核電廠風險指引型管道在役檢查應用研究

郗海英，王 琪，范巖成

（1.蘇州熱工研究院有限公司電站運行技術研究中心，江蘇 蘇州215004；2.大亞灣核電運營管理有限責任公司 技術部，廣東 深圳518124）

在核電廠的運行壽期內，設備、部件會受到應力、溫度、輻照、腐蝕、振動等多種因素的影響，易發生老化、脆化、疲勞，使其材料性能下降，進而形成裂紋而影響部件的正常運行，最終影響電廠的安全性。這些后果又與電廠的運行時間直接相關，并且難以做出預測。為了及時掌握設備部件的性能狀態，安全監管部門要求核電廠必須制定并實施在役檢查（ISI）大綱，從管理上保證在核電廠運行壽期內對其系統與部件進行定期檢查，找出其可能受到的損傷及缺陷，以判斷是否可繼續滿足核電廠安全運行的要求。

目前，核電廠ISI大綱是以確定論的應力分析、專家判斷和運行經驗等為基礎制定的，如美國核電機組的ISI大綱實施的是美國機械工程師協會（ASME）的《鍋爐和壓力容器規范》第Ⅺ篇（ASME BPVCⅪ）；法國核電機組實施的是《壓水堆核電廠核島機械部件在役檢查規范》（RSEM）。隨著核工業界對核電廠管道ISI的經驗總結以及安全評估技術的發展，特別是概率安全評價（PSA）技術的發展與應用，在核電廠管道ISI領域已經形成了風險指引型管道在役檢查（RI－ISI）方法。本文介紹該方法的主要原理及其形成過程，以及美國電力研究所（EPRI）新方法在大亞灣核電站的試點分析；同時闡述了在大亞灣和嶺澳核電站實施RI－ISI存在的難點，并提出了相應的建議。

1 風險指引型管道在役檢查的形成與發展

1.1 常規的管道在役檢查

常規ISI遵循確定論的規范，如ASME BPVCⅪ與RSEM。這些規范首先把部件劃分成不同的等級，然后對不同等級的部件規定不同的檢查要求（如范圍、周期和方法）。以ASME為例，規定核安全1級異金（B－F型）管道焊縫必須100%進行ISI；核安全1級同金（B－J型）管道焊縫檢查量不少于25%；核安全2級管道焊縫檢查量不少于7.5%。對于每一類部件，具體的檢查部位則根據設計報告中的應力水平及疲勞損傷程度來確定。在設置原則上，RSEM與ASME基本相同，但與ASME的抽樣檢查不同，RSEM對于檢查范圍、位置有更明確的規定。

1995年，ASME對50個核電廠733堆·年的ISI數據作了調查。調查對象為核安全1級管道的焊縫。調查結果表明[1］：

（1）出現的焊縫裂紋都不是因為高應力／高疲勞而導致的，說明管道出現裂紋與常規情況下根據高應力／高疲勞而選定要作檢查的焊縫之間沒有明顯的關系。

（2）只有約1／3的焊縫裂紋是 ASME BPVCⅪ進行檢查時發現的，說明許多真正發生故障的部位并不處于按ASME BPVCⅪ制定的ISI大綱的檢查部位。

（3）管道焊縫出現的裂紋與管道存在的降級機理有一定的關系。

上述調查結果說明常規的基于確定論分析方法而制定的ISI大綱在檢查部位的選取上有進一步優化的空間。

1.2 風險指引型在役檢查

基于ASME檢查結果的反饋，從20世紀90年代開始，美國核電廠嘗試對ASME的要求進行優化，使得安全重要的焊縫能夠得到足夠的重視，同時提高管道ISI的效果。經過多年的實踐總結，形成了風險指引型在役檢查（RI－ISI）的方法。該方法綜合考慮PSA的風險見解與傳統的工程分析的結論，以確保機組重要的管道區段包含在ISI大綱中。該方法根據管段對電廠風險的貢獻對其進行類別劃分，對不同類別的管段確定相應的檢查要求與方法。這種基于風險結論的分析選取過程為核電廠制定（更新）管道ISI大綱提供了比較合理的依據。

RI－ISI的目的是為了彌補常規ISI方法的不足，為核電廠提供一種采用PSA技術的制定效果更好、實施效率更高的管道ISI大綱的方法。具體目標是：①保持或提高電廠的安全性和可靠性；②更好地利用核電廠的資源，使這些資源集中用于安全重要性高的區域；③更有效、合理地確定檢查部位和檢查方法；④減少檢查人員所受的輻射劑量；⑤降低電廠的整體成本。

在RI－ISI領域，美國核電廠在實踐、應用廣泛性方面走在了前列，目前美國所有核電廠都實施或已申請了RI－ISI。

歐洲業主建立的歐洲檢查與鑒定網（ENIQ）的指導委員會設立了一個風險專項組，RI－ISI也是討論的一項內容。法國核電廠在12個系統開展了先導性研究。其他國家和地區（如西班牙、南非、韓國、芬蘭、中國臺灣）也已開展或正在進行此領域的工作。但是與美國的現狀相比，其他國家和地區的實踐、應用相對較少。

國際原子能機構（IAEA）在研究總結了世界各國的 RI－ISI情況后指出[2］：RI－ISI的有關經驗正在迅速積累，RI－ISI是風險指引型決策技術在核電廠最成功的應用之一。如果實施得當，RI－ISI大綱能夠改進電廠的安全性，并優化對ISI資源的利用，而后者通常意味著成本的降低。

2 風險指引型管道在役檢查方法

RI－ISI是用綜合決策方法和過程對ISI大綱進行優化，使失效概率高且安全重要的管道能夠得到足夠的重視；對于失效概率低且安全重要度低的管道，則降低其檢查頻度、檢查工作量或改變其檢查方法。RI－ISI是一個動態的過程，在實施過程中，會根據電廠狀態的變化或實施經驗反饋，對部分檢查項做相應的調整。

2.1 RI－ISI的基本原則

用風險指引型方法來更新ISI大綱，是涉及電廠許可證申領基準變更的一項活動，必須滿足“電廠許可證申領基準變更中的風險指引型決策”中各項活動都必須遵循的重要原則[3－4］：①滿足現行法規；②符合縱深防御概念；③保持足夠的安全裕度；④當變更會增加電廠風險時，其增加量很小；⑤采用性能監督對策來監督變更所造成的影響。

2.2 RI－ISI方法

自20世紀90年代中期起，美國核電廠就開始對管道的ISI進行優化，以ASME案例的形式在試點電廠進行，發展過程見圖1）。在不斷的實踐和經驗總結中，共形成3種RI－ISI方法，分 別 是 EPRI 方 法[5］、西 屋 業 主 集 團（WOG）方法[6］和 EPRI的新方法[7］。EPRI新方法是根據RI－ISI實踐經驗總結出來的，這3種方法都得到美國核管會（NRC）的認可。

圖1 美國核電廠風險指引型管道在役檢查的應用實踐Fig.1 Application and practice of RI－ISI in USA NPP

不論是哪一種方法，與以前的管道焊縫檢查確定方法相比，其核心的變化是管道焊縫的選取從只考慮單一的要素（核安全）轉變為考慮2個要素（圖2）：焊縫的破損可能性和核安全重要度，體現了風險指引型核安全管理理念綜合決策的思想。

圖2 在役檢查范圍確定方法變化示意圖Fig.2 The change of method to determine the scope of in－service inspection

表1給出了3種RI－ISI方法的對比情況。由表1可以看出，EPRI的新方法相對比較簡單，而且工作量相對較小。從掌握RI－ISI的分析過程和技術要點角度來看，EPRI的新方法不失為一個最好的選擇。下面就EPRI新方法進行比較詳細的描述。

表1 不同RI－ISI方法對比Table1 Comparison of different methods for RI－ISI

2.3 EPRI新方法

根據參考文獻[7］，EPRI新方法由以下6個步驟構成，其實施流程如圖3所示。

2.3.1 管道安全重要度的確定

通過預先確定的定性判斷原則，判斷焊縫所在管道是否是高安全重要度。如果是，則作為確定焊縫檢查范圍的基礎。

2.3.2 管道失效機理的評估

根據參考文獻[5，7］給出的準則和標準，可以判斷出管道可能存在的降級機理。在進行判斷中，應該盡可能獲得核電廠的失效事件、外部的經驗反饋以及電廠特定的降級機理的檢查文件，如流動加速腐蝕（FAC）的管理文件。作為示例，表2給出了判斷管道存在熱疲勞降級機理的準則。

2.3.3 受檢焊縫的選取原則

一般情況下，至少10%的高安全重要度的焊縫應該被選取進行ISI；選取焊縫時還應考慮管道存在的降級機理、系統特征等，比如每一種降級機理至少選取25%的管道焊縫；此外，在選取具體受檢焊縫時應考慮表3所列的因素。

圖3 RI－ISI方法（EPRI新方法）流程Fig.3 The process of RI－ISI method（EPRI new method）

表2 降級機理的判斷準則Table2 Judgment criteria of pipe degradation mechanisms

表3 焊縫選取需要考慮的因素Table3 Factors to be considered for weld seam selected

2.3.4 風險分析

風險分析的目的是定量評價檢查大綱內容的增加或減少對機組風險的影響情況，以保證變化后機組的風險水平增加不超過要求的限值。一般情況下，定量評價基于核電廠的PSA模型時，主要考慮2個量的變化情況：堆芯損壞頻率增量（ΔCDF）和放射性核素大量早期釋放頻率增量（ΔLERF），相應的定量限值見表4。進行定量評價ΔCDF和ΔLERF的公式見式（1）和式（2）。

表 4 風險增加 控制限值[3－4］Table4 The control limits for increased risk

式中，CCDPc為基于特定焊縫組的破口位置計算得到的條件堆芯損壞概率；CLERPc為基于特定焊縫組的破口位置計算得到的條件放射性大量早期釋放概率；PFf為基于特定焊縫組的降級機理的失效可能分級確定出的管道失效頻率；PODe為現行的ISI大綱能夠探測到特定降級機理的概率；PODr為基于風險的ISI大綱能夠探測到特定降級機理的概率；Nefc為基于現行ISI大綱，后果為c和失效頻率為f類的檢查位置的個數；Nrfc為基于風險的ISI大綱，后果為c和失效頻率為f類的檢查位置的個數。

式（1）、式（2）適用于同一系統的一組焊縫對風險影響的計算，而且基于破口的位置，這一組焊縫失效導致相同的后果（CCDP和CLERP相同）和有相同的降級機理（有相同的PFf、PODe和 PODr）。

對于定量分析，需要進行敏感性分析。分析方法通過確定出每一類破口位置CCDP和CLERP的上限值，然后同樣使用上面的公式，就可以得到風險變化的上限值，以此可以判斷在役檢查內容變化對機組風險增加的敏感性。特別需要說明的是風險分析和受檢焊縫選取是一個循環迭代的過程，目的是保證變更后風險的增加是可接受的。

2.3.5 實施計劃

通過以上步驟，可以得到需要檢查的焊縫范圍，并對這些焊縫制定相應的檢查計劃。根據美國的經驗，實施一個RI－ISI檢查計劃的最容易、最完全的方式，是在一個新的10a檢查間隔的初始啟動期。如果是在上一個10a檢查中間進行切換，那么可以停止未完成的ASME要求的檢查，但是必須在10a間隔的剩余時間里實施完整的RI－ISI檢查范圍，即在剩余的時間里對所有RI－ISI確定的焊縫進行檢查。

2.3.6 反饋反饋主要是指在新的ISI大綱執行期間需要持續的監測ISI的結果，并根據ISI的結果對所執行的ISI大綱進行調整或修改，以反映核電廠實踐中發現的問題。

2.4 RI－ISI對核電廠概率安全評價質量的要求

由于RI－ISI中使用了核電廠PSA的評價結果，為了保證核電廠PSA評價結果的正確、合理，核電廠PSA的質量狀態是非常重要的因素。對于提高核電廠PSA的質量，一方面通過評估核電廠PSA模型與PSA相關標準要求的相符性來實現；另一方面可以實施同行評審，并對同行評審問題進行解答。在國內，還需要通過國家核安全局的審評認可。無論如何，都是要保證核電廠PSA的開發與核電廠的現實狀態相符，能真實、合理地反映核電廠的風險狀態。除此之外，PSA模型的范圍也應該滿足開展RI－ISI的要求。一般情況下，內部事件PSA模型和內部水淹PSA模型是必需的。

3 風險指引管道在役檢查方法的試點研究

試點研究采用EPRI新方法，對大亞灣核電站2號機組的3個系統進行了試點分析，包括主給水系統（ARE）、輔助給水系統（ASG）和主蒸汽系統（VVP），主要的結果如下：

（1）試點系統安全重要度高的焊縫數量為48道，22道焊縫作為選取檢查對象（表5）。

（2）相比現行規范，當焊縫數量減少42道后，對機組風險的增加在控制范圍之內（表6）。

（3）從所分析范圍的106道焊縫中選取22道，約占21%（表7）。

此外，在分析過程中，形成核電廠重要系統管道焊縫的信息庫，包括焊縫的基礎信息、所屬管道的運行信息以及分析結果信息，如管道的降級機理、位置等。對這些信息進行整理，可以有效地支持核電廠的管道ISI工作。

表5 所分析系統管道焊縫高安全重要焊縫的選取結果Table5 Results of safety significance determination for selected system

表6 檢查焊縫變化后的風險影響分析結果Table6 Risk impact analysis for weld seam variation

表7 受檢焊縫選取結果Table7 Results of inspected welds

4 開展RI－ISI的可行性與困難

4.1 RI－ISI方法的可行性

EPRI新方法具備以下特點：①由于定性判斷的規則和原則是確定的，實施過程簡單，便于掌握、操作；②不需要特定的材料應力計算，焊縫的失效率主要依據管道的降級機理確定；③核電廠已有管道的相關信息基本能夠滿足分析的需求；④大亞灣和嶺澳核電站PSA模型的狀態能夠滿足EPRI新方法的需求。因此，EPRI新方法具備在大亞灣和嶺澳核電站實施的條件。

4.2 實施RI－ISI存在的困難和解決思路

（1）法規及導則不完備

2010年2月，國家核安全局（NNSA）出臺了PSA應用技術政策[8］。政策中明確闡述了PSA技術和風險指引型安全管理的重要作用，表達了NNSA的積極態度和明確立場，從政策層面為國內核電廠開展RI－ISI提供了基礎。但指導PSA應用的法規和導則性文件還不健全，會對具體的應用造成障礙。建議在先與國家核安全監管部門進行充分溝通并達成一致的情形下，借鑒國外成熟的風險指引型應用導則指導具體應用的開展。

（2）規范問題

由于國內核電廠技術路線不盡相同，使得在ISI領域存在不同的規范標準，如ASME、RSEM、加拿大重水鈾反應堆（CANDU）系列和俄羅斯壓水堆（WWER）系列規范；新引進在建的先進非能動反應堆（AP1000）和EPR堆型將遵循的是ASME和RSEM系列標準。而美國成功實施RI－ISI的核電機組都遵循ASME系列標準，由此使核電廠及安全評審人員產生以下疑問：參考規范不同時，是否能夠采用RIISI來優化現行的管道在役檢查大綱。

對于此問題，首先是對ASME與其他標準進行對比，以確定標準之間是否有原則性的不同，特別應檢查范圍變更方面；其次，通過深入研究RI－ISI的方法，并與國外專家交流，了解RI－ISI是否對所使用的規范有限制。在本文的研究中，經多次咨詢美國專家，可以確定RI－ISI只是一種方法，是用于對管道在役檢查大綱進行優化的手段，其實施并不局限于所采取的規范。

5 開展RI－ISI的建議

大亞灣和嶺澳核電站的PSA模型已經比較完善，而且經過NNSA及專家審查，完全可以支持RI－ISI工作。鑒于國內指導PSA應用的導則／規范不健全的狀態，以及NNSA推動PSA試點應用項目的契機，建議RI－ISI的開展思路是：首先爭取RI－ISI成為國內PSA應用的試點項目；其次，選取美國適合的成熟的導則、規范和方法開展工作，并經NNSA認可和試點結果審評；第三，通過試點應用，掌握RI－ISI方法并積累經驗，形成指導國內RI－ISI的導則文件，以指導和規范以后的RI－ISI實踐。

[1]Dimitrijevic V B.Risk Informed Inservice Inspection Program[C］.Framatome Owners Group Risk Informed Applications Working Group First Meeting.Paris，June 2004.

[2]IAEA .Safety Standards Series No.NS－G－2.6 Maintenance，Surveillance and In－service Inspection in Nuclear Power Plants[S］.IAEA：Vienna，2002.

[3]USNRC.Regulatory Guide 1.174An Approach for Using Probabilistic Risk Assessment in Risk－Informed Decisions on Plant－Specific Changes to the Licensing Basis[S］.Rev 1，2003.

[4]USNRC.Regulatory Guide 1.178An Approach for Plant－Specific Risk－Informed Decision Making for Inservice Inspection of Piping[S］.Rev 1，2003.

[5]EPRI.Revised Risk－Informed Inservice Inspection Evaluation[S］.TR－112657Rev.B－A.December.

[6]Westinghouse Owners Group.WCAP14572 Application of Risk－Informed Methods to Piping Inservice Inspection[S］.Rev 1－NP－A，1999.

[7]TR－1013545Nondestructive Evaluation： Risk－Informed／Safety－Based In－Service Inspection.Plant Application and Lessons Learned[S］，2006.

[8]國家核安全局.PSA技術政策：概率安全分析技術在核安全領域中的應用[S］，2010.