AP1000系統間不利影響分析

張岐月

摘 要：AP1000作為第三代先進壓水堆核電站，安全系統采用了非能動的設計特點，但這些系統完成預期功能是否會受到其它系統的影響，需要進行必要的分析，以證明AP1000核電站在設計上能夠避免這些潛在不利影響，并減少人的失誤產生的不利影響。

關鍵詞：AP1000；非能動；系統、設備和構筑物；不利影響

中圖分類號：TM623 文獻標識碼：A 文章編號：1671-2064（2017）11-0149-01

1 引言

作為第三代壓水堆核電站，AP1000核電技術具有設計簡練，易于操作，充分利用諸多“非能動的安全體系”等顯著特點，但各種系統之間的是否能夠按設計要求順暢地聯合運行而不會相互造成不利影響，有哪些潛在的不利影響需要仔細的分析和討論。

2 影響的分類

非能動安全系統是AP1000區別于當前其他壓水堆核電技術的最大特點，本文對系統間的不利影響分析也將圍繞非能動安全系統展開?？傮w來說，系統間相互影響的類型分為可分為三類：（1）功能性影響：主要歸因于系統之間共用系統設備或存在物理連接，如電氣、水、氣或機械連接。（2）人員介入影響：涉及操縱員操作的影響，操縱人員采取的措施可能有利也可能不利。（3）空間相互影響：包括火災、水淹、飛射物危害、管道破裂和地震事故，一個設備故障可能會導致其它設備失效。

3 影響分析

3.1 功能性影響分析

存在共同接口的系統會產生相互影響，可能由于這種影響，系統運行會變得更加安全和高效，也可能導致安全系統無法按預期緩解事故。

為了全面分析AP1000系統的功能性影響，需要使用系統化分析方法。以六個關鍵安全功能——次臨界、堆芯冷卻、熱阱、一回路完整性、安全殼完整性、一回路水裝量為基礎，對完成這些關鍵安全功能的各能動-非能動系統、非能動-非能動系統進行分析，可以解決這一問題。

完成關鍵安全功能的系統被認為受影響系統，同時，執行安全相關功能的系統也被認為受影響系統。而所有與這些受影響系統存在接口的系統認為是潛在的觸發系統。

功能性相互作用可以從工藝流體相互作用、驅動相互作用、正?？赡軣o法預測的物理相互作用（事故情況）三個方面來考慮。舉例如下：

反應堆冷卻劑泵——堆芯。事故期間反應堆冷卻劑泵的運行能夠掩蓋RCS中的空泡，使操縱員誤以為堆芯有足夠的冷卻劑。在三哩島事故中，就是因為反應堆冷卻劑泵運行掩蓋了RCS的大量空泡，導致操縱員誤停能動安注系統，因此，電廠操縱員必須考慮反應堆冷卻劑泵停運對堆芯裸露的影響。如果反應堆冷卻劑泵停止，蒸汽和水的分層可能導致堆芯裸露。AP1000設計針對這種不利的相互作用是通過安注信號觸發后反應堆冷卻劑泵自動跳閘來排除的，后續重新啟動反應堆冷卻劑泵需要滿足過冷度和穩壓器水位設定值的要求。

按上述方法，可以用矩陣圖將各受影響系統-觸發系統進行逐一分析，識別系統間不利的功能性相互作用，從而判斷現有的設計是否完整、安全，并在可能的情況下提供操縱員干預措施。

3.2 人員介入作用

人員介入作用導致的不利影響可稱為認知執行失誤，是指決策制定過程中的認知執行失誤。最可能的認知執行失誤有以下三種：事故序列的目標沖突，且未在程序中加以解決；信息過少或過多，誤導操縱員；程序允許或引導操縱員做出基于知識的決策。因此，我們需要從潛在人因失誤角度考慮系統間的相互作用。

由于AP1000緩解事故過程方面，在設計上盡量減少了對人的依賴，即AP1000設計上事故后72小時內不需要操作員干預。此外，AP1000通過基于功能的任務分析和基于征兆的事故響應規程和功能恢復規程來避免認知執行失誤。因此認知執行失誤被認為是一種潛在不利系統相互作用。部分認知執行失誤也包含在AP1000概率安全分析（PRA）模型事件序列處理決策的人因失誤中。因為很難量化，因此需要特殊分析。

人員介入對系統的不利影響分析，繼續以系統不利作用矩陣為基礎進行。通過對系統矩陣中各組合分別進行執行失誤發生的可能性，失誤的預防屏障，失誤被PRA分析或包絡，來檢查潛在認知執行失誤對這些系統運行造成的影響。分析證明，人員介入作用不會造成嚴重的系統不利影響，但需要運行人員充分了解存在的潛在風險，進行嚴格的知識技能和人員績效工具使用的培訓，提高運行的安全性。

3.3 空間相互作用

空間相互作用是由兩個或多個系統在鄰近位置的存在而產生的相互作用，需要考慮的空間相互作用包括火災、洪水、管道破裂、飛射物危害和地震事故的影響等，這些事故在AP1000的設計基準事故分析中進行了充分討論，本文不再進行額外分析。

4 結語

通過以上分析方法對AP1000系統間的相互作用進行評估，結果證明AP1000核電技術是完整和可靠的，但是，也存在一些潛在的薄弱環節或風險。運行人員可以通過這種分析方法深入理解系統間的相互影響機理和設計的背景，充分培訓，并運用人員績效工具，避免影響電廠安全的潛在的操縱人員失誤；設計人員可以通過完善和優化AP1000應急運行規程和人機接口系統，避免操縱員失誤導致非預期的不利影響，提高電站運行的安全性。

參考文獻

[1]林誠格.非能動安全先進核電廠AP1000[M].北京：原子能出版社，2008.

[2]朱繼洲.核反應堆安全分析[M].北京：原子能出版社，1988.