PSA風險分析方法在核電廠中的應用

魏 興,陳 云（.福建福清核電有限公司,福州 35038;.福建農林大學,福州 35000）

PSA風險分析方法在核電廠中的應用

魏 興1,陳 云2＊
（1.福建福清核電有限公司,福州 350318;2.福建農林大學,福州 350002）

應急母線段下電動機是核電廠安全相關重要設備，通過修改電機熱保護定值，可充分發揮安全系統的功能和作用，但也可能因為電機失去保護而造成過熱損壞，導致安全系統功能完全喪失。本文采用PSA風險分析的方法，對不同的電機熱保護定值修改方案進行分析，得到核電廠安全的敏感性評估結果，為核電廠相關工作提供一定的指導和借鑒。

PSA；電動機；核安全；核電廠

1 概述

電動機是核電廠安全相關系統中的重要核心設備，其安全可靠運行有利于確保核安全相關系統功能的有效性，設置電機過熱保護，能在電機過載情況下閉鎖電機，保護電機安全，避免重復啟動導致繞組過熱損壞。但在應急情況下，核安全相關電動機可能因過熱閉鎖，不利于核安全的應急需求。目前階段無法通過定量方式對電機可靠性的真實影響進行評價，本文通過PSA敏感性分析方法，評價修改核電廠安全相關系統電機熱容量定值對核電廠風險的影響。

2 電機安全性和核安全系統可靠性關系

核電廠應急母線段下核安全相關系統的6.6kV中壓電動機為三相異步電動機，當電機過載時引起定子電流增大，當電流持續足夠的時間后就會引起溫度過高甚至是燒毀。過熱保護元件就是通過定子繞組的電流和累積時間來計算出電機消耗的熱容量，根據熱容量值來禁止電機再啟動或是跳閘，實現對電機的熱保護。

但在應急情況下，核安全相關電動機可能因過熱閉鎖再啟動，不利于核安全的應急需求。從優先保證核安全角度出發，對于核安全相關的中壓電動機將熱保護定值設置到最大值（相當于取消再啟動限制）是有必要的，可以實現電機短時間內無故障連續多次啟動，如果事故后由于某些特定原因電機沒有一次啟動成功，在熱容量保護限值內再次（或者多次嘗試）啟動成功有利于事故后相關安全系統的功能實現，但也可能造成電機過熱損壞，使安全相關系統功能徹底喪失。這種利弊矛盾很難同普通的分析方法來定量評價，因此下文將通過PSA定量計算的方式給出在不同的熱保護定值情況下對電廠風險的影響評價。

3 PSA安全分析

本文選取核電廠應急段安全相關系統6 .6kV電機作為研究對象進行PSA分析，通過采用不同修改電機熱保護定值的方案，評估電機熱保護定值修改后對機組堆芯損壞頻率（CDF）的影響。

中壓應急母線段下安全相關系統的電機設備包括2臺輔助給水泵，2臺安全殼噴淋泵，1臺消防泵，3臺高壓安注泵，2臺低壓安注泵，2臺余熱排除泵，4臺設備冷卻水泵和4臺重要廠用水泵等組成，相

關設備在核電廠內部事件一級PSA進行了考慮。

我們通過以下三種電機保護定值修改方案，對內部事件一級PSA結果的敏感性進行對比評估。

方案一：根據電力設計院給出的定值單設定電機熱保護定值；

方案二：將所有電機的熱保護定值調整到最大，相當于無啟動限制；

方案三：僅將低壓安注泵、安全殼噴淋泵、輔助給水泵和設備冷卻水泵電機熱保護定值調整到最大，其他電機熱保護定值保持設計院給出的定值。

根據不同的修改方案，通過調整所涉及電機的可靠性參數，評估對CDF的影響。具體為：

Q1= Q0*F

其中：Q1為更新后可靠性參數，Q0為原可靠性參數，F為敏感性因子。

不同變更方案的敏感性評估結果如表1所示。

表1 不同修改方案的敏感性評估結果

如表1所示，電機保護定值修改后，對電廠CDF值會產生一定影響。考慮到不同的敏感性因子，設備電機相關可靠性參數進行調整，不同修改方案對電廠CDF的影響都低于2E-7/堆年，相對變化率低于2%。

根據NNSA-0147《概率風險評價用于特定電廠許可證基礎變更的風險指引決策方法》，將堆芯損壞頻率（CDF）變化量劃分為三個區域，并給出了每個區域的可接受性準則，準則比較的是全范圍（包括內部事件、外部事件、滿功率、低功率和停堆等工況）風險評價結果的變化量。

堆芯損壞頻率（CDF）的可接受性準則：

（1）若申請清晰地表明會導致CDF降低，對于CDF準則，則可認為該變更已經滿足相關的風險指引管理原則；

（2）當所計算的CDF增量很小，如小于1E-06/堆年（區域III），則無論是否計算了總CDF，該變更都將可被考慮接受；

（3）當所計算的CDF增量在1E-06～1E-05/堆年區間時，只有當合理地表明總CDF小于1E-04/堆年時，才可以考慮該申請（區域II）；

（4）會導致CDF增量大于1E-05/堆年（區域I）的申請通常不予考慮。

根據表1的分析結果，CDF增量均在區域III。但需要注意表1中的結果僅是內部事件一級PSA的結果，NNSA-0147所定義的風險可接受準則還包括外部事件風險等。此外，NNSA-0147還規定了早期大量放射性釋放頻率（LERF）的要求，相關準則與CDF類似，但比CDF值要低一個數量級。

4 結論

本文基于核電廠內部事件一級PSA模型，運用PSA方法對核電廠6.6kV電機熱容量保護定值不同的修改方案，進行了PSA敏感性評估，從分析結果來看，不同的修改方案對核電廠CDF風險的影響較小。但修改方案還需要滿足確定論等設計要求，還要綜合考慮核電廠安全相關要求、設備管理和運行實踐來確定最佳的修改方案。

10.16640/j.cnki.37-1222/t.2018.01.063

魏興（1983-）,男,河南南陽人,碩士研究生,工程師,研究方向：安全分析方向。

＊通訊作者