WOG核電廠風險指引型管道在役檢查方法應用研究

李虎偉，黃志超，依 巖，初永越，熊文彬，別業旺

(環境保護部核與輻射安全中心，北京 100082)

WOG核電廠風險指引型管道在役檢查方法應用研究

李虎偉，黃志超，依 巖，初永越，熊文彬，別業旺

(環境保護部核與輻射安全中心，北京 100082)

為促進概率安全分析技術在核電廠管道在役檢查領域的更好應用，本文介紹西屋用戶集團(WOG)開發的核電廠管道風險指引型在役檢查(RI-ISI)優化方法，并重點從管段失效可能性分析、后果判斷、風險重要度劃分等三方面分析對比了該方法與EPRI型RI-ISI方法的不同。此外，以國內某M310核電機組為例，本文基于國家安全局牽頭開發的標準電廠分析風險(SPAR)模型，在國內當前技術條件基礎上使用簡化WOG方法完成該核電廠輔助給水系統管道環焊縫的RI-ISI優化分析。計算表明，使用WOG方法開展RI-ISI后，受檢焊縫數量減少55%，而相應導致的內部事件一級概率安全分析風險增量則基本為零，可以滿足NNSA-0147和NNSA-0153等技術文件中推薦的風險準則。總的結論為，使用WOG方法開展核電廠管道RI-ISI優化是可行的。

管道；在役檢查；風險指引；優化

2010年，國家核安全局發布關于概率安全分析技術在核安全領域中應用的技術政策聲明[1]，提出應積極且有步驟的推動概率安全分析技術在國內核安全領域中更深層次的應用，這為優化資源配置、提高核安全監督活動效率和提高核安全水平提供了基礎。此后，在國家核安全局的推動和相關營運單位的支持下，我國開展一系列有關風險指引型優化的試點工作，其中一部分重要內容就是關于核電廠風險指引型管道在役檢查優化的研究[2，3]。

截至目前，我國大亞灣核電廠1號機組、田灣核電廠1號、2號機組等已開展并獲批部分系統管道上的風險指引在役檢查優化申請，另外，大亞灣核電廠2號機組、嶺澳1號、2號機組等的優化申請也即將獲批。

整體看來，當前國內核電廠已有試點工作都是參考EPRI報告TR-112657[4]中給出的方法及流程開展在役檢查優化工作，優化后導致的風險增量可以滿足NNSA-0147[5]、NNSA-0153[6]等國家核安全局發布文件中規定的風險可接受準則。

但通過仔細分析可以發現，EPRI所給RI-ISI優化方法中存在大量的簡化分析和假設，可能會導致優化結果的保守性或不確定性。此外，考慮到美國核管會已經認可批準WOG和EPRI兩種類型RI-ISI優化方法，本文開展關于WOG型RI-ISI方法的研究，介紹該方法的工作流程和要素，對比該方法與EPRI型RI-ISI方法的不同，并選取具體案例完成計算，這一方面促進核電廠管道RI-ISI研究，另一方面也是對EPRI型RI-ISI優化結果的一種校核驗證。

1 WOG方法簡介

1997年10月，WOG向美國核管會提交“西屋用戶集團在管道在役檢查中使用風險指引方法的專題報告”，給出一種替代ASME XI管道在役檢查要求的RI-ISI方法。經審查認可，1999年2月，WOG正式發布應用該方法的專題報告WCAP-14572(Revision 1-NP-A)[7]。2001年8月，WOG進一步發文修改了該專題報告中關于風險指引型應用的一些示例模版[8]。

如圖1所示，WOG型RI-ISI優化的主要工作內容有：在確定的優化范圍內，將系統管道劃分為管段進行研究，評估管段失效后果，判斷管段失效的直接和間接影響，并分析管段失效可能性，計算管段失效概率。在此基礎上，結合核電廠概率安全分析模型，計算每根管段失效導致的風險及整個系統壓力邊界失效導致的總風險，綜合判斷每一根管段的重要性，并最終確定優化后在役檢查策略，計算優化導致的風險水平變化。

圖1 WOG型RI-ISI的優化流程Fig.1 The process of WOG risk-informed in-service inspection

2 與EPRI型RI-ISI方法的比較

WOG與EPRI所給兩種RI-ISI方法均滿足RG1.174、RG1.178等導則中給出的相關要求，從確定變更、工程分析、確定實施和監督大綱、提交變更建議四個風險指引特定電廠決策要素出發，并能夠保證縱深防御原則的良好遵循和安全裕量的足夠，但在優化評估的具體實施過程中，兩種方法在管段失效可能性、管段失效后果、管段重要度劃分、優化方案的選擇等方面卻有較大差異。

2.1 管段失效可能性分析

表1 管段失效可能性判斷方法對比Table 1 Comparing of two methods in deciding the piping failure probability

如表1所示，WOG和EPRI給出的RI-ISI方法各有優缺點，具體表現為：

(1) WOG方法基于工業界失效歷史、電廠特定失效及其他相關信息開展分析，但需要借助結構可靠性及風險評價計算軟件，并需要組織一支有在役檢查、無損檢測、材料、應力分析等專業知識的專家團隊給出判斷；

(2) EPRI基于核電廠2100多堆年的管道運行數據及相關管道失效統計分析研究，給出一種定性判斷管段失效可能性的方法，通過分析管段運行特性判斷其可能存在的降質機理，并進而據此將管段破裂可能性劃分為高、中、低三個級別，分別以1×10-4、1×10-5和1×10-6作為年平均破裂頻率包絡值[9]。

2.2 管道失效后果分析

WOG直接使用CDF和LERF表征管段失效后果，對不同管段失效后果，計算公式分別為：

1) 導致始發事件：

CDFPB=FRPB×CCDPIE

(1)

2) 喪失緩解系統：

CDFPB=FPPB×ΔCDFPB

(2)

3) 組合影響始發事件和緩解系統：

CDFPB=FRPB×CCDPIE,seg=1.0

(3)

式中：CDFPB——管段失效導致的堆芯損傷頻率；

FRPB——年平均管段失效頻率；

ΔCDFPB——管段失效后CDF相對基準CDF的增量；

FPPB——管段失效概率；

CCDPIE，seg=1.0——緩解系統部件失效后特定始發事件對應的條件堆芯損傷概率。

相應的，EPRI方法使用條件堆芯損傷概率(CCDP)和條件大量早期釋放概率(CLERP)來判定管段的失效后果。對不同管段失效影響，采用不同的計算公式：

1) 導致始發事件：

CCDPIE=CDFIE/FIE

(4)

2) 喪失緩解系統：

CCDPsys=[CDFsys-CDFbase]×Texp

(5)

3) 對始發事件和緩解系統的組合影響，通常將PSA模型中受影響始發事件和緩解系統設置為True完成計算。

式中：CCDPIE——管段失效對應導致的條件堆芯損傷概率；

FIE——管段失效對應導致的始發事件發生頻率；

CCDPsys——管段失效導致緩解系統喪失的條件堆芯損傷概率；

CDFsys——管段失效導致緩解系統喪失對應堆芯損傷頻率；

CDFbase——基準堆芯損傷頻率；

Texp——管段失效導致影響的暴露時間。

2.3 管道風險重要度劃分

管道風險重要度劃分是在役檢查優化工作中的一項重要任務，在此基礎上，核電廠完成風險指引型分級，并重新制定在役檢查大綱策略。

圖2 WOG風險重要度劃分表Fig.2 The WOG division of risk significance

WOG參考風險指引型安全分級理念[10，11]，結合使用風險降低因子(RRW)、風險增加因子(RAW)以及管段的確定論失效分析，將管道重新劃分并得到圖2所示在役檢查元素選取矩陣。

其中，作為一項重要的風險重要度劃分指標，RRW計算如公式(6)，使用的劃分準則如表2所示。

RRWi=CDFsys/(CDFsys-CDFPBi)

(6)

式中：RRWi——i號管段失效對應的風險減少因子；

CDFPBi——i號管段失效對應導致的堆芯損傷頻率；

CDFsys——所分析系統的所有管段失效對應導致的總堆芯損傷頻率。

表2 WOG安全重要度判斷準則Table 2 The criterion for judging safety significance in WOG method

對應的，EPRI的RI-ISI方法則根據管段失效可能性及管段失效后果的高低對應劃分準則表將管段劃分高、中、低三個類別。鑒于國內已有相關論述，本文對此不再贅述。

2.4 優化方案的選擇

科學的優化選取原則可以保證RI-ISI優化方案的合理性和恰當性。

如圖2所示，WOG型方法中須100%選取位于第1象限A區內的管段開展特定無損檢查，B區及第2象限內管段則基于一種統計學方法被抽取檢查，其他分區內管段則不做特別檢查要求。

不同的，EPRI方法中給出的優化后焊縫選取基本原則為：(1)高風險焊縫至少選取25%；(2)中風險焊縫至少選取10%；(3)低風險焊縫不選取。同時焊縫選取時還考慮管段的運行歷史、存在的失效機理等因素。

3 案例計算

3.1 工作范圍

鑒于國內某M310核電廠機組已采用EPRI方法開展完成ASG系統管道的RI-ISI研究，為對比研究，本文也選擇在該核電機組ASG系統管道進行WOG方法研究。

3.2 計算模型、數據及軟件

本文基于SPAR模型并使用.net版本RiskSpectrum軟件完成計算，計算數據來自國家核安全局發布的《中國核電廠設備可靠性數據報告》(2015版)[12]。SPAR模型是國家核安全局針對所分析核電廠開發的標準電廠分析風險模型[13]，當前分析范圍包括內部事件功率運行工況一級，適用于所分析核電廠功率運行工況下的風險指引型工作，其可靠性和可用性也得到中國核能行業協會等單位的認可。.net版本RiskSpectrum軟件由英國勞氏咨詢顧問公司下屬開發，該軟件是當今國際上概率安全分析行業公認的分析工具，在相關項目中已經得到了廣泛的使用和驗證。

3.3 管段劃分

ASG系統的管道包括輔助給水箱至給水泵之間管道、安全殼內止回閥上游管道、安全殼內止回閥下游管道等。根據管道在電廠所處區域的不同、空間影響的不同、可能遭受降級機理的不同以及管道失效后果的不同，可以將管道分析若干管段。考慮到此項工作的復雜性，本次研究中管段的失效機理分析及劃分主要參考所分析電廠試點工作中的結果，將ASG系統管道劃分為36個管段。

3.4 失效分析

由于當前我國沒有專用的結構可靠性及風險評價軟件計算管段失效率，本文參考EPRI方法使用TR-111880中關于管段失效率的建議，分別選取各管段年平均失效率包絡值：有流動加速腐蝕的管段取1×10-4/年；有流動加速腐蝕以外任何一種已知失效機理管段取1×10-5/年；沒有任何已知失效機理管段取1×10-6/年。在此基礎上，考慮到ASG系統處于備用模式，管段失效率進一步按公式(7)計算得到：

(7)

式中：Tt——管道檢查的定期試驗間隔，根據相關定期試驗監督要求中關于ASG系統的規定，保守取1年；

Tm——任務時間，計算中取24h。

3.5 風險評估、重要管段識別

3.5.1 基本假設

(1) 參考WOG方法中取失效率在1.0×10-3～1.0×10-4/40年以上的管段為高失效重要性，本文對應取年平均失效率大于2.5×10-6/年的管段為高失效重要性；

(2) 無損檢測對管道缺陷的探測概率統一取0.5；

(3) 象限1中，存在流動加速腐蝕機理的管段分為A區，存在其他已知失效機理的管道分為B區。

3.5.2 計算結果

通過影響分析，將ASG系統管道36個管段的失效對應到SPAR模型的修改并計算，得出由ASG管道破裂導致的總CDF為8.65×10-9/年。

進一步的，ASG系統各管段的FRPB及RRW計算結果如表3所示。

表3 WOG方法管段重要度計算結果Table 3 Result of the rupture frequency and significance of the segments calculated by WOG method

在此基礎上，考慮到該核電廠ASG系統不存在流動加速腐蝕機理，且第7/8/10/33/34/35號管段的FRPB和RRW取值均較小，ASG系統各管段可劃分為表4風險分區。

表4 WOG方法管段風險重要度劃分結果Table 4 Results of the risk significance dividing by WOG method

3.6 檢查的確定及風險增量計算

按照表4劃分結果，保守分析認為，ASG系統中需要對第29/30/31號管段開展無損在役檢查。

那么按照ASG各管段環焊縫的分布，在不改變無損檢查方法的情況下，采用WOG方法選取的檢查優化策略如圖3所示。

圖3 WOG優化后在役檢查策略Fig.3 The in-service inspection strategy after optimization using WOG method

通過計算，實施優化后受檢焊縫數量將減少55%，而對應優化導致的CDF增量則基本為0。

3.7 與EPRI方法優化策略的比較

3.7.1 管段重要度劃分對比

表5給出了該M310核電廠選取EPRI方法分析得到的管段風險重要度劃分結果，對比表4可以看出，采用兩種方法得到的管段風險重要度劃分結論基本是一致的，ASG系統第29、30、31號管段被劃入高風險區，第23、24、25號管段被劃入中風險區管段，而對其余管段，采用EPRI方法被劃分為低風險區，而采用WOG方法則將剩余管段中的第11～16號劃入中風險區。

表5 EPRI管段風險重要度劃分結果Table 5 Result of the risk significance dividing by EPRI method

3.7.2 風險變化對比

若采用該M310核電廠所選取的EPRI方法優化策略，采用WOG方法優化時同樣選擇將現行檢查大綱中的受檢焊縫由20條減少到6條，并選取相同的檢查位置，則使用SPAR模型開展計算最終得到的風險增量為4.28×10-9/年，這與采用EPRI方法優化時計算得到風險增量8.73×10-9/年處于一個量級但更小。

3.8 敏感性分析

若WOG方法中采用保守分析，認為RRW取值1.001以上的管段均為高安全重要度管段，那么ASG系統各管段將重新被劃分為表6所示分區。

表6 WOG方法風險重要度劃分敏感性分析Table 6 Sensitivity analysis of the risk significance dividing by WOG method

可以看出，由于第7、8、10號及第33～35號管段被劃入2區，優化后要求被抽取檢查的焊縫數量將上升，相應的，由于待檢焊縫數量的增加，優化導致的風險增量反而會進一步降低。

4 結論

本文介紹了WOG開發的核電廠管道RI-ISI方法，對比了該方法與EPRI所給RI-ISI方法的不同，并選取具體案例完成計算，通過分析得出如下結論：

(1) 使用WOG型RI-ISI優化帶來的風險增量很小，遠低于國家核安全局發布的風險指引文件NNSA-0147和NNSA-0153中給出的風險可接受準則ΔCDF<1×10-6/年、單系統ΔCDF<1×10-7/年。

(2) 采用WOG方法實施優化后，ASG系統管道的待檢焊縫由20條減少為9條，可以減少55%的核電廠管道在役檢查工作量、將有效減少員工受輻照劑量，并提高核電廠經濟性。

(3) 相比EPRI方法采用核電廠總的基準CDF分析管段重要度，WOG方法使用所分析系統的管道失效總CDF作為基準來計算RRW，這一方面有利于將管段失效的重要度更加敏感性的體現出來，另一方面，從WOG所給CDFPB和RRW計算公式可以看出，這又可以很好的消除管段失效率取值不確定性造成的影響。但同時也應注意到，WOG重要度判斷時選用的RRW劃分標準可能會對管段重要度劃分產生較大影響。

(4) 與參考電廠使用的EPRI方法在役檢查優化策略相比，采用WOG優化后需要檢查的環焊縫數量多3條，WOG方法優化效率要低，但可以看出WOG方法制定的在役檢查策略主要集中在ASG系統的29/30/31號等安全重要度高的管段焊縫中，且優化后導致的風險增量也更小，基本為零。此外，之所以本文WOG方法優化效率低，主要是由于沒有特定統計學方法選取焊縫，1B區管道焊縫采取了全部選取的保守方式，事實上，WOG優化效率非常高，國外同類試點項目中可以減少84%的焊縫檢查工作量[14]。

(5) 采用相同的優化策略，并使用相同的計算模型及數據，WOG和EPRI兩種優化方法計算得到的優化風險增量基本相同，這也從一定程度上印證了WOG型RI-ISI方法中風險增量計算的正確性。

總的說來，采用WOG方法開展核電廠管道RI-ISI是可行的，但受限于我國暫時沒有結構可靠性及風險評價計算軟件和特定統計學焊縫選取方法，后續仍需要開展大量工作，以保證其良好的應用于核電廠RI-ISI優化。

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TheResearchonUsingWOGRisk-InformedMethodinPipingIn-serviceInspectioninNuclearPowerPlant

LIHu-wei，HUANGZhi-chao，YIYan，CHUYong-yue，XIONGWen-bin，BIEYe-wang

(Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China)

In order to promote the better application of probabilistic safety analysis technology in piping inservice inspection in nuclear power plant，in this paper，the Westinghouse Owner Group(WOG)risk-informed method for piping in-service inspection in nuclear power plant is introduced，which is compared with the one developed by Electric Power Research Institute(EPRI)mainly among piping failure possibility，piping failure consequence and piping significance. In addition，based on the standardized plant analysis risk(SPAR)model developed by National Nuclear Safety Administration(NNSA)，the risk-informed optimization analysis of the piping in-service inspection on the auxiliary feedwater system is carried out in a pilot M310 nuclear power plant. The calculation result show that，the number of welds need to be inspected would be reduced by 55 percent when using WOG method to perform RI-ISI，may the increased risk is nearly zero and can comply to the risk criterion in NNSA-0147 and NNSA-0153. In a word，it is feasible to carry out risk-informed piping in-service inspection in nuclear power plant by using WOG method.

Piping；In-service inspection；Risk-informed；Optimization

2017-06-07

李虎偉(1986—)，男，山西人，工程師，碩士，現主要從事核電廠安全分析審評與研究

別業旺：bieyewang@chinansc.cn

TL38+6

A

0258-0918(2017)06-1019-07