基于概率安全評價重要度分析的提升核電廠設(shè)計階段經(jīng)濟性研究

劉維理，賈龍飛

基于概率安全評價重要度分析的提升核電廠設(shè)計階段經(jīng)濟性研究

劉維理，賈龍飛

（山東核電有限公司，山東 煙臺 265100）

概率安全評價（PSA）是以概率論為基礎(chǔ)的風(fēng)險量化評價技術(shù)，在核電廠設(shè)計階段，當(dāng)前通常用于評價核電廠的風(fēng)險、發(fā)現(xiàn)設(shè)計上的薄弱環(huán)節(jié)、提升電廠安全性。本文從PSA重要度和敏感性分析結(jié)果的角度，探討在核電廠設(shè)計階段采用PSA提升經(jīng)濟性的方法。

概率安全評價；設(shè)計階段；經(jīng)濟性

概率安全評價（PSA）是一種以概率論與數(shù)理統(tǒng)計為基礎(chǔ)，采用演繹與歸納相結(jié)合的邏輯推理方法來定量評估核電廠堆芯損傷和放射性大量釋放等嚴(yán)重事故發(fā)生頻率的技術(shù)。它在發(fā)現(xiàn)核電廠設(shè)計中的薄弱環(huán)節(jié)，比較不同設(shè)計方案，優(yōu)化設(shè)計，提出有效改進方法降低核電廠嚴(yán)重事故風(fēng)險等方面起著非常積極的作用。

安全性是核電發(fā)展基礎(chǔ)，自WASH-1400以來，PSA作為一種技術(shù)工具在核電廠設(shè)計階段論證和提升安全性的應(yīng)用已得到非常充分的挖掘。而在能源多元化的今天，核電的經(jīng)濟性提升也是業(yè)界非常關(guān)注的問題。本文通過對PSA的重要度和敏感性分析結(jié)果開展研究，討論基于PSA在核電設(shè)計階段提升經(jīng)濟性的方法。

1　重要度和敏感性分析概述

1.1　重要度分析

由于核電廠中各個系統(tǒng)、部件、始發(fā)事件及人員失誤事件等在PSA模型中的地位不同，及其發(fā)生概率（或頻率）不同，因此它們對電廠堆芯損傷頻率的貢獻也不同。重要度分析的目的是確定堆芯損傷頻率、事故序列頻率和系統(tǒng)不可用度中各貢獻因素的重要性。重要度分析對PSA重要度分析和敏感性分析是相關(guān)的。用于PSA評價的計算機程序通常能夠為每個基本事件自動計算不同類別的重要度。典型的有Fussell-Vesely（FV）重要度因子、風(fēng)險增加因子（RIF）、風(fēng)險減少因子（RDF）和相對貢獻（FC）[1]。這四種重要度的定義如下。

基本事件的FV：

風(fēng)險增加因子RIF：

風(fēng)險減少因子RDF：

相對貢獻FC：

1.2　敏感性分析

PSA中敏感性分析的目的是討論對結(jié)果有潛在重大影響的問題，如建模假設(shè)和數(shù)據(jù)等。這些假設(shè)或數(shù)據(jù)通常是在缺乏信息或強烈依賴于分析者判斷的情況下得出的，可以通過用另外的假設(shè)或數(shù)據(jù)替換來進行敏感性分析，評價它們各自對結(jié)果的影響。始發(fā)事件敏感性分析、基本事件敏感性分析、人員失誤事件敏感性分析、可靠性參數(shù)敏感性分析等可通過設(shè)置敏感性因子計算得到相關(guān)頻率值及敏感度數(shù)據(jù)。

對于某些建模假設(shè)、數(shù)據(jù)不確定性等情況，可以開展相關(guān)敏感性分析專題，通過將部件失效、人員失誤事件、系統(tǒng)配置進行不同設(shè)置，分析對核電廠風(fēng)險的影響。

2　PSA 提升核電廠設(shè)計階段經(jīng)濟性的方法

在當(dāng)前PSA分析中，通常會對重要度和敏感性分析結(jié)果中風(fēng)險影響大（如FV、RIF、RDF等靠前）的系統(tǒng)給予更多地關(guān)注，通過對它們開展詳細分析來降低核電廠的風(fēng)險，或者平衡設(shè)計，而風(fēng)險影響很小的系統(tǒng)卻很少被關(guān)注。

從核電廠風(fēng)險的角度來說，風(fēng)險影響很小的系統(tǒng)并非主要矛盾，確實沒有必要花過多的資源進行分析。但這些系統(tǒng)卻可以是設(shè)計階段提升核電廠經(jīng)濟性的重點研究對象，因為對它們的取消或者改進（通常是簡化）不會帶來對核電廠風(fēng)險的明顯提升，卻可以提升電廠的經(jīng)濟性，這將擴大PSA在設(shè)計階段的應(yīng)用范圍。采用PSA提升核電廠設(shè)計階段經(jīng)濟性的基本步驟考慮如下：

（1） 建立PSA模型。根據(jù)需求建立合適范圍的PSA模型。

（2） 形成初步的系統(tǒng)改進建議清單?；赑SA的重要度分析結(jié)果，篩選出RIF很小的系統(tǒng)，即，在不考慮該系統(tǒng)對事故緩解作用的情況下，導(dǎo)致的CDF增量很小。從而形成經(jīng)濟性提升的初步系統(tǒng)改進建議清單。

（3） 形成最終的系統(tǒng)改進建議清單。在步驟2篩選出的初步清單的基礎(chǔ)上，評估該系統(tǒng)對核電廠正常發(fā)電不會產(chǎn)生影響。從而形成經(jīng)濟性提升的最終系統(tǒng)改進建議清單。

（4） 多專業(yè)綜合評價。將步驟3得到的清單請總體設(shè)計、系統(tǒng)設(shè)計、設(shè)備設(shè)計等專業(yè)進行綜合評價。評價的內(nèi)容至少包括：確認(rèn)滿足法規(guī)、導(dǎo)則、規(guī)范、標(biāo)準(zhǔn)的相關(guān)要求；確認(rèn)符合系統(tǒng)/設(shè)備設(shè)計的相關(guān)要求；評估類似核電廠相關(guān)系統(tǒng)/設(shè)備的經(jīng)驗反饋情況；確定該清單中的系統(tǒng)存在改進空間，制定具體改進方案并開展PSA敏感性分析，綜合評估系統(tǒng)改進方案對核電廠安全性和經(jīng)濟性的影響。形成綜合評價報告。

（5） 審評和實施。對步驟4形成的綜合評價報告開展必要的審評，在審評通過后付諸實施。

總體流程如圖1所示。

圖1　采用PSA提升核電廠設(shè)計階段經(jīng)濟性的總體流程

3　RIF篩選標(biāo)準(zhǔn)探討

針對第2節(jié)所述步驟2中RIF很小的具體標(biāo)準(zhǔn)在公開文獻中尚未有明確定義。RG1.174[2]用CDF和LERF作為PSA風(fēng)險接受準(zhǔn)則的衡量基礎(chǔ)，并給出了一般性的風(fēng)險接受準(zhǔn)則，如圖2所示。

圖2　CDF的接受準(zhǔn)則

CDF的風(fēng)險接受準(zhǔn)則的含義為：

（1）如果變更明確表明CDF將降低，則可認(rèn)為該變更滿足有關(guān)CDF的風(fēng)險指引管理原則。

（2）如果所計算的CDF增量很小，如小于10-6/堆年（區(qū)域Ⅲ），則無論總CDF為多大，都可考慮該變更。若分析表明CDF將遠大于10-4/堆年，這時應(yīng)把重點放在找出降低CDF措施而不是增加CDF上。這種情形可根據(jù)諸如下面這些信息來確定：

（a）一定范圍的分析計算，如逐個電廠檢查（IPE）或逐個電廠外部事件檢查（IPEEE）已表明CDF明顯超過10-4/堆年；

（b）裕度分析表明有潛在的薄弱環(huán)節(jié)存在；

（c）該電廠的歷史經(jīng)驗表明有潛在的安全問題。

（3）如果計算的CDF增量在10-6～10-5/堆年之間，只有合理地證明執(zhí)行變更后的總CDF小于10-4/堆年（區(qū)域Ⅱ），才會考慮該申請。

（4）如果計算結(jié)果表明CDF增量大于10-5/堆年（區(qū)域Ⅰ），則該變更申請通常不予考慮。

從圖1可以看出，對于基準(zhǔn)CDF為10-5/堆年的情況，區(qū)域Ⅲ對應(yīng)的最大DCDF為10-6/堆年，即增幅為基準(zhǔn)CDF的10%；RG1.174針對“風(fēng)險增量很小”制定的接受準(zhǔn)則為CDF和LERF的絕對變化值而不是相對變化值。

參考RG1.174對“風(fēng)險增量很小”的定義，擬將RIF的截斷值定為1.01，即RIF≤1.01的系統(tǒng)納入初步系統(tǒng)改進建議清單。

4　實例分析

本節(jié)以國內(nèi)某核電廠為例，分析在PSA模型具備的情況下，如何用PSA提升核電廠設(shè)計階段經(jīng)濟性。

由于PSA分析軟件通常無法直接從重要度和敏感性分析結(jié)果中得到系統(tǒng)重要度，需手動將某個系統(tǒng)涉及的各故障樹頂事件均設(shè)置為TRUE，分別得到對應(yīng)的新的堆芯損傷頻率，記為CDF1，再除以基準(zhǔn)情況下的CDF0，得到系統(tǒng)級的風(fēng)險增加因子。根據(jù)某核電廠的系統(tǒng)重要度計算結(jié)果，得到初步的改進建議清單中2個代表性系統(tǒng)及其RIF如表1所示。

表1　某核電廠設(shè)計階段經(jīng)濟性提升的初步系統(tǒng)改進建議清單（示例）

根據(jù)第2節(jié)步驟3對表1中的2個系統(tǒng)開展進一步分析。主給水和啟動給水系統(tǒng)會直接影響核電廠的正常發(fā)電，因此不能取消或者簡化。廠內(nèi)備用電源系統(tǒng)（ZOS）的運行對于保證核安全不是必需的，該系統(tǒng)也不需要執(zhí)行和支持任何安全有關(guān)功能。在失去廠外電源（LOOP）事件時，ZOS通過經(jīng)選定的電廠永久非安全有關(guān)負(fù)荷向縱深防御所需的非安全有關(guān)負(fù)荷提供電源。ZOS平時處于備用狀態(tài)，不會直接影響核電廠的正常發(fā)電，可以作為PSA篩選進入經(jīng)濟性提升的最終系統(tǒng)改進建議清單。

在多專業(yè)綜合評價中，根據(jù)相關(guān)設(shè)計要求，直接取消廠內(nèi)備用電源系統(tǒng)是不合適的。根據(jù)國內(nèi)外部分壓水堆的經(jīng)驗，可以考慮對ZOS中的柴油發(fā)電機容量作進一步優(yōu)化分析，減少部分負(fù)荷。當(dāng)前設(shè)計在LOOP后有43組非安全相關(guān)系統(tǒng)/設(shè)備會接入柴油發(fā)電機，通過總體設(shè)計、電氣設(shè)計、流體系統(tǒng)設(shè)計等專業(yè)制定了具體改進方案，經(jīng)PSA敏感性分析，ZOS中的柴油發(fā)電機減容后對電廠CDF的影響小于1%，即在降低柴油發(fā)電機造價的同時對核電廠安全性產(chǎn)生的影響也很小，最后并提交審評，通過后在電廠設(shè)計中體現(xiàn)。

5　結(jié)論

本文基于對PSA重要度和敏感性分析結(jié)果的理解和分析，系統(tǒng)性地提出采用PSA提升核電廠設(shè)計階段經(jīng)濟性的方法，并形成了較為完整的步驟，擴展了PSA的應(yīng)用范圍，為后續(xù)開展類似的工作奠定基礎(chǔ)。

［1］ Review of Probabilistic Safety Assessments by Regulatory Bodies，Safety Series No.25［R］．IAEA，2002.

［2］ An Approach for Using Probabilistic Risk Assessment in Risk-Informed Decisions on Plant Specific Changes to the Licensing Basis，RG 1.174，Rev.2［R］．USNRC，2011.

Study of Nuclear Power Plant Economy Improvement during Design Phase Based on Importance Analysis of Probabilistic Safety Assessment

LIU Weili，JIA Longfei

（Shandong Nuclear Power Company LTD.，Yantai of Shandong Prov. 265100，China）

Probabilistic Safety Assessment（PSA）is a technique of risk quantification based on probability theory，and it is applied for assessing risk of plant，detecting weakness of design，and improving safety during the design phase of nuclear power plant. The methodology of improving economy during design phase of nuclear power plant（NPP）is discussed from the view of the results for PSA importance and sensitivity analysis in this paper.

Probabilistic safety assessment；Design phase；Economical efficiency

TL364+.5

A

0258-0918（2021）05-1004-04

2021-3-24

劉維理（1989—），男，北京人，工程師，現(xiàn)從事核電廠概率安全評價、電力市場營銷方面研究。