風險指引方法在M310堆型核電廠設計改進中的應用研究

閆 林,鄧 偉,李 亮

(1.中國核電工程有限公司，北京 100840；2.生態環境部核與輻射安全中心，北京 102400)

安全是核電的生命線，是核電廠實現經濟價值的基礎與前提。自1979年美國三哩島核事故和1986年烏克蘭切爾諾貝利核事故以來，2011年發生的第三起引起世人廣泛關注的核電廠嚴重事故——日本福島核事故再一次表明：盡管核電廠發生嚴重事故的概率極低，但事故一旦發生，就可能導致大量放射性釋放，危害到人員、社會和環境，其后果十分嚴重，必須高度重視核電廠安全性的研究。

國家監管當局也在不斷提高對核電廠設計的安全監管要求。《核安全與放射性污染防治“十二五”規劃及2020年遠景目標》中也規定了新建核電機組的概率安全目標：“每堆年發生嚴重堆芯損壞事件的概率低于十萬分之一。”2016年國家核安全局頒布了《核動力廠設計安全規定(HAF102)》，其中要求“必須對核動力廠設計進行安全分析，在分析中必須采用確定論和概率論分析方法”。

目前國內大多數壓水堆核電廠都是M310堆型。經過多年的設計和運行實踐證明：M310堆型核電廠設計和發電成本低，經濟性好，但其設計中存在一些安全上的薄弱環節，例如低壓安注泵。在安注系統的設計中，高壓安注泵需要低壓安注泵增壓后才能執行向一回路補水的功能。該設計增加了安注系統(RIS)內的設備相關性，是安注系統可靠性的薄弱環節。M310堆型核電廠每堆年發生嚴重堆芯損壞事件的概率通常高于十萬分之一，而且系統設計是導致核電站風險的主要原因，因此有必要對其設計進行改進，以提高安全性，從而提升M310堆型核電廠在核電市場上的競爭力。

風險指引方法是以概率論為基礎的風險量化評價方法，經過多年的發展和完善，已經成為人們認識風險，評價風險，并且幫助管理風險、降低風險的重要工具。風險指引方法通過概率安全分析(PSA)構建核電廠的整體風險模型，并對可能發生的事故情景和后果及其頻率進行統一的綜合性的定量評價。它提供了對核電廠風險水平以及造成這些風險的因素的深入了解，它注重分析事件(始發事件、系統故障、堆芯損壞等)的來源、原因，從而揭示出核電廠設計、運行中的薄弱環節(包括硬件和軟件如規程)，給出一系列有價值的風險見解并指明降低風險、提高安全性的有效途徑。

本文以M310堆型核電廠的一個薄弱環節為例，說明風險指引方法在M310堆型核電廠設計改進中的應用過程和作用。

1 風險指引方法

風險指引方法的主要分析流程如圖1所示，共分為五個步驟。

圖1 風險指引方法主要分析流程圖Fig.1 Main process diagram ofRisk-Informed approach

(1)參考典型的三環路M310堆型核電廠建立一個基準PSA模型。

(2)根據定量化結果中堆芯損壞頻率(CDF)貢獻較高的最小割集和重要度較高的基本事件進行綜合分析并歸類，識別出對風險重要的系統或設備，即為核電廠的薄弱環節。

(3)針對薄弱環節，結合工程判斷、運行經驗反饋、先進堆型的系統設計方案以及M310堆型核電廠的現有系統設計等，擬定改進方案。

(4)在基準模型的基礎上增加改進方案的模化，得到評價改進方案的PSA模型，經定量化計算后得到改進方案對風險的影響，以驗證對提高核電廠安全性的有效性。如果上一步驟擬定了多個改進方案，可以綜合確定論有效性評價、工程評價、利益代價分析等多方面因素評價設計方案的優劣。最后根據評價結果，確定改進方案是否實施。

(5)整理過程文件和結果，編制報告。

2 改進方案

目前已識別出的M310堆型核電廠的風險重要設備中，低壓安注系統排在前列。表1列出了排在前5位的風險重要系統/設備及功能分析。選取這些系統或設備作為薄弱環節進行設計改進，可以有效降低核電廠的風險。表1中列出的前三項主要代表了M310核電廠在主泵軸封設計和電源依賴性方面的薄弱項，目前國內先進反應堆已采用設備改進、增加冗余的非能動系統等改進方案，降低了這些系統/設備對核電站風險的貢獻。本文選取低壓安注系統開展改進分析工作，說明風險指引方法在設計改進中的應用過程和作用。

表1 風險重要的系統或設備及功能分析

在現有M310堆型核電廠的設計中，H4管線可以連接安噴系統和安注系統，以實現在LOCA事故發生約兩周后以及更長時間里兩個系統的互為備用。如果H4管線可以在事故早期投入使用的話，可以為低壓安注系統所執行的一回路補水功能提供一個冗余手段，從而降低低壓安注系統對核電站風險的貢獻。因此，可以考慮在H4管線原設計方案基礎上進行改進，使H4管線能夠在事故早期投入使用。

2.1 原方案

H4管線是安注系統和安噴系統(EAS)的連接管線，(以A列為例，詳見圖2)。原設計中H4管線上設置的為手動閥，在規程實施中，考慮到可能存在的受照射風險，要求至少兩周后才允許人員到現場進行閥門的操作。由于接入時間過長，H4管線無法在事故早期起到緩解作用。因此，在對現有M310堆型設計的風險評價時無法考慮H4管線的作用。

圖2 原H4管線連接方案Fig.2 Original scheme of H4 pipeline

2.2 方案改進

2.2.1 硬件改進

基于上述分析結論，為了使H4管線在事故早期投入使用，針對每個系列，具體的改進方案如下(以A列為例，詳見圖3)：

圖3 改進后的H4連接方案Fig.3 Improved scheme of H4 pipeline

(1)取消原H4管線和EAS泵的旁路管線；

(2)新增兩條H4管線，一條連接LHSI泵出口與EAS泵出口(EAS換熱器上游，H4.1)；另一條連接EAS換熱器下游與LHSI注入管線(位于HHSI連接點的上游，H4.2)；

(3)每條新增H4連接管線上設置兩臺能在主控室控制的電動隔離閥，和一個限流孔板。

(4)新增一條EAS泵和換熱器的旁路管線，其上設置一臺電動隔離閥，一臺止回閥和一個限流孔板。

(5)將原LHSI泵出口母管上的手動隔離閥(RIS059VP、060VP)改為電動閥，可在主控室操作。

2.2.2 軟件改進

根據基準PSA模型的事件序列分析及定量化分析結果，可以識別出需要使用H4管線的風險重要的事故序列情景，經整理后可得H4管線不同運行模式，并由此修改相應規程和提出設備性能需求。H4管線改進方案的運行模式(功率運行工況部分)如表2所示。

表2 H4管線改進方案的運行模式(功率運行工況)

3 方案分析結果

根據H4管線改進方案，在基準PSA模型上修改事件樹和故障樹模型，考慮安噴系統和安注系統通過H4管線實現互為備用的運行模式，計算CDF指標的變化情況，得到結果為33.54%，即：采用該方案后M310堆型核電廠的CDF降低33.54%。H4管線各運行模式對CDF的影響如表3所示。

表3 H4管線改進后各運行模式對CDF的影響

另外，該方案對原設計改動較小，新增成本較低，因此，綜合確定論有效性評價、工程評價、利益代價分析等多方面因素，該方案具有可實施性。目前該設計方案已經在工程項目上實施。

4 結論

從風險指引方法在M310堆型核電廠設計改進中的應用過程可以看到，該方法可以識別設計中的薄弱環節，為提出改進方案指導方向；可以識別風險重要的情景，為軟硬件的改進提供設計輸入；可以對改進方案進行評價，判定方案是否可實施。

綜上，為了提高安全性、提升在核電市場的競爭力，M310堆型核電廠可以采用風險指引方法為設計改進、優化提供支持。