CNP650機組喪失全部熱阱事故的風(fēng)險分析

張 柳，黃 燦

（海南核電有限公司，海南?？?572700）

0 引言

概率安全分析（Probabilistic Safety Assessment，PSA）是以概率論為基礎(chǔ)的風(fēng)險量化評價方法。它提供了一種綜合的結(jié)構(gòu)分析方法，用來確認(rèn)事故情景和導(dǎo)出風(fēng)險的數(shù)值估計。通常PSA分成三個級別，一級PSA 確定導(dǎo)致堆芯損壞的事件序列，預(yù)估堆芯損壞頻度，深入了解用于防止堆芯損壞的安全系統(tǒng)和規(guī)程的能力和不足[1]。

《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》明確提出了必須在核動力廠的整個設(shè)計過程中進行全面的確定論安全評價和概率安全評價等要求[2]?！逗藙恿S安全評價與驗證》導(dǎo)則提出，概率安全評價的結(jié)果應(yīng)該用于識別核動力廠設(shè)計和運行中的薄弱環(huán)節(jié)，需要考慮各組始發(fā)事件和安全系統(tǒng)重要程度對風(fēng)險的貢獻(xiàn)、以及人員差錯對總風(fēng)險的貢獻(xiàn)。如果概率安全分析的結(jié)果表明修改核動力廠的設(shè)計或者運行可降低其風(fēng)險，則考慮修改的相關(guān)代價和利益后，只要合理可行就應(yīng)進行相關(guān)修改[1]。

海南昌江核電廠1/2 號機組為CNP650 機型，主系統(tǒng)為兩環(huán)路設(shè)計的壓水堆。功率運行內(nèi)部事件一級PSA 結(jié)果顯示，喪失全部熱阱事故導(dǎo)致的堆芯損壞頻率占所有堆芯損壞頻率的35%，是該核電廠面臨的主要風(fēng)險之一。本文從喪失全部熱阱事故的始發(fā)事件出發(fā)，分析了事件序列和主要割集序列，識別出電廠目前存在的薄弱環(huán)節(jié)并進行原因分析，提出相應(yīng)的改進方案，并對改進方案進行PSA 風(fēng)險評價，綜合考慮安全性與經(jīng)濟性，提出了最優(yōu)的改進方案。

1 喪失全部熱阱事故簡介

喪失全部熱阱事故為超設(shè)計基準(zhǔn)事故，可能引起的原因有兩個：①重要廠用水系統(tǒng)（Essential Service Water，SEC）泵站堵塞或者重要廠用水泵喪失；②設(shè)備冷卻水系統(tǒng)（Component Cooling，RRI）熱交換器結(jié)垢，或設(shè)備冷卻水泵喪失。

在功率運行工況下發(fā)生喪失全部熱阱事故時執(zhí)行H1.1 規(guī)程，“軸承溫度過高”信號或者“密封回流流量高”信號導(dǎo)致主泵自動停運，主泵停運后如果主泵停車密封投運成功則軸封不會出現(xiàn)泄漏，否則需要有軸封注入水持續(xù)注入，則主泵軸封不會出現(xiàn)泄漏；為了保證主泵的密封注入，操作員必須執(zhí)行保護上充泵措施。若操作員動作失敗，主泵失去軸封水注入，會在主泵軸封處產(chǎn)生60 t/h（每臺泵）的軸封破口（概率為10%），由于低壓安注泵需要設(shè)備冷卻水冷卻，所以安注系統(tǒng)不能成功運行，事故不能被緩解；當(dāng)主泵軸封處產(chǎn)生5 t/h（每臺泵）的軸封破口（概率為90%）時，可以由水壓試驗泵補水維持一回路水裝量。

最終退防至溫度小于170 ℃、壓力低于4.5 MPa 的次臨界中間停堆狀態(tài)。在這樣的溫度、壓力下，即使冷卻完全喪失（沒有密封水注入），反應(yīng)堆冷卻劑泵密封泄漏流量幾乎為零。這種狀態(tài)只要求向反應(yīng)堆冷卻劑回路提供非常少的補水，這是由兩個機組共用的水壓試驗泵保證的。余熱通過蒸汽發(fā)生器排出。由于RRA（Residual heat Removal System，余熱排出系統(tǒng)）不能投入，需采取所有可能手段向ASG（Auxiliary feedwater system，輔助給水系統(tǒng)）水箱補水[3]。

2 基準(zhǔn)模型結(jié)果分析

海南功率運行內(nèi)部事件一級PSA 的結(jié)果得出電廠總的CDF（Core Demage Frequency，堆芯損壞頻率）點估計值為5.68E-06/（堆·年），此值為人因事件割集后處理的值，后續(xù)的所有CDF 均為割集后處理值。其中，喪失全部熱阱事故導(dǎo)致的CDF 為1.99E-06/（堆·年），在總的CDF 中占比達(dá)35%。喪失全部熱阱造成堆芯損壞的主要事件序列如表1 所示。

表1 主要割集序列及CDF 占比

通過主要割集序列、各基本事件的重要度及風(fēng)險增加因子分析發(fā)現(xiàn)，喪失全部熱阱造成堆芯損傷的基本事件有：①喪失全部熱阱始發(fā)事件；②人因事件“未能進行H1.1 規(guī)程保護上充泵”和“軸封破口發(fā)生后操作員未能啟動水壓試驗泵進行上充補水”；③主泵發(fā)生2×60 t/h 軸封破口；④DVN 系統(tǒng)（Nuclear Auxiliary Building Ventilation，核輔助廠房通風(fēng)系統(tǒng)）全停檢修；⑤主泵停車密封失敗。海南核電采用德國生產(chǎn)的KBS 泵，較國內(nèi)同電廠多了非能動的停車密封，已對喪失全部熱阱事故進行了較大緩解，而停車密封失效數(shù)據(jù)來源于廠家，因此本文暫不將主泵的停車密封作為薄弱環(huán)節(jié)進行分析。

3 薄弱環(huán)節(jié)原因分析及改進方案PSA 定量化分析

3.1 喪失全部熱阱事故始發(fā)事件頻率

海南喪失全部熱阱事故始發(fā)事件屬于支持系統(tǒng)喪失導(dǎo)致的始發(fā)事件，與電廠的特定設(shè)計相關(guān)，海南采用始發(fā)事件故障樹的方式進行建模，其中鼓網(wǎng)失效、貝類補集器堵塞及維修不可用的數(shù)據(jù)采用海南電廠特定數(shù)據(jù)，計算得到始發(fā)事件頻率1.93E-03/（堆·年），通用數(shù)據(jù)是3.9E-04/（堆·年），實際使用數(shù)據(jù)較通用數(shù)據(jù)大5 倍左右。

海南昌江核電廠已經(jīng)運行了約4 堆·年，根據(jù)運行經(jīng)驗表明，由于海南海水中海生物比較豐富，并且取水渠為直渠，導(dǎo)致鼓網(wǎng)和貝類補集器較同類電廠更容易堵塞。根據(jù)海南PSA 可靠性數(shù)據(jù)庫統(tǒng)計，2015 年12 月31 日到2018 年12 月31 日，海南省發(fā)生2 次“因鼓網(wǎng)壓差高引起循環(huán)水泵跳泵與自動停堆事件”，鼓網(wǎng)堵塞的特定數(shù)據(jù)是每小時6.33E-06，同類型參考電廠數(shù)據(jù)為每小時1.6E-06，高出5 倍左右；貝類補集器共失效2次，貝類補集器堵塞的特定數(shù)據(jù)為每小時1.06E-05，同類型參考電廠數(shù)據(jù)為每小時1.6E-06，高出10 倍左右。

改進方案：電廠可對取水口及相關(guān)設(shè)備設(shè)施進行實體改進措施和制定相應(yīng)的管理措施，比如取水明渠改進、循環(huán)水過濾系統(tǒng)技改、提高取水口及相關(guān)設(shè)備進行定期檢查及定期清理的頻度等，降低鼓網(wǎng)和貝類補集器的堵塞頻率至同行水平或者通用數(shù)據(jù)水平。

利用喪失全部熱阱始發(fā)事件故障樹模型，利用海南電廠特定數(shù)據(jù)、NNSA（National Nuclear Safety Administration，國家核安全管理局）通用數(shù)據(jù)及同類型電廠數(shù)據(jù)計算的CDF 如表2所示。

表2 鼓網(wǎng)及貝類補集器數(shù)據(jù)變化前后的CDF 變化

3.2 人因事件

此事件序列過程是：喪失全部熱阱后，主泵因失去軸封冷卻水而停運，停運后主泵自動啟動停車密封，但停車密封失敗，操作員執(zhí)行H1.1 規(guī)程中的保護上充泵操作，維持主泵軸封水失敗，導(dǎo)致主泵發(fā)生2×5 t/h 的極小破口，此時操作員根據(jù)軸封破口規(guī)程進行上充補水操作進行緩解失敗，一回路完整性喪失，最終導(dǎo)致堆芯損傷。

“未能進行H1.1 規(guī)程保護上充泵”和“軸封破口發(fā)生后操作員未能啟動水壓試驗泵進行上充補水”都屬于始發(fā)事件后人因事件，采用標(biāo)準(zhǔn)化人員可靠性分析（SPAR-H 方法）進行評價。SPAR-H 方法將人員動作分成診斷部分和動作執(zhí)行部分，基本失誤概率分別為1.00E-2 和1.00E-3。SPAR-H 方法還考慮了8 個PSF（Performance Shaping Factor，績效形成因子）對以上兩部分人員行為的影響，這8 個PSF 分別是可用時間、壓力、復(fù)雜程度、經(jīng)驗/培訓(xùn)、規(guī)程、工效學(xué)/人機界面、職責(zé)適宜度、工序。分析人員僅需根據(jù)情況分別給出診斷部分和動作執(zhí)行部分的8 個PSF 取值，然后乘以相應(yīng)的基本概率值，即可分別得到診斷部分失誤概率（HEP1）和動作執(zhí)行部分失誤概率（HEP2），而總的人誤概率即為以上兩部分失誤概率之和[5]。

經(jīng)過對操作員的現(xiàn)場訪談以及模擬機的演練，PSF 的取值及人誤失效概率如表3 所示。

由表3 可知，喪失全部熱阱事故后，操作員的診斷部分壓力很高導(dǎo)致人誤失效概率高，可通過針對性培訓(xùn)及加強模擬機演練來提高操作員的能力，使操作員掌握喪失全部熱阱事故的事故規(guī)程，達(dá)到緩解心理壓力，降低人誤失效概率的目的。

喪失全部熱阱事故針對性培訓(xùn)后，壓力PSF 的變化主要影響的是“未能進行H1.1 規(guī)程保護上充泵”的人誤失效概率，針對性培訓(xùn)前后對CDF 的計算如表4 所示。

3.3 主泵發(fā)生2×60 t/h 的軸封破口

在主泵發(fā)生2×60 t/h 的軸封破口后，必須啟動安注系統(tǒng)才能保證一回路的水裝量，而由于在直接注入階段高壓安注泵需要低壓安注泵增壓，但低壓安注泵又必須依靠RRI 的冷卻，所以安注將失敗，事故不能被緩解。

基于此，在事故規(guī)程中應(yīng)該采取多種手段來保證主泵軸封水的注入，以防止發(fā)生主泵軸封破口，目前H1.1 規(guī)程中沒有指導(dǎo)通過上充泵進行軸封注入失敗后的操作，而是在主泵軸封LOCA 后才啟動水壓試驗泵進行上充補水，建議在H1.1 規(guī)程中添加“保護上充泵措施”失敗后，立即啟動水壓試驗泵進行軸封水注入操作，以降低發(fā)生主泵軸封破口的概率。

表3 始發(fā)事件后人因事件的訪談

表4 人誤失效概率改變前后的CDF 變化

改進規(guī)程在PSA 模型中體現(xiàn)在喪失全部熱阱事故題頭事件的變化，對改進后的事故規(guī)程和目前的事故規(guī)程進行PSA 定量化分析，結(jié)果如表5 所示。

表5 改進H1.1 規(guī)程前后的CDF 變化

3.4 DVN 風(fēng)機全停檢修

根據(jù)定期試驗《DVN 全部風(fēng)機停運試驗》要求和現(xiàn)場實際運行經(jīng)驗，每年需4～5 d 時間DVN 全部風(fēng)機停運。3 臺上充泵分別位于房間N219/N218/N217 中，正常運行時由DVN 進行通風(fēng)冷卻，兩臺進風(fēng)風(fēng)機和兩臺排風(fēng)風(fēng)機運行，另外一臺進風(fēng)風(fēng)機和排風(fēng)風(fēng)機備用。簡化流程如圖1 所示。當(dāng)DVN 故障時，由DVH（Charging Pump Room Emergency Ventilation，上充泵房應(yīng)急通風(fēng)系統(tǒng)）進行通風(fēng)冷卻。當(dāng)喪失全部熱阱時，由于DVH 由RRI 冷卻，DVH 不可用，因此當(dāng)DVN 全停檢修時發(fā)生喪失熱阱事故，上充泵將失去冷卻，無法維持主泵軸封。

圖1 DVN 系統(tǒng)簡化流程

（1）改進方案：①修改定期試驗規(guī)程《DVN 全部風(fēng)機停運試驗》，按照1 次1 臺排風(fēng)機、1 臺進風(fēng)機的方式進行試驗，這樣可以保證上充泵房的通風(fēng)冷卻；②縮短DVN 全停的時間，如1 d。

（2）改進方案PSA 定量化評價：2 種方案對PSA 模型的影響是基本事件DVN 維修不可用數(shù)據(jù)的變化，對模型進行修改后，改進前后對CDF 的影響如表6 所示。

表6 改進DVN 定期試驗規(guī)程前后的CDF 變化

4 結(jié)論

綜上所述，PSA 見解提出4 種方案：對取水口相關(guān)設(shè)施采取實體防護措施和相應(yīng)的管理措施降低喪失全部熱阱始發(fā)事件頻率；對操作員進行喪失全部熱阱事故針對性培訓(xùn)降低人誤失效概率；修改H1.1 規(guī)程；修改DVN 定期試驗規(guī)程。4 種方案均可以有效降低機組的堆芯損壞風(fēng)險，但是從PSA 定量化結(jié)果來分析，前3 種方案效果顯著，且方案2 對操作員進行針對性培訓(xùn)和方案3 修改H1.1.事故規(guī)程的改進成本低，因此方案2 和方案3是可行的降低機組堆芯損壞風(fēng)險的措施。