核電廠維修規(guī)則中確定風險重要類的方法研究

張博平，馬喜良，張 適，錢曉明，初永越,*

(1.生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心,北京 100082；2.蘇州熱工研究院有限公司,廣東 深圳 518038)

維修規(guī)則(Maintenance Rule，MR)是20世紀美國核管理委員會(NRC)為提高核電廠構筑物、系統(tǒng)和設備(SSC)維修活動的有效性提出的一套規(guī)則體系。維修規(guī)則的實施能夠確保核電機組運行過程中，各主要系統(tǒng)設備可在各種運行工況、設計基準事故工況、以及選定的超設計基準事故工況下有效的執(zhí)行其預定的安全功能，減少挑戰(zhàn)核電廠安全瞬態(tài)次數(shù)的潛在風險，從而確保機組運行的安全性和經(jīng)濟性[1]。

核電廠實施以結果為導向的維修規(guī)則體系，需要針對所有納入維修規(guī)則的SSC設定性能指標，但實際中對所有SSC均設定性能指標是不切實際的。為此，核電廠通常會采取以實現(xiàn)某一特定功能的設備組或整個系統(tǒng)為單位來確定性能指標，其過程依據(jù)這類SSC的風險重要度和常運行狀態(tài)。因此，對納入維修規(guī)則體系SSC如何進行有效的風險重要類劃分成為關鍵。

1 美國核電廠確定SSC風險重要度的實踐

美國核資產(chǎn)管理委員會發(fā)布的NUMARC93-01和NUMARC93-02對確定SSC風險重要度和性能指標層級提出了基本的原則。確定風險重要類的目的就是為了確定某系統(tǒng)部件制訂什么層級的性能指標，判定結果一般按系統(tǒng)設備風險重要度和常用模式分為4類，如表1所示。

表1 風險重要分類原則Table 1 Principles for determining risk significant category

按照風險重要度的高低結合其常運行模式，只有非風險重要且在運行中的系統(tǒng)部件，才制訂電廠級的性能指標，其余三者均可制訂系統(tǒng)或列級的性能指標，必要時可制定設備級指標。

NRC在審查核電廠時利用NUMRAC93-01中所建議的方法來確定SSC重要度的過程文件及結果。美國大多數(shù)核電廠采用了NUMARC93-01中推薦的風險減少值(RRW)、風險增加值(RAW)和堆芯損壞頻率(CDF)貢獻度方法，但也有一些核電廠采用了替代的定量方法，包括Birnbaum或FV重要度方法[2]。

美國核電廠在采用RRW和CDF貢獻度方法確定風險重要類時，會排除與維修不相關的因素(如人因失誤或外部事件等)；如果核電廠曾有過重要的設計變更、概率安全評價(PSA)模型升版或應用新的可靠性數(shù)據(jù)時，會對風險重要類的結果進行重新評價，以確保反映現(xiàn)實情況[3]。部分核電廠還利用對不同安全功能給予不同權重值的專家判斷Delphi 方法進行定性的判斷，以彌補PSA方法的不足。兩個美國核電廠確定SSC風險重要度的實例如表2所示。

表2 美國2個核電廠風險重要度分類實例Table 2 Two examples of risk significant category at NPPs in the United States

值得注意的是，如果統(tǒng)一按照NUMARC93-01中所給定的閾值(RAW≥2,RRW>1.005,組成90%CDF貢獻度的最小割集)，有可能無法反映出核電廠某些特定的風險配置情況。因此核電廠采取專家判斷的方式作為補充，并結合實際的運行經(jīng)驗來最終確定納入維修規(guī)則范圍內SSC的風險重要類更為科學合理。

2 風險重要類判斷的一般流程及方法

按照《改進核電廠維修有效性的技術政策(試行)》中的要求，在確定典型核電廠維修規(guī)則中SSC風險重要類的分析過程中可主要采用以下兩種方法：

(1)基于PSA技術的定量分析;

(2)基于專家判斷的綜合決策。

兩種分析方法相互補充，以使風險重要類的分析更為合理。根據(jù)核電廠PSA模型的特點，PSA模型范圍內的MR功能可采用PSA重要度分析的方式予以確定；PSA分析結論為非風險重要或不在PSA模型范圍的SSC，可結合實際運行經(jīng)驗，采用專家判斷的方法進行補充分析。以上不同方法分析的結論還最終需要通過維修規(guī)則專家組(MREP)最終審查確認，針對MR功能的風險重要度分析流程如圖1所示。

圖1 SSC的風險重要類判定流程Fig.1 Process for determining SSC risk significant category

目前國內核電廠在開展維修規(guī)則SSC風險重要類判定過程中，一般還會在MREP以外設定維修規(guī)則協(xié)調人(MRC)、成立項目專家組和PSA小組，其分工負責的內容如表3所示。

表3 SSC風險重要類判定過程的說明Table 3 Explanation of process for determining SSC risk significant category

3 基于PSA技術確定風險重要度

3.1 確定PSA模型基本信息

(1)建立基本事件對照表

建立基本事件與電廠實際設備的對照表，將模型中模化的各基本事件重要度轉化為電廠實際設備的重要度。

(2)確定截斷值

根據(jù)NEI-00-04中建議，計算設備重要度時，所選取的截斷值應至少比核電廠的基準CDF結果低5個以上的量級。針對典型核電廠PSA模型實際，用多種截斷值分別對各模型進行敏感性分析，綜合考慮不同截斷值下各模型的CDF或LERF的計算結果、最小割集的數(shù)量、基本事件的數(shù)量及計算機運算速度后，選取截斷值。國內某核電機組選取的截斷值如表4所示。

表4 截斷值選取表Table 4 Picklist of truncation limit

3.2 PSA相關參數(shù)計算

計算三種PSA中風險重要度參數(shù)，即RAW重要度、RRW重要度和CDF貢獻度，任何一項高于限值則認為從PSA角度是風險重要的，并作為MREP的風險決策輸入。

(1)RAW重要度

RAW重要度表示如果一項SSC不論何種失效模式(例如：啟動失效、運轉失效)下都失效，由此造成風險的增加值即為該SSC的風險增加因子，RAW按公式(1)計算：

RAWi=Qi+/Q

(1)

式中：Q——基準CDF或LERF;

Qi+——將i基本事件發(fā)生概率設定為1后的CDF或LERF。

如果SSC的RAW達到閾值(RAW≥2)時，則認為它是風險重要的。

(2)RRW重要度

RRW定義：如果使一項SSC不出現(xiàn)任何故障模式(例如：啟動故障、運轉故障)，也即非常地可靠，由此造成的現(xiàn)存風險的減少值即為該SSC的減險價值，RRW按公式(2)進行計算：

RRW=Q/Qi-

(2)

式中：Q——基準CDF或LERF;

Qi-——將i基本事件發(fā)生概率設定為0后的CDF或LERF。

如果SSC的RRW超過閾值(RRW>1.005)時，則認為它是風險重要的。

(3)CDF貢獻度

如果一項SSC包含在若干割集之中，這些割集按遞減排序且累計對CDF的貢獻超過90%，則認為它是風險重要的。識別風險重要的SSC可按以下步驟：

識別出占總CDF 90%以上的割集；

排除與維修無關的割集(例如人因、外部事件或始發(fā)事件)；

確定SSC風險重要度類別。

3.3 確定MR功能的表征設備

根據(jù)PSA風險重要度參數(shù)的特性，使用PSA方法進行MR功能的風險重要度分析時，可通過選擇實現(xiàn)該MR功能的關鍵設備進行風險重要度分析，進而確定該MR功能的風險重要度類別。關鍵設備的選取，可通過計算實現(xiàn)該功能的多個設備的風險重要度結果后，選擇參數(shù)值較大的設備或者計算結果可以表征此功能的設備。

3.4 表征設備的風險重要度計算分析方法

PSA模型中對某一設備可能?；喾N失效模式，且由于設置了截斷值的影響，單個設備可能對應多個基本事件的RAW和RRW參數(shù)。根據(jù)參數(shù)特性，單個設備的風險重要度參數(shù)可應用公式(3)和公式(4)計算：

RAW=MAX(RAWi)

(3)

RRW=MAX(RRWi)

(4)

式中：i——此設備涉及基本事件。

以國內某核電機組PSA模型中安全殼噴淋泵為例進行計算，結果如表5所示。

表5 EAS001PO風險重要度計算示例表(內部事件功率/停堆工況一模型)Table 5 Example of EAS001PO risk significant (level one, internal events PSA at powerutdown conditions)

由于模型存在不平衡性，所以可能會導致兩列對稱功能位置的設備所計算的風險重要度參數(shù)存在差異，此種情況以計算參數(shù)較大的值為準。

實際執(zhí)行的過程中，針對某一特定MR功能計算PSA模型中的RAW、RRW、最小割集，若計算過程中有任何一項重要度高于限值，則認為此項MR功能從PSA角度判斷是風險重要的，不必再繼續(xù)對其他模型或者其他重要度表征參數(shù)進行計算、分析，具體流程如圖2所示。

圖2 通過PSA方法分析SSC風險重要度的流程Table 6 Weights of Delphi function in expert judgment

4 基于專家判斷確定風險重要度

專家判斷可采用Delphi方法，即通過組建項目專家組，評定SSC在4個事故響應功能與6個正常運行功能中的重要程度(給予不同權重因子)，對于總值超過風險重要限值的，則認為是風險重要的，并作為MREP風險決策的輸入。專家判斷中Delphi功能權重如表6所示。

表6 專家判斷中Delphi功能權重Fig.2 Process for determining SSC risk significant through PSA method

首次使用Delphi方法時，需要MREP確認Delphi功能權重分配的合理性。首先對于事故響應和正常運行功能的分配權重進行討論，確定事故響應功能的權重是正常運行功能權重的倍數(shù)；其次分配事故響應和正常運行各子項功能的權重，分配過程是每個專家給出各子項功能的權重分(1～10分)，匯總取平均后，各位專家參考平均值進行二次打分和討論，再次取平均，結合第一條的權重倍數(shù)進行計算，并且歸一化處理，即為所要分配的最終權重。

通過Delphi方法開展專家判斷時，一般由熟悉運行、維修、核安全和PSA的專家組成項目專家組，在充分考慮SSC相關功能的冗余性和可恢復性、電廠程序完備性、以及運行人員的技能和經(jīng)驗的情況下，對功能喪失會造成Delphi功能喪失的SSC，依據(jù)對Delphi功能影響的靈敏度給予相應分值。評分流程如下：

(1)組織專家分析目標MR功能對事故響應和正常運行功能的影響，并對每一項Delphi功能進行打分；

(2)將各位專家的打分進行匯總并且作平均，對于各Delphi功能分值與平均值相差顯著(≥2)的，需要進行討論并且獨立進行第二次打分，再次做平均后填入記錄表；

(3)將記錄表里各項的分數(shù)和權重相乘后相加，與限值相比較，即可得出此目標功能是否為風險重要。

但在判斷過程中應當注意如下幾點：

(4)對可能導致安全殼失效而產(chǎn)生不可接受放射性釋放的SSC也應進行分析；

(5)對功率運行模式和其他模式均需要進行風險重要度分析；

(6)項目專家組應識別SSC不同失效模式下的影響，綜合考慮以確定其是否為風險重要。

5 結語

由于核電廠結構的復雜性，不可能也沒有必要對所有設備進行監(jiān)測。在實際的執(zhí)行中，核電廠更多是從系統(tǒng)或列級的角度出發(fā)，對執(zhí)行安全功能的一組設備制訂相應的性能指標，從而減少制定性能指標的數(shù)量，以使這套體系更為有效的運行。因此，在確定SSC風險重要類時，在通過內部事件功率工況一級PSA模型進行計算的基礎上，具備條件的核電廠可再計算內部事件停堆工況一級模型的參數(shù)進行補充(也可補充內部事件二級模型、外部災害等模型的分析)。對于通過PSA分析得到的結論，結合實際運行經(jīng)驗，通過采用例如Delphi方法的專家判斷進行補充分析，以確保維修規(guī)則開發(fā)過程中SSC風險重要類計算和最終確定的準確性和合理性。