百萬千瓦級壓水堆核電廠停堆PSA研究

李 琳

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

一直以來，核電的安全性和經濟性都是業界和公眾共同關注的問題，隨著我國核電事業的快速發展，追求核電的安全性和經濟性顯得尤為重要。在停堆工況下，許多專設安全設施觸發信號已閉鎖，一些安全系統及設備退出運行，預防及緩解事故的能力較差，一旦發生事故后果可能更加嚴重，因此，需要對停堆運行下的風險進行分析研究，掌握一套實施停堆PSA的方法論，才能全面完整且有效地評價核電廠的安全性[1]。

文章以福建福清核電廠一期工程為原型電廠對百萬千瓦級核電廠的停堆運行事故風險進行內部事件1級概率安全評價（PSA），分析的范圍是：P11、P12信號閉鎖后的停堆工況下，針對安全殼內反應堆堆芯的放射性釋放源，分析內部始發事件，包括廠外電源喪失事件，但不包括核電廠內的水淹和火災事件。

電廠進入維修停堆工況后需要對一回路進行排水操作，根據一回路的放射性化學參數水平可能需要排水至RRA低運行區間（LOI-RRA），因此核電廠的換料大修主要有兩種情況[2]：經歷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），文章對這兩種換料工況分別建模分析，并將最終的計算結果進行比較，討論LOI-RRA工況對電廠停堆風險的貢獻及影響。

1 電廠運行狀態分析

停堆工況無法同功率運行工況PSA一樣構造靜態的電廠模型進行分析，解決方法是根據核電廠在停堆工況下的一些參數（如堆芯功率水平、衰變熱水平、一回路水位和衰變熱移出機制等）變化，將核電廠低功率和停堆工況劃分為不同的電廠運行狀態[3]（Plant Operational State，POS）再進行評價。在每一個POS下，其運行參數相對恒定（在建模分析時也認為是恒定的），但同其他POS相比，在影響風險的方式上卻有所不同。

POS的劃分準則采用美國核學會（ANS）LPSD標準的技術要求，劃分主要依據的資料是百萬千瓦級核電廠的運行技術規范，同時參考了美國Surry核電廠的停堆PSA報告NUREG/CR-6144[4]、法國EPS 900的PSA分析報告[5]、廣東臺山核電廠一級PSA報告[6]中相關的POS劃分內容及其他的相關核電廠資料（如操作規程，電廠的啟動、停閉程序、停堆計劃等）。最終將核電廠的運行工況劃分為6個POS（見表1），其中停堆PSA需要分析的為POSC、POSD、POSE、POSF。

2 始發事件分析

功率運行PSA中始發事件分析方法的基本準則同樣適用于停堆PSA[7]，但在停堆工況下，大量始發事件同功率運行PSA中的始發事件有所區別，并且要結合POS的劃分結果，確定每個POS下的始發事件。

表1 百萬千瓦級核電廠的POS劃分結果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事件清單及其頻率見表2，根據換料停堆情況的不同，分別給出經歷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）的始發事件頻率值。

3 其他建模工作

文章對停堆工況下的16類始發事件類根據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果。

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

4 定量化結果及分析

定量化的過程中，部件失效數據及試驗維修不可用度基于福建福清核電廠一期工程的分析結果；始發事件頻率基于法國核電廠750堆·年運行經驗反饋。

4.1 R1模型計算結果

經歷LOI-RRA水位的換料停堆模型分析選取了16組始發事件，共包括73棵事件樹，其中有826個導致堆芯損壞的事件序列。停堆工況總的堆芯損壞頻率（CDF）點估計值為5.25E-06/堆·年。CDF點估計值隨始發事件組和POS的分布見表3，導致堆芯損壞的前10位支配性最小割集見表4。

從始發事件的角度來講，破口類事故是導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支配性地位。喪失RRA系統，喪失廠外電源及喪失應急交流電源對堆芯損壞頻率的貢獻也很明顯。從POS的角度來講，POSD對堆芯損壞頻率的貢獻最

大；POSE由于保守認為處于LOI-RRA水位，貢獻其次；POSC的風險最低，占總CDF的12.1%。從支配性事件序列和支配性最小割集的結果可以看出，在停堆工況下人因失誤對核電廠的風險貢獻明顯增加，遠高于功率運行工況下其對電廠風險的貢獻，前10位的支配性最小割集中僅由于人員操作失誤導致堆芯損壞的貢獻約為53.8%。

4.2 R2模型計算結果

不經歷LOI-RRA水位的換料停堆模型分析選取了16組始發事件，共包括71棵事件樹，其中有691個導致堆芯損壞的事件序列。停堆工況總的堆芯損壞頻率（CDF）點估計值為3.27E-06/堆·年，CDF點估計值隨始發事件組和POS的分布見表5，導致堆芯損壞的前10位支配性最小割集見表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模型進一步增加，約大于92%，其中由于維修導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支配性地位。

比照支配性事件序列和支配性最小割集的結果可以看出，在不經歷LOI-RRA水位的停堆工況下人因失誤對核電廠的風險貢獻進一步增加。前10位的支配性最小割集中僅由于人員操作失誤導致堆芯損壞的貢獻約為90.7%。

5 結論及展望

本次PSA分析的結果表明在停堆工況下的潛在的事故風險與功率運行工況同處一個量級，其單位時間的事故風險比功率運行工況還要大,從風險建模分析及定量化計算可以看出：

（1）LOCA類始發事件是停堆工況下的支配性始發事件，其中維修LOCA導致的電廠風險最大。通過最小割集的分析，人誤是造成停堆高風險的關鍵因素（操縱員未能在規定時間內啟動安注并通過二次側帶熱），并且由于RRA系統接入后，開始進行維修工作，由于維修活動不當導致出現破口的始發事件頻率比較高。電廠可以通過更加合理的安排大修過程中的維修活動，加強技術培訓，提高操縱員在大量自動信號被閉鎖的情況下對事故的診斷及處理能力率等方法來降低電廠風險。

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

續表

表3 R1模型堆芯損壞頻率點估計值隨始發事件組和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估計值隨始發事件組和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是高風險運行工況，為了降低這一工況下的電廠風險，建議電廠在保證一回路運行狀態穩定的前提下，合理安排維修、充水、降溫、卸壓等電廠活動，盡量縮短RRA系統投運后對主回路系統降溫降壓的持續時間來降低該POS下的始發事件頻率。

（3）在換料停堆工況下經歷LOI-RRA水位導致堆芯損壞頻率明顯增加，這是因為一方面LOI-RRA工況運行條件惡劣，很難控制，不可控排水導致RRA系統不可用的概率明顯增加，另一方面此時電廠防御事故能力差。為了降低這種情況下的事故風險，目前國內大多數核電廠都采取了有效措施，包括增設自動補水功能等來提高LOI-RRA運行的安全性。在電廠換料大修的進程上，調整電廠大修計劃，提高凈化效率改善一回路放射性化學品質，選擇在卸料之后進行一回路排水操作，避免了經歷LOI-RRA水位帶來的不必要的風險。

總之，通過本次分析可以看到針對具體核電廠系統地開展停堆PSA研究的必要性，停堆工況下核電廠的風險不能被忽略。改善LOI-RRA工況的運行條件，提高供電可靠性，降低人誤是提高百萬千瓦級核電廠停堆運行安全性的關鍵。

[1] 柯國土. 核電站停堆工況PSA研究[D]. 中國原子能研究院，1998.

[2] 秦山核電聯營有限公司. 106大修D規程[D]，2008.

[3] ANS Low power And Shutdown PRA Methodology Standard Draft 6[S]. June 1，2005.

[4] U.S. Nuclear Regulatory Commission. Evaluation of Potential Sever Accidents During Low Power and Shutdown Operations at Surry Unit 1.NUREG/CR-6144[R]，1995.

[5] IPSN. Rapport de Syntheses de L’Etude Probabilistic de Surete de Reacteure a l’Eau souse Pression du Palier 900MWe. CEA.FRANCE [R]，1990.

[6] Saint Peterburg Research and Design Institute.TIANWAN NPP Probabilistic Safety Analysis Level 1[R]，2003.

[7] International Atomic Energy Agency. Probabilistic safety assessment of nuclear power plants for loe power and shutdown modes. IAEA-TECDOC-1144[R]，2000.

[8] U.S. Nuclear Regulatory Commission. The SPAR-H Human Reliability Analysis Method[R].NUREG/CR-6883，2005.

[9] Westinghouse. AP1000 Probability Risk Assessment[R]，2008.

[10] 黃祥瑞. 可靠性工程與風險分析[M]. 北京：清華大學出版社，2005.