李 琳

（中國(guó)核電工程有限公司，北京 100840）

一直以來(lái)，核電的安全性和經(jīng)濟(jì)性都是業(yè)界和公眾共同關(guān)注的問(wèn)題，隨著我國(guó)核電事業(yè)的快速發(fā)展，追求核電的安全性和經(jīng)濟(jì)性顯得尤為重要。在停堆工況下，許多專設(shè)安全設(shè)施觸發(fā)信號(hào)已閉鎖，一些安全系統(tǒng)及設(shè)備退出運(yùn)行，預(yù)防及緩解事故的能力較差，一旦發(fā)生事故后果可能更加嚴(yán)重，因此，需要對(duì)停堆運(yùn)行下的風(fēng)險(xiǎn)進(jìn)行分析研究，掌握一套實(shí)施停堆PSA的方法論，才能全面完整且有效地評(píng)價(jià)核電廠的安全性[1]。

文章以福建福清核電廠一期工程為原型電廠對(duì)百萬(wàn)千瓦級(jí)核電廠的停堆運(yùn)行事故風(fēng)險(xiǎn)進(jìn)行內(nèi)部事件1級(jí)概率安全評(píng)價(jià)（PSA），分析的范圍是：P11、P12信號(hào)閉鎖后的停堆工況下，針對(duì)安全殼內(nèi)反應(yīng)堆堆芯的放射性釋放源，分析內(nèi)部始發(fā)事件，包括廠外電源喪失事件，但不包括核電廠內(nèi)的水淹和火災(zāi)事件。

電廠進(jìn)入維修停堆工況后需要對(duì)一回路進(jìn)行排水操作，根據(jù)一回路的放射性化學(xué)參數(shù)水平可能需要排水至RRA低運(yùn)行區(qū)間（LOI-RRA），因此核電廠的換料大修主要有兩種情況[2]：經(jīng)歷LOI-RRA水位的換料大修停堆（R1），避免LOI-RRA工況的換料大修停堆（R2），文章對(duì)這兩種換料工況分別建模分析，并將最終的計(jì)算結(jié)果進(jìn)行比較，討論LOI-RRA工況對(duì)電廠停堆風(fēng)險(xiǎn)的貢獻(xiàn)及影響。

1 電廠運(yùn)行狀態(tài)分析

停堆工況無(wú)法同功率運(yùn)行工況PSA一樣構(gòu)造靜態(tài)的電廠模型進(jìn)行分析，解決方法是根據(jù)核電廠在停堆工況下的一些參數(shù)（如堆芯功率水平、衰變熱水平、一回路水位和衰變熱移出機(jī)制等）變化，將核電廠低功率和停堆工況劃分為不同的電廠運(yùn)行狀態(tài)[3]（Plant Operational State，POS）再進(jìn)行評(píng)價(jià)。在每一個(gè)POS下，其運(yùn)行參數(shù)相對(duì)恒定（在建模分析時(shí)也認(rèn)為是恒定的），但同其他POS相比，在影響風(fēng)險(xiǎn)的方式上卻有所不同。

POS的劃分準(zhǔn)則采用美國(guó)核學(xué)會(huì)（ANS）LPSD標(biāo)準(zhǔn)的技術(shù)要求，劃分主要依據(jù)的資料是百萬(wàn)千瓦級(jí)核電廠的運(yùn)行技術(shù)規(guī)范，同時(shí)參考了美國(guó)Surry核電廠的停堆PSA報(bào)告NUREG/CR-6144[4]、法國(guó)EPS 900的PSA分析報(bào)告[5]、廣東臺(tái)山核電廠一級(jí)PSA報(bào)告[6]中相關(guān)的POS劃分內(nèi)容及其他的相關(guān)核電廠資料（如操作規(guī)程，電廠的啟動(dòng)、停閉程序、停堆計(jì)劃等）。最終將核電廠的運(yùn)行工況劃分為6個(gè)POS（見(jiàn)表1），其中停堆PSA需要分析的為POSC、POSD、POSE、POSF。

2 始發(fā)事件分析

功率運(yùn)行PSA中始發(fā)事件分析方法的基本準(zhǔn)則同樣適用于停堆PSA[7]，但在停堆工況下，大量始發(fā)事件同功率運(yùn)行PSA中的始發(fā)事件有所區(qū)別，并且要結(jié)合POS的劃分結(jié)果，確定每個(gè)POS下的始發(fā)事件。

表1 百萬(wàn)千瓦級(jí)核電廠的POS劃分結(jié)果Table 1 Plant operation states for 1 000 MW PWR during refueling outage

最終確定的所要研究的始發(fā)事件清單及其頻率見(jiàn)表2，根據(jù)換料停堆情況的不同，分別給出經(jīng)歷LOI-RRA工況的換料大修停堆（R1），避免LOI-RRA工況的換料大修停堆（R2）的始發(fā)事件頻率值。

3 其他建模工作

文章對(duì)停堆工況下的16類始發(fā)事件類根據(jù)兩種不同的停堆類型均采用小事件樹-大故障樹的方法建樹進(jìn)行分析。

故障樹分析采用福建福清核電廠一期工程的分析結(jié)果。

始發(fā)事件前的人因事件（A類人誤）采用A S E P方法分析：給出一個(gè)基本人誤概率值，通過(guò)識(shí)別有效的恢復(fù)因子，獲得人誤概率值。始發(fā)事件后的人因事件（C類人誤）采用SPAR-H方法進(jìn)行分析[8]，共確定了106個(gè)C類人誤事件概率值。

4 定量化結(jié)果及分析

定量化的過(guò)程中，部件失效數(shù)據(jù)及試驗(yàn)維修不可用度基于福建福清核電廠一期工程的分析結(jié)果；始發(fā)事件頻率基于法國(guó)核電廠750堆·年運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋。

4.1 R1模型計(jì)算結(jié)果

經(jīng)歷LOI-RRA水位的換料停堆模型分析選取了16組始發(fā)事件，共包括73棵事件樹，其中有826個(gè)導(dǎo)致堆芯損壞的事件序列。停堆工況總的堆芯損壞頻率（CDF）點(diǎn)估計(jì)值為5.25E-06/堆·年。CDF點(diǎn)估計(jì)值隨始發(fā)事件組和POS的分布見(jiàn)表3，導(dǎo)致堆芯損壞的前10位支配性最小割集見(jiàn)表4。

從始發(fā)事件的角度來(lái)講，破口類事故是導(dǎo)致堆芯損壞的最主要因素，約占總堆芯損壞頻率的57%還多，其中由于維修導(dǎo)致的破口以及小破口失水事故在一回路破口失水事故中占據(jù)支配性地位。喪失RRA系統(tǒng)，喪失廠外電源及喪失應(yīng)急交流電源對(duì)堆芯損壞頻率的貢獻(xiàn)也很明顯。從POS的角度來(lái)講，POSD對(duì)堆芯損壞頻率的貢獻(xiàn)最

大；POSE由于保守認(rèn)為處于LOI-RRA水位，貢獻(xiàn)其次；POSC的風(fēng)險(xiǎn)最低，占總CDF的12.1%。從支配性事件序列和支配性最小割集的結(jié)果可以看出，在停堆工況下人因失誤對(duì)核電廠的風(fēng)險(xiǎn)貢獻(xiàn)明顯增加，遠(yuǎn)高于功率運(yùn)行工況下其對(duì)電廠風(fēng)險(xiǎn)的貢獻(xiàn)，前10位的支配性最小割集中僅由于人員操作失誤導(dǎo)致堆芯損壞的貢獻(xiàn)約為53.8%。

4.2 R2模型計(jì)算結(jié)果

不經(jīng)歷LOI-RRA水位的換料停堆模型分析選取了16組始發(fā)事件，共包括71棵事件樹，其中有691個(gè)導(dǎo)致堆芯損壞的事件序列。停堆工況總的堆芯損壞頻率（CDF）點(diǎn)估計(jì)值為3.27E-06/堆·年，CDF點(diǎn)估計(jì)值隨始發(fā)事件組和POS的分布見(jiàn)表5，導(dǎo)致堆芯損壞的前10位支配性最小割集見(jiàn)表6。

R2模型比R1模型的CDF值明顯降低，破口類事故占總堆芯損壞頻率的份額較R1模型進(jìn)一步增加，約大于92%，其中由于維修導(dǎo)致的破口以及小破口失水事故在一回路破口失水事故中仍舊占據(jù)支配性地位。

比照支配性事件序列和支配性最小割集的結(jié)果可以看出，在不經(jīng)歷LOI-RRA水位的停堆工況下人因失誤對(duì)核電廠的風(fēng)險(xiǎn)貢獻(xiàn)進(jìn)一步增加。前10位的支配性最小割集中僅由于人員操作失誤導(dǎo)致堆芯損壞的貢獻(xiàn)約為90.7%。

5 結(jié)論及展望

本次PSA分析的結(jié)果表明在停堆工況下的潛在的事故風(fēng)險(xiǎn)與功率運(yùn)行工況同處一個(gè)量級(jí)，其單位時(shí)間的事故風(fēng)險(xiǎn)比功率運(yùn)行工況還要大,從風(fēng)險(xiǎn)建模分析及定量化計(jì)算可以看出：

（1）LOCA類始發(fā)事件是停堆工況下的支配性始發(fā)事件，其中維修LOCA導(dǎo)致的電廠風(fēng)險(xiǎn)最大。通過(guò)最小割集的分析，人誤是造成停堆高風(fēng)險(xiǎn)的關(guān)鍵因素（操縱員未能在規(guī)定時(shí)間內(nèi)啟動(dòng)安注并通過(guò)二次側(cè)帶熱），并且由于RRA系統(tǒng)接入后，開始進(jìn)行維修工作，由于維修活動(dòng)不當(dāng)導(dǎo)致出現(xiàn)破口的始發(fā)事件頻率比較高。電廠可以通過(guò)更加合理的安排大修過(guò)程中的維修活動(dòng)，加強(qiáng)技術(shù)培訓(xùn)，提高操縱員在大量自動(dòng)信號(hào)被閉鎖的情況下對(duì)事故的診斷及處理能力率等方法來(lái)降低電廠風(fēng)險(xiǎn)。

表2 停堆工況下始發(fā)事件（組）頻率Table 2 Initiating events for 1000 MW PWR during shutdown states

續(xù)表

表3 R1模型堆芯損壞頻率點(diǎn)估計(jì)值隨始發(fā)事件組和POS的分布Table 3 Core damage frequency by initiating events and POS (R1 model)

表4 R1模型導(dǎo)致堆芯損壞的支配性最小割集（前10位）Table 4 10 first dominant minimal cutsets (R1 model)

表5 R2模型堆芯損壞頻率點(diǎn)估計(jì)值隨始發(fā)事件組和POS的分布Table 5 Core damage frequency by initiating events and POS (R2 model)

表6 R2模型導(dǎo)致堆芯損壞的支配性最小割集（前10位）Table 6 10 first dominant minimal cutsets (R2 model)

（2）一回路滿水的P O S D是高風(fēng)險(xiǎn)運(yùn)行工況，為了降低這一工況下的電廠風(fēng)險(xiǎn)，建議電廠在保證一回路運(yùn)行狀態(tài)穩(wěn)定的前提下，合理安排維修、充水、降溫、卸壓等電廠活動(dòng)，盡量縮短RRA系統(tǒng)投運(yùn)后對(duì)主回路系統(tǒng)降溫降壓的持續(xù)時(shí)間來(lái)降低該P(yáng)OS下的始發(fā)事件頻率。

（3）在換料停堆工況下經(jīng)歷LOI-RRA水位導(dǎo)致堆芯損壞頻率明顯增加，這是因?yàn)橐环矫鍸OI-RRA工況運(yùn)行條件惡劣，很難控制，不可控排水導(dǎo)致RRA系統(tǒng)不可用的概率明顯增加，另一方面此時(shí)電廠防御事故能力差。為了降低這種情況下的事故風(fēng)險(xiǎn)，目前國(guó)內(nèi)大多數(shù)核電廠都采取了有效措施，包括增設(shè)自動(dòng)補(bǔ)水功能等來(lái)提高LOI-RRA運(yùn)行的安全性。在電廠換料大修的進(jìn)程上，調(diào)整電廠大修計(jì)劃，提高凈化效率改善一回路放射性化學(xué)品質(zhì)，選擇在卸料之后進(jìn)行一回路排水操作，避免了經(jīng)歷LOI-RRA水位帶來(lái)的不必要的風(fēng)險(xiǎn)。

總之，通過(guò)本次分析可以看到針對(duì)具體核電廠系統(tǒng)地開展停堆PSA研究的必要性，停堆工況下核電廠的風(fēng)險(xiǎn)不能被忽略。改善LOI-RRA工況的運(yùn)行條件，提高供電可靠性，降低人誤是提高百萬(wàn)千瓦級(jí)核電廠停堆運(yùn)行安全性的關(guān)鍵。

[1] 柯國(guó)土. 核電站停堆工況PSA研究[D]. 中國(guó)原子能研究院，1998.

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