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（環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082）

關(guān)于EPRI型風(fēng)險(xiǎn)指引管道在役檢查優(yōu)化方法的探討及改進(jìn)建議

李虎偉，依巖，黃志超，陳妍，初永越，錢曉明，周林?

（環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082）

當(dāng)前國(guó)內(nèi)核電廠普遍采用EPRI型方法開展風(fēng)險(xiǎn)指引管道在役檢查優(yōu)化，其需要完成管段失效可能性分析、管段失效后果分析及風(fēng)險(xiǎn)增量計(jì)算等工作，對(duì)此，本文開展探討研究并論述其中可能存在的問題。此外，通過對(duì)風(fēng)險(xiǎn)指引型分級(jí)方法理念及WOG風(fēng)險(xiǎn)指引型管道在役檢查優(yōu)化方法的簡(jiǎn)要介紹和探討，本文提出不斷提高管段失效可能性計(jì)算水平的要求以及結(jié)合使用風(fēng)險(xiǎn)減少因子 （Risk Reduction Worth，簡(jiǎn)稱RRW）和風(fēng)險(xiǎn)增加因子 （Risk Achievement Worth，簡(jiǎn)稱RAW）完成管段失效后果分析的改進(jìn)建議，以在我國(guó)當(dāng)前技術(shù)水平條件下，找出一套能夠恰當(dāng)評(píng)價(jià)核電廠風(fēng)險(xiǎn)變化的在役檢查優(yōu)化方法。

在役檢查；風(fēng)險(xiǎn)指引；PSA

在國(guó)家核安全局印發(fā) 《概率安全分析技術(shù)在核安全領(lǐng)域中的應(yīng)用》［1］技術(shù)政策聲明及召開運(yùn)行核電廠概率安全分析技術(shù)應(yīng)用研討會(huì)［2］等背景下，大亞灣核電廠［3］和田灣核電廠等單位采用EPRI方法大量開展風(fēng)險(xiǎn)指引型管道在役檢查優(yōu)化研究。本文以某核電廠2號(hào)機(jī)組ASG系統(tǒng)為例，優(yōu)化確定進(jìn)行體積檢查的焊縫可由優(yōu)化前在役檢查計(jì)劃大綱中規(guī)定的15條減少為4條。

分析發(fā)現(xiàn)，雖然已完成優(yōu)化中堆芯損壞頻率（Core Damage Frequency，簡(jiǎn)稱CDF）的變化量小于NNSA-0147［4］和NNSA-0153［5］中給出的1×10-6和1×10-7準(zhǔn)則要求，但由于采用流動(dòng)加速腐蝕 （Flow-Accelerated Corrosion，簡(jiǎn)稱FAC）作為管道高破裂可能性的界定，以及1×10-4、1×10-5和1×10-6作為管道高、中、低破裂可能性的年平均值包絡(luò)值等簡(jiǎn)化分析和假設(shè)，優(yōu)化結(jié)果可能會(huì)存在很大的保守性或不確定性。為此，本文分析了EPRI風(fēng)險(xiǎn)指引型管道在役檢查優(yōu)化方法中可能存在的問題和不足，并結(jié)合西屋業(yè)主集團(tuán) （Westinghouse Owners Group，簡(jiǎn)稱WOG）給出的風(fēng)險(xiǎn)指引在役檢查優(yōu)化方法及風(fēng)險(xiǎn)指引型分級(jí)方法和理念等提出工作建議。

l 有關(guān)EPRI方法的問題分析

結(jié)合某核電廠采用EPRI風(fēng)險(xiǎn)指引型管道在役檢查優(yōu)化方法開展的系統(tǒng)在役檢查優(yōu)化分析工作，本節(jié)系統(tǒng)梳理該方法在使用中可能存在的問題。

l.l管道破裂可能性分析

在采用EPRI方法進(jìn)行分析時(shí)，某核電廠2號(hào)機(jī)組ASG系統(tǒng)管道基于其管道的運(yùn)行環(huán)境、設(shè)計(jì)功能和空間布置等信息被分為多個(gè)管段。以其中的一個(gè)管段為例，通過核實(shí)該管段對(duì)流動(dòng)加速腐蝕判斷表 （見表1）中各準(zhǔn)則的符合情況，綜合判斷該管段不存在流動(dòng)加速腐蝕。類似的，通過對(duì)其他各降質(zhì)機(jī)理判斷表的核實(shí)判斷，可確定該管段上是否存在其他降質(zhì)機(jī)理。進(jìn)一步，按照表2，管段破裂可能性被分為高、中、低，并對(duì)應(yīng)取1×10-4、1×10-5和1×10-6作為年平均破裂頻率包絡(luò)值。

表l 流動(dòng)加速腐蝕降質(zhì)機(jī)理評(píng)估示例Table l Example of evaluating the FAC degradation mechanism

表2 管段破裂可能性評(píng)估Table 2 Evaluation of pipe rupture probability

分析上述過程，發(fā)現(xiàn)管段破裂可能性的確定及劃分過程主要依據(jù)定性分析開展，可能存在以下問題：

（1）按照《核電廠汽水管道流動(dòng)加速腐蝕的影響因素分析及對(duì)策》［6］中的研究結(jié)果，特定范圍內(nèi)FAC隨溫度的變化呈現(xiàn)“鐘形”曲線，且單相流體中在130℃ ～150℃有最大腐蝕速率，此外，流體酸堿度及堿化劑等也對(duì)流動(dòng)加速腐蝕有重要影響，但采用EPRI方法對(duì)某核電廠2號(hào)機(jī)組ASG系統(tǒng)的在役檢查進(jìn)行優(yōu)化時(shí)，屬于核電廠汽水管道的ASG系統(tǒng)管道的FAC降質(zhì)機(jī)理判斷卻使用93℃作為分界，同時(shí)也沒有對(duì)酸堿度及堿化劑的分析；

（2）雖然1×10-4、1×10-5和1×10-6的年平均破裂頻率包絡(luò)值是在美國(guó)2100堆年的在運(yùn)商業(yè)輕水反應(yīng)堆的管道系統(tǒng)運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)基礎(chǔ)上分析得到的，但由于運(yùn)行數(shù)據(jù)經(jīng)驗(yàn)的局限性以及不確定性等問題，這樣的判斷可能并不一定是合理的。以存在熱疲勞降質(zhì)機(jī)理的管段破裂頻率為例，如表3［7］WOG開展風(fēng)險(xiǎn)指引型管道在役檢查研究的結(jié)果所示，存在熱疲勞降質(zhì)機(jī)理的輔助給水系統(tǒng)管段和主給水系統(tǒng)管段的40年無在役檢查失效泄漏率的上限分別是 6．1×10-4、1．1×10-3及3．5×10-2，那么可以保守推得其年平均破裂頻率應(yīng)為1．525×10-5、2．75×10-5及8．75×10-4，這要明顯高于表2所建議的熱疲勞管段年平均破裂頻率包絡(luò)值1×10-5。因此，EPRI所給管道失效可能性判斷過程也許過分樂觀；

（3）當(dāng)前采用EPRI方法分析時(shí)，認(rèn)為FAC機(jī)理由核電廠專門檢查大綱管理，滿足增補(bǔ)性檢查要求［8］，在評(píng)估管段破裂可能性時(shí)只考慮FAC以外的其他降質(zhì)機(jī)理，這就在方法上人為的剝離開了管段的FAC機(jī)理和其他腐蝕機(jī)理，根據(jù)表2所述判斷準(zhǔn)則，所分析管段就不可能被判斷為高失效可能性，從而管段的年平均破裂頻率就被限制在了1×10-5以下；而事實(shí)上，管段的破裂可能性應(yīng)綜合考慮可能存在的全部失效機(jī)理進(jìn)行判斷，也就是說，即使存在增補(bǔ)性檢查要求，存在FAC機(jī)理的管段也應(yīng)該取更高的年平均破裂頻率才是合理的。所以，當(dāng)前采用EPRI方法判斷管段破裂可能性時(shí)的簡(jiǎn)化分析是不保守的。

表3 40年無在役檢查管段失效可能性估計(jì)Table 3 Piping failure probability estimates at 40 years with no inservice inspection

l.2管道失效后果判定

為判定管段失效后果，本文使用管段失效對(duì)應(yīng)的條件堆芯損壞概率（Conditional Core Damage Probability，簡(jiǎn)稱CCDP）和條件大量早期釋放概率（Conditional Large Early Release Probability，簡(jiǎn)稱CLERP），并按表4所給準(zhǔn)則進(jìn)行判斷。

本文暫不討論后果分類中所使用CCDP和CLERP分類區(qū)間范圍的恰當(dāng)性，僅討論條件堆芯損壞概率及條件大量早期釋放概率的計(jì)算過程。以條件堆芯損壞概率為例，管段破裂導(dǎo)致后果考慮三種情況：（1）導(dǎo)致始發(fā)事件：條件堆芯損壞概率為對(duì)應(yīng)始發(fā)事件導(dǎo)致堆芯損壞頻率與始發(fā)事件發(fā)生頻率的比值；（2）喪失緩解系統(tǒng)：條件堆芯損壞概率=［喪失某個(gè)系統(tǒng)導(dǎo)致的堆芯損壞頻率-基準(zhǔn)堆芯損壞頻率］×暴露時(shí)間，其中，暴露時(shí)間有兩種類型，若管道失效可立刻被發(fā)現(xiàn)，暴露時(shí)間等同于適用的后撤時(shí)間（Allowed Outage Time，簡(jiǎn)稱AOT）加上用于檢測(cè)失效的時(shí)間。如果管道失效沒法檢測(cè)到，則設(shè)想暴露時(shí)間等同于試驗(yàn)周期或全年（若設(shè)備不進(jìn)行試驗(yàn)）；（3）始發(fā)事件和喪失緩解系統(tǒng)的組合影響：使用最嚴(yán)重的事件類，將PSA模型中對(duì)應(yīng)受影響的始發(fā)事件和緩解系統(tǒng)設(shè)置為一定發(fā)生（True）來計(jì)算。

表4 后果分類與數(shù)值估計(jì)的對(duì)應(yīng)Table 4 Correspondence of consequence to numerical estimation

本文認(rèn)為，第一和第三種情況下的計(jì)算是比較合理的，而第二種情況下的分析則需要具體討論。顧名思義，條件堆芯損壞概率是指在給定條件下的堆芯損壞概率，但計(jì)算中引入暴露時(shí)間（在該時(shí)間內(nèi)管段破裂可以被隔離）。這是一種類似配置風(fēng)險(xiǎn)增量計(jì)算的方法，雖然這樣計(jì)算得到的結(jié)果與條件堆芯損壞概率一樣是無量綱值，但這與條件堆芯損壞概率本身定義卻并不完全一致。此外，從定量分析的角度看，管段破裂時(shí)考慮的暴露時(shí)間通常較小，以3天為例，當(dāng)核電廠堆芯損壞概率小于1×10-5（目前國(guó)內(nèi)核電廠的CDF基本都處于這一水平），那么第二種情況下計(jì)算得到的條件堆芯損壞概率就會(huì)小于1×10-7，根據(jù)表4所述，管段失效后果可判定為低。從上述已經(jīng)完成的在役檢查優(yōu)化實(shí)際分析結(jié)果來看，暴露時(shí)間往往會(huì)取24h甚至更短時(shí)間，因此可以得出的結(jié)果是基本上所有僅導(dǎo)致緩解系統(tǒng)喪失的管段破裂后果將會(huì)被判定為低，而這樣的結(jié)果很明顯是不合適的。對(duì)應(yīng)的，WOG方法相關(guān)報(bào)告［9］中則指出不考慮暴露時(shí)間內(nèi)的隔離時(shí)管段失效后果要更嚴(yán)重，也就是說，用一定的暴露時(shí)間來計(jì)算管段破裂后果可能是不保守的；另外，WOG方法認(rèn)為假設(shè)操縱員至少在一個(gè)倒班期間（8h）巡檢一次可能將暴露時(shí)間最小化，而這種一個(gè)倒班期間巡檢一次的假設(shè)又是EPRI方法中計(jì)算暴露時(shí)間時(shí)的通常做法。因此，從WOG方法的角度來看，同樣可以得出，EPRI方法中計(jì)算暴露時(shí)間并進(jìn)而計(jì)算得到的管段失效后果是偏低的。

l.3風(fēng)險(xiǎn)增量的計(jì)算

一條管道焊縫優(yōu)化前后對(duì)應(yīng)的風(fēng)險(xiǎn)增量計(jì)算公式為：

其中：

PODej為位置j處現(xiàn)有檢查方法的無損檢測(cè)探測(cè)效率；

PODrj為位置j處風(fēng)險(xiǎn)指引型檢查的無損檢測(cè)探測(cè)效率；

F0j為位置j處沒有在役檢查檢查時(shí)的管段破裂頻率；

CCDPj為位置j處的管段破裂的條件堆芯損壞概率。

結(jié)合前面分析及表1所示內(nèi)容，優(yōu)化主要集中在中、低破裂可能性的管段上執(zhí)行，且絕大多數(shù)的管段被劃分為中、低風(fēng)險(xiǎn)級(jí)別，那么對(duì)絕大多數(shù)的管道焊縫而言，沒有在役檢查時(shí)的管段破裂頻率小于1×10-5且管段破裂的條件堆芯損壞概率小于1 ×10-7，焊縫優(yōu)化導(dǎo)致的風(fēng)險(xiǎn)增量將小于1×10-12，遠(yuǎn)遠(yuǎn)小于NNSA-0153中小于1×10-7的要求。

這里也可以看出，正是因?yàn)楣芏问Э赡苄院秃蠊治鲋胁捎昧舜罅康暮?jiǎn)化包絡(luò)及定性分析，而在根本上注定了風(fēng)險(xiǎn)增量是小的，不太可能超過相關(guān)限值。但是正如業(yè)界共識(shí)，風(fēng)險(xiǎn)分析工作中并不是要一味追求小的量化結(jié)果，而更重要的是基于正確的分析提出合理的風(fēng)險(xiǎn)見解，這同時(shí)也有利于優(yōu)化工作的深入開展。

最后，EPRI方法中將所有優(yōu)化后不再執(zhí)行在役檢查的各焊縫對(duì)應(yīng)的ΔCDF簡(jiǎn)單求和得到整個(gè)在役檢查優(yōu)化項(xiàng)目導(dǎo)致的總風(fēng)險(xiǎn)增量，而不考慮各焊縫之間共因失效的影響。鑒于各焊縫間可能存在共因失效機(jī)理，可以得出的是，不考慮共因失效影響計(jì)算得到的總風(fēng)險(xiǎn)增量可能是不保守的，簡(jiǎn)單相加計(jì)算得到的總風(fēng)險(xiǎn)增量可能是不夠的。

除上述管段失效可能性分析、管段失效后果分析及風(fēng)險(xiǎn)增量計(jì)算中可能存在的問題外，EPRI方法的其他方面也可能需要改進(jìn)，如選取受檢焊縫時(shí)，原則按照高風(fēng)險(xiǎn)焊縫選取25%、中風(fēng)險(xiǎn)焊縫選取10%、低風(fēng)險(xiǎn)焊縫不選取執(zhí)行，雖然這在很大程度上是遵守或者參考了ASME XI中關(guān)于受檢焊縫的選取原則（見表5）以及ASME規(guī)范委員會(huì)等的經(jīng)驗(yàn)，但是卻并沒有一個(gè)明確的依據(jù)或者標(biāo)準(zhǔn)。

表5 ASME XI中對(duì)管道系統(tǒng)的無損檢測(cè)要求Table 5 NDE inspection requirement for piping systems in ASME section XI

2 關(guān)于EPRI風(fēng)險(xiǎn)指引管道在役檢查優(yōu)化方法的改進(jìn)探討

考慮到風(fēng)險(xiǎn)指引型管道在役檢查優(yōu)化本身就包含分級(jí)的理念，另外與EPRI相對(duì)應(yīng)，WOG也開展了相關(guān)研究并試點(diǎn)應(yīng)用并取得顯著成效，本節(jié)簡(jiǎn)要介紹風(fēng)險(xiǎn)指引型分級(jí)方法和WOG風(fēng)險(xiǎn)指引型管道在役檢查優(yōu)化方法，并從中得出改進(jìn)思路。

2.l風(fēng)險(xiǎn)指引型分級(jí)方法

2004年，NRC發(fā)布SECY-04-0109，要求增加10CFR50．69“核能反應(yīng)堆中構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的風(fēng)險(xiǎn)指引型分級(jí)和處理”，建議用風(fēng)險(xiǎn)指引型方法來確定構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的安全分級(jí)與特殊處理要求。

對(duì)此，美國(guó)核能研究院向 NRC提交了“10CFR50．69 SSC分級(jí)導(dǎo)則”，給出了一套系統(tǒng)的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件風(fēng)險(xiǎn)指引分級(jí)流程，其中對(duì)在概率安全模型中模化的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件給出重要度判斷準(zhǔn)則［10］：包括共因事件在內(nèi)的基本事件總的F-V值大于0．005；基本事件最大風(fēng)險(xiǎn)增加因子大于2；最大共因失效風(fēng)險(xiǎn)增加因子大于20。具體判斷見表6。

基于重要度判斷結(jié)果，并結(jié)合縱深防御及敏感性分析等其他信息，即可以按一定分級(jí)流程，完成對(duì)核電廠構(gòu)筑物、系統(tǒng)、部件的風(fēng)險(xiǎn)指引型分級(jí)［11］。

表6 重要度總結(jié)示例Table 6 Example of importance summary

2.2 WOG方法簡(jiǎn)介

與EPRI方法相比，WOG方法基于失效機(jī)理分析，使用專門的計(jì)算軟件計(jì)算管道失效概率，基于概率安全分析模型，將管段的失效映射為已?；瘶?gòu)件的失效，實(shí)現(xiàn)管段失效的完全定量化，并使用風(fēng)險(xiǎn)減少因子作為管段重要度評(píng)估的第一層標(biāo)準(zhǔn)，此外還結(jié)合風(fēng)險(xiǎn)增加因子以及專家判斷意見等其他因素最終確定管段的重要度。其中，WOG給出風(fēng)險(xiǎn)減少因子判斷準(zhǔn)則為：大于1．005判定為高重要度、1．001～1．004判定為需要額外進(jìn)行專家判斷、小于1．001判定為低重要度。最后，基于統(tǒng)計(jì)學(xué)模型，從判斷為高安全重要的管段中抽取受檢管段，并且對(duì)判斷為高但沒有抽取的管段，WOG方法也給出了額外的規(guī)定。

見表7［12］，使用WOG方法進(jìn)行核電廠在役檢查優(yōu)化試點(diǎn)的美國(guó)Millstone核電廠3號(hào)機(jī)組取得了顯著效果。

表7 Millstone 3電廠在役檢查優(yōu)化結(jié)果Table 7 Result of the ISI optimization in Millstone3 plant

2.3 工作建議

通過對(duì)比分析可以發(fā)現(xiàn)，不管是EPRI方法還是WOG方法，它們都是按照相關(guān)風(fēng)險(xiǎn)指引型技術(shù)導(dǎo)則及要求開展，從確定論和概率論兩方面綜合分析，完成基于管段失效機(jī)理分析的管段破裂可能性判斷和基于概率論分析的管段破裂后果分析，并最終綜合各項(xiàng)要素完成管道及焊縫的在役檢查優(yōu)化。本文認(rèn)為，由于我國(guó)缺少管段破裂頻率計(jì)算模型、焊縫選取統(tǒng)計(jì)學(xué)模型等工具，當(dāng)前選擇半定量化的EPRI方法指導(dǎo)開展風(fēng)險(xiǎn)指引型管道在役檢查優(yōu)化是可行的，但正如上文所述，為更好的保證分析結(jié)果的正確性和準(zhǔn)確性，建議做如下改進(jìn)。

2．3．1 加強(qiáng)管段破裂頻率的研究

EPRI基于管道運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)分析管段破裂頻率，在判斷降質(zhì)機(jī)理的基礎(chǔ)上將破裂可能性分為高、中、低三類，并包絡(luò)取年平均破裂頻率為1×10-4、1×10-5、1×10-6，過程簡(jiǎn)單方便；而WOG方法則相對(duì)復(fù)雜，須綜合考慮失效模式、材料、降級(jí)機(jī)理、輸入變量及不確定性等因素，并使用蒙特卡羅估算方法，使用專門的結(jié)構(gòu)可靠性及風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)軟件開展計(jì)算，此外，計(jì)算得到的管段失效概率還需要具有豐富經(jīng)驗(yàn)的專家組討論、與核電廠已有數(shù)據(jù)運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)及其他概率型結(jié)構(gòu)機(jī)理計(jì)算軟件的比較驗(yàn)證等。

比較而言，WOG所給方法考慮相對(duì)全面，能夠較為精確的根據(jù)管段自身的失效機(jī)理及材料等因素對(duì)應(yīng)開展分析，但對(duì)評(píng)價(jià)軟件提出了較高要求，限于我國(guó)沒有相關(guān)結(jié)構(gòu)可靠性及風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)計(jì)算軟件，當(dāng)前優(yōu)化工作可以參考EPRI方法開展，但應(yīng)結(jié)合我國(guó)核電廠實(shí)際運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)及時(shí)反饋調(diào)整，以保證數(shù)據(jù)使用以及管段分類的合理性，此外，當(dāng)前我國(guó)針對(duì)管段失效頻率已有一定研究，如熱老化對(duì)核電廠一回路管道失效概率的影響［13］、蒙特卡羅法管道失效概率研究［14］、管道模糊失效概率研究［15］等，后續(xù)可以在此基礎(chǔ)上不斷完成結(jié)構(gòu)可靠性及風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)計(jì)算軟件的開發(fā)等工作，進(jìn)一步保證在役檢查優(yōu)化工作中管段破裂頻率值使用的恰當(dāng)性。。

2．3．2 優(yōu)化破裂后果的計(jì)算

EPRI和WOG方法采用相同的方式在概率安全分析模型中?；芏纹屏?，將管段的破裂失效對(duì)應(yīng)體現(xiàn)為一個(gè)基本事件或基本事件組合的失效，不同的是，EPRI方法使用條件堆芯損壞概率表征失效后果，而WOG方法使用風(fēng)險(xiǎn)減少因子表示管道失效對(duì)風(fēng)險(xiǎn)的貢獻(xiàn)，用風(fēng)險(xiǎn)增加因子表示管道失效對(duì)風(fēng)險(xiǎn)的潛在影響。本文認(rèn)為，條件堆芯損壞概率表示某個(gè)事件發(fā)生情況下堆芯損傷頻率發(fā)生的可能性，更多反應(yīng)的是一種風(fēng)險(xiǎn)配置的變化，而風(fēng)險(xiǎn)增加因子和風(fēng)險(xiǎn)減少因子則能夠反應(yīng)某基本事件對(duì)堆芯損傷頻率的貢獻(xiàn)程度，這既符合當(dāng)前概率安全分析中對(duì)重要度的定義和使用，也與風(fēng)險(xiǎn)指引型分級(jí)理念相一致，因此，本文建議使用風(fēng)險(xiǎn)增加因子和風(fēng)險(xiǎn)減少因子相結(jié)合的方式完成管段失效后果分析。此外，WOG方法中風(fēng)險(xiǎn)減少因子的計(jì)算不使用總堆芯損傷頻率，而采用所分析系統(tǒng)壓力邊界破裂導(dǎo)致的堆芯損傷頻率，這將更有利于把管段失效的后果敏感的體現(xiàn)出來，能更好地反應(yīng)出優(yōu)化的效果。

2．3．3 合理開展敏感性與不確定性分析

限于在役檢查優(yōu)化工作的復(fù)雜性和現(xiàn)有認(rèn)知水平的有限性，開展敏感性分析是很有必要的。如WOG方法中要求分別就有操縱員動(dòng)作（如操縱員手動(dòng)關(guān)閉閥門阻止水從破口流失）和無操縱員動(dòng)作開展計(jì)算，以判斷操縱員動(dòng)作可能對(duì)后果分析的敏感性影響，同時(shí)，WOG方法認(rèn)為計(jì)算到的管段失效概率越低不確定性反而可能越大，要求使用恰當(dāng)?shù)姆秶蜃油瓿傻拿舾行苑治觥Ｍ瑯?，EPRI方法也指出了敏感性分析的重要性，如認(rèn)為核電廠特有的在役歷史是識(shí)別降級(jí)機(jī)理敏感性的關(guān)鍵要素，可以在特定核電廠基礎(chǔ)上進(jìn)行主要假設(shè)的敏感性研究等。事實(shí)上，相關(guān)導(dǎo)則中明確指出，為了理解用于表征管道失效可能性而采用的特定假設(shè)或模型的影響，應(yīng)進(jìn)行適當(dāng)?shù)拿舾行曰虿淮_定性研究。

因此，風(fēng)險(xiǎn)指引型在役檢查優(yōu)化過程中應(yīng)恰當(dāng)考慮不確定性影響，包括設(shè)計(jì)與制造、材料特性和強(qiáng)度、各種降質(zhì)和老化、穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)荷載、核電廠運(yùn)行歷史經(jīng)驗(yàn)、檢查和維修、數(shù)據(jù)庫的適用性和容量以及分析方法和模型的能力等各個(gè)方面，并完成合理的敏感性分析。

3 總結(jié)

為促進(jìn)我國(guó)風(fēng)險(xiǎn)指引型管道在役檢查優(yōu)化工作的開展，本文結(jié)合某核電廠已完成的工作，分析了EPRI方法中可能存在的問題和不足，同時(shí)結(jié)合風(fēng)險(xiǎn)指引型分級(jí)理念和WOG方法提出相關(guān)改進(jìn)建議和工作思路：

（1）應(yīng)結(jié)合核電廠實(shí)際運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)及相關(guān)研究成果，加強(qiáng)管段破裂頻率的研究，并且在后續(xù)條件成熟時(shí)開發(fā)結(jié)構(gòu)可靠性及風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)計(jì)算軟件專門用來計(jì)算管段破裂頻率；

（2）應(yīng)基于合適的風(fēng)險(xiǎn)基準(zhǔn)模型，結(jié)合使用風(fēng)險(xiǎn)增加因子和風(fēng)險(xiǎn)減少因子開展管段失效后果分析，保證管段失效后果分析的恰當(dāng)性；

（3）應(yīng)綜合考慮實(shí)施管道在役檢查優(yōu)化過程中涉及的各個(gè)要素，合理開展敏感性和不確定性分析。

總的說來，本文的觀點(diǎn)是，風(fēng)險(xiǎn)指引型優(yōu)化不是數(shù)字游戲，目的絕不是單純的減少執(zhí)行在役檢查管道及焊縫的數(shù)量，而是要通過合理的分析，不斷把有限的工作資源更加集中到對(duì)風(fēng)險(xiǎn)有重要貢獻(xiàn)的那部分管道上去，并在可接受的風(fēng)險(xiǎn)準(zhǔn)則范圍內(nèi)，盡可能減少人員受輻照劑量，實(shí)現(xiàn)收益代價(jià)比最大化。

［1］國(guó)家核安全局．技術(shù)政策：概率安全分析技術(shù)在核安全領(lǐng)域中的應(yīng)用（試行）［S］．北京：國(guó)家核安全局，2010．

［2］國(guó)家核安全局．運(yùn)行核電廠概率安全分析（PSA）技術(shù)應(yīng)用研討會(huì)會(huì)議紀(jì)要［C］．秦山地區(qū)：國(guó)家核安全局，2012．

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［4］國(guó)家核安全局．概率風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)用于特定電廠許可證基礎(chǔ)變更的風(fēng)險(xiǎn)指引決策方法，NNSA-0147［R］．北京．國(guó)家核安全局，2011．

［5］國(guó)家核安全局．特定電廠風(fēng)險(xiǎn)指決策方法：管道在役檢查，NNSA-0153［R］．北京．國(guó)家核安全局，2012．

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Discussion and Improving Suggestion on EPRI Risk-Informed Piping Inservice Inspection Optimization Method

LI Huwei，YI Yan，HUANG Zhichao，CHEN Yan，CHU Yongyue，QIAN Xiaoming，ZHOU Lin?
（Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China）

EPRI Optimization Method is widely chosen to perform the risk-informed inservice inspection on piping of nuclear power plants in China，and the main evaluation procedures such as analysis on the pipeline failure probability and consequence and on risk increment calculation need to be performed．The paper aims at discussing these main evaluation procedures and finding out the possible problems．Further，by briefly introducing and discussing about the risk-informed classification method and WOG risk-informed piping inservice inspection optimization method，the paper proposes the requirement to improve the pipe failure probability calculation，and gives the advice to perform piping failure consequence analysis combining with using RRW and RAW，in order to find out an inservice inspection optimization method that can evaluate the risk changment of nuclear power plant appropriately at the current technology level in China．

inservice inspection；risk-informed；PSA

TL413．1

：A

：1672-5360（2016）04-0069-06

2016-08-02

2016-09-10

國(guó)家科技重大專項(xiàng)，項(xiàng)目編號(hào)2013ZX06002001-08

李虎偉 （1986—），男，漢，山西原平人，碩士，工程師，現(xiàn)主要從事核電廠PSA審評(píng)工作

?通訊作者：周 林，E-mail：zhoulin＠chinansc．cn