeline risk importance assessment is amethod to identificatesafety important pipeline in nuclear power plant. This paper introduces the background of pipeline risk importance assessment application and expatiates the method and process of pipeline risk importance assessment. Andthis paper take a specific system as a case， qualitatively analyzed the impact of the pipeline rupture on the safety of nuclear power plants， and carried out quantitative evaluation by probabilistic safety assessment （PSA） model， then classified the consequences of the case system pipeline rupture and study the risk affect level tothe nuclear power plant.

Key Words：Nuclear power plant； Pipeline risk importance； Probability safety assessment

概率安全評價（PSA）技術逐漸應用于核電廠的各個領域，風險指引型在役檢查是其在核電廠在役檢查領域的典型應用，為制定在役檢查大綱提供合理的依據。管道風險重要度評估是風險指引型在役檢查開發的重要環節，用于識別安全重要度高的管道，從而將檢查置于安全重要的位置。文章介紹核電廠管道風險重要度評估方法，并以案例進行應用研究。

1 應用背景

1.1 概率安全評價技術

概率安全評價（PSA）是以概率論為基礎的風險量化評價技術，經過30多年的發展，其在核電廠的設計、運行和維修等各個領域的應用范圍越來越廣泛，程度越來越深入。隨著其應用發展，逐漸形成了風險指引型（Risk-Informed）安全管理理念和方法。基于對核電廠安全和經濟上的貢獻，風險指引型應用在世界范圍內越來越被接受和推廣，國際上很多國家和地區的核安全管理者和核電廠推進或開展了風險指引型的研究和應用。我國國家核安全監管部門也在大力推動PSA的發展，于2010年頒布了技術政策，期望在國內積極地、有步驟地推動PSA技術更大范圍、更深層次的應用。

1.2 風險指引型在役檢查

在核電廠的運行壽期內，對于管道裂紋缺陷，可以通過實施在役檢查發現。風險指引型在役檢查是近年來國際上流行的一項風險指引型應用，它基于概率安全評價（PSA）風險見解和傳統工程分析，使得在役檢查能夠有針對性地實施，從而提高檢查效率。管道風險重要度評估是風險指引型在役檢查開發的重要環節之一，用于識別安全重要的管段。在風險指引型在役檢查中，將管道破裂后果與破裂可能性結合，優先選取風險重要度高且破裂可能性大的部位進行重點檢查，從而有效利用有限資源，提高檢查效率。

2 管道風險重要度評估方法

管道風險重要度評估的基本流程如圖1所示，主要包括管段劃分、定性分析、定量評價、后果分類4個要素。

2.1 管段劃分

對系統進行管道風險重要度評估，首先要將系統管道劃分為若干管段，并對劃分的管段進行編碼。管段一般依據系統流程圖沿流體流向從上游往下游劃分，以設備、閥門、管道接口、安全殼作為劃分邊界，并且使同一管段預期后果影響相同。另外，在完成后果分類后，需要根據定量評價結果重新調整管段以保證每個管段具有相同的后果影響。

2.2 定性分析

定性分析主要對指分析管段破裂對電廠安全造成的影響進行分析。管段破裂對電廠的影響方式包括直接影響和間接影響。直接影響指破裂直接導致系統某列或系統失效，或者直接導致始發事件。間接影響指破裂導致水淹、噴濺或管道甩擊，空間上影響相鄰結構、系統和部件或導致水箱耗干而使得相關系統失效。

對電廠風險而言，不管是直接影響或間接影響，導致的后果不外乎3種：始發事件、緩解能力喪失、兩者的組合。分析范圍包括內部事件、早期大量放射性釋放、外部事件。

因此在進行定性分析時，需要分析管段破裂對電廠造成的影響，從而判斷管段破裂在分析范圍內會對電廠風險導致哪種后果，以針對不同后果情況進行定量評價。

2.3 定量評價

定量評價是指根據管段破裂定性分析的結果，定量計算管段破裂對電廠風險的影響，即基于概率安全評價（PSA）模型，計算管道破裂對電廠CDF和LERF的影響，即條件堆芯損壞概率（CCDP）和條件大量放射性釋放頻率（CLERP）。分析中所使用的PSA模型的范圍包括內部事件一級PSA模型，早期大量放射性釋放頻率LERF模型以及外部事件PSA模型（包括內部火災、內部水淹、地震等）。計算方法如下。

（1）始發事件。

對于管道破裂直接或間接導致始發事件的情況，CCDP和CLERP的計算公式分別為：

式中：

i為始發事件類；

CDFi為第i類始發事件導致的CDF；

LERFi為第i類始發事件導致的LERF；

Fi為第i類始發事件的發生頻率。

（2）緩解能力喪失。

對于管道破裂直接或間接導致緩解功能喪失的情況，CCDP和CLERP的計算公式分別為：

式中：

CDF1為某系統失效導致緩解能力喪失的CDF；

CDF0為計算的基準CDF；

LERF1為某系統失效導致緩解能力喪失的LERF；

LERF0為計算的基準LERF；

T為暴露時間。

T（暴露時間）為故障可能的存在的時間，根據不同情況，可能取技術規范中的后撤時間（AOT）、定期試驗間隔、一個班值的時間等。

2.4 后果分類

基于上述定量評價得到的CCDP和CLERP，根據表1中的定量分類準則，可將管道破裂后果進行分類。

由表1可見，管道破裂后果可分為4類：

（1）高：管段破裂導致對電廠風險貢獻重要的事件發生，和/或管段破裂明顯導致電廠緩解能力下降。

（2）低：管段破裂導致預期的運行事件發生，和/或管段破裂不會明顯導致電廠緩解能力下降。

（3）中：介于高于低之間。

（4）無影響：管段破裂對風險無影響。

3 管道風險重要度評估應用

3.1 管段劃分

根據上面介紹的管道風險重要度評估方法，以某核電廠主給水系統作為案例，選取3個典型的管段，重點介紹管段破裂定性分析、定量評價、后果分類的過程和結果，對于整個系統的管段劃分不做敘述。所選取的管段描述如表2所示，案例系統簡化流程簡圖見圖2。

3.2 定性分析

對案例管段進行定性分析，結果如下。

3.2.1 GD-001

功率工況主給水系統運行，該管段破裂會導致喪失主給水始發事件。

停堆工況主給水系統備用，該管段破裂會導致主給水系統功能喪失或降級，暴露時間為一個班值時間。

3.2.2 GD-002

功率工況主給水系統運行，該管段破裂會導致喪失主給水始發事件。

停堆工況主給水系統備用，該管段破裂會導致主給水系統功能喪失或降級，暴露時間為一個班值時間。

對于內部水淹，該管段所屬區域有3個主調節閥，管段破裂后會通過噴淋、局部水淹及重大水淹等對周圍造成影響，導致內部水淹始發事件。

3.2.3 GD-003

功率工況主給水系統運行，該管段破裂會導致主給水管道破口。

停堆工況該管段作為ASG系統給水管道運行，該管段破裂會導致主給水管道破口。

3.3 定量評價

該案例使用內部事件一級PSA模型、功率工況LERF模型、功率工況內部水淹一級PSA模型、功率工況內部火災一級PSA模型，對案例管段進行定量評價，分析結果如表3所示。

3.4 后果分類

案例管段的后果分類結果如表4所示。

4 結論與建議

通過以上對管道風險重要度評估方法的介紹可以看出，該方法不僅能夠定性識別管道破裂會造成的影響，而且能夠得到管道破裂后果的定量化結果。在實施管道破裂后果評估時，PSA模型的質量直接影響定量評價的結果，因此必須確定所使用的PSA模型的范圍、詳細程度和技術充分性是否滿足評價要求。另外，為了確定管道破裂的影響，除了收集相關資料外，還應進行必要的現場巡訪，以使分析能夠在最大程度內反映電廠的實際情況。

參考文獻

[1] EPRITR-112657 Revised Risk-Informed Inservice Inspection Evaluation Procedure[S].1999.

[2] 蘇州熱工研究院.風險指引型在役檢查實施程序[S].2013.

[3] 國家核安全局.PSA技術政策：概率安全分析技術在核安全領域中的應用[Z].2010.