基于風險指引方法的“華龍一號”運行技術規格書后撤狀態優化研究

丁小川，馮楚然，詹孝傳，楊曉燕

基于風險指引方法的“華龍一號”運行技術規格書后撤狀態優化研究

丁小川1，馮楚然1，詹孝傳2，楊曉燕1

（1. 中國核電工程有限公司，北京 100840；2. 福建福清核電有限公司，福建 福清 350318）

結合風險指引型方法對國內核電廠運行技術規格書開展優化工作是目前國內、外研究的熱點，機組后撤狀態優化難度較大，國內尚無應用。本文以“華龍一號”（HPR1000）首堆為例，采用風險指引型方法對后撤狀態優化關鍵技術進行了研究，包括不同停堆工況下風險定性、定量評價方法。以一列安全注入系統不可用時的后撤狀態為例進行了詳細分析，結果表明，雙相中間停堆工況RHR運行條件（RHR隔離）是最為安全的停堆狀態，該狀態可用設備更多，始發事件更少，機組總體風險更低，也滿足縱深防御、安全裕度等要求。機組后撤狀態優化后，減少了操作員操作負擔，機組發生設備故障導致非計劃停運時，可以減少停運時間12.5 h以上。

風險指引；運行技術規格書；后撤狀態

核電廠運行技術規格書（TS）規定了核電廠安全相關構筑物、系統和設備（SSC）的可用性要求、定期試驗監督要求、SSC不可用時的允許停役時間（AOT），以及SSC維修時間超出AOT時的后撤狀態等，是核電廠必須遵守的、重要的執照文件，在核電廠運行文件體系中處于核心地位。

自20世紀90年代以來，隨著國內外概率安全分析（PSA）技術的發展，在原先確定論分析基礎上，結合該技術對TS進行優化一直是國內研究的熱點[1,2]，當前國內針對TS優化的重點是AOT、定期試驗周期（STI），對后撤狀態的研究起步較晚。

當SSC不可用時，后撤至對該SSC不再要求可用的狀態，比如某SSC在模式1～4要求可用，則后撤狀態為模式5。不同后撤狀態的定性、定量風險評估與AOT/STI優化不同，更為復雜，是TS優化的難點。國外的研究較早，已形成了一定方法論和成果，2021年發布的NUREG-1431第5版中[3]，已將安全注入系統等一列不可用時的后撤狀態從模式5優化為模式4。后撤狀態優化在國內起步晚，尚無實際應用，本文將結合國家核安全局指南要求[4]，對“華龍一號”機組后撤狀態進行優化研究，以減少機組非計劃停運時間，提升機組經濟性。

考慮到安全注入系統（RSI）的重要性以及該系統會影響到電源、冷卻等一系列支持系統的要求，將以RSI系統一列不可用為例進行分析及說明。

根據表1，RSI系統在模式1～5A下要求可用，停堆模式包括模式3～5A，本研究的目標是比較不同停堆模式的相對風險水平，確定最優后撤狀態。

表1 RSI系統適用模式及后撤狀態

注：①5A指一回路未充分打開的模式5；②余熱排出系統（RHR）與一回路未連接；③RHR與一回路已連接；④穩壓器雙相；⑤穩壓器單相。

1 分析方法

1.1 概述

指南[4]中規定了采用風險指引決策方法對TS進行定性、定量分析時需要考慮的要素，如縱深防御、安全裕度、風險增量、PSA技術的充分性等，在后撤狀態優化時需要予以考慮，以保證分析的全面性與準確性。

在結合指南要求對各后撤狀態進行研究時，相比AOT/STI優化，遇到了新的問題，這是因為不同模式下機組狀態、事故工況及可用的設備等不同，缺乏比較基準，且停堆模式下PSA模型中假設也比較保守，同時在不同模式間轉換時模式轉換風險難以量化等，帶來了新的挑戰。因此在本研究中將首先開展確定論分析，并利用最終安全分析報告等經過安全監管機構認可的資料開展論證工作，確定最優后撤狀態；其次對PSA模型進行調整以計算不同模式的相對風險變化情況，利用定量計算結果對確定論分析結論進行交叉驗證。

如前所述，各模式的風險受多種因素影響，為此在分析中引入如下假設，即在同等條件下，某一模式：

（1）可用的設備越多，則機組應對事故的手段越多，機組越安全；

（2）始發事件越少，對SSC的需求越低，機組越安全；

（3）某始發事件在該模式造成的風險越低，機組越安全。

通過引入上述假設，設定了不同模式的比較基準。

此外，與AOT/STI優化不同，根據表1，模式3a和模式5A的溫度上限相差204.7 ℃，會影響事故分析的安全裕度。因此，后撤狀態優化分析的重點是不同模式下可用性要求、始發事件、安全裕度，以及不同模式的定量風險計算。

下面分別予以說明。

1.2 可用性要求

根據假設（1），通過對TS涉及的所有SSC的可用性適用范圍進行分析，可以獲得在不同模式下的可用性要求及差異，以輔助判斷不同模式下的風險水平。

1.3 始發事件

根據假設（2）、（3），通過分析不同模式下的始發事件及差異，可以輔助判斷不同模式下的風險水平。

根據參考文獻［5］，模式4不考慮大、中、小、極小LOCA、二次側破口及蒸汽發生器傳熱管破裂（SGTR），由于模式3c、4的溫度、壓力上限相同，均處于一回路壓力、溫度運行范圍的下部區域，因此，模式3c也不考慮上述始發事件。

1.4 安全裕度

針對一列RSI不可用，結合事故分析，確定LOCA類事故下，后撤至不同模式的安全裕度。

1.5 定量分析

為保證定量風險計算質量，在國家核安全局已批準的福清5、6號機組安全分析報告[5]及PSA模型基礎上開展定量分析。

在進行PSA定量計算時，除了需要計算不同模式下的直接風險外，還需要評估模式轉換風險。由于本研究是比較不同后撤狀態的相對風險水平，且各停堆模式均需經歷模式1到模式2，模式2到模式3的轉換風險，因此在計算不同后撤狀態的風險時均不考慮上述模式轉換風險；此外最優后撤狀態是模式3c，模式4、5A在與模式3c的風險進行比較時，還需考慮從模式3到模式4，以及模式3到模式5的模式轉換風險，上述風險在計算時也予以忽略，這是更為保守的。

此外雖然模式3、4、5的可用性要求逐漸降低，但是計算時假設不要求可用的設備仍然處于在役狀態，這是更為保守的。

2 分析過程及結論

2.1 可用性分析

不同模式下可用性要求的主要差異項如表2所示，由于后續以RSI為例進行說明，因此其可用性要求也一并列出。

表2 不同模式下可用性要求差異對比

注：RHR在破口事故下根據安注信號自動隔離，不考慮RHR系統在不同模式下的可用性差異

可以看出，模式越低，要求可用的SSC越少；低溫超壓保護功能比較特殊，但是由于在模式3、4a下沒有低溫超壓的風險，因此不影響上述結論。

2.2 始發事件分析

參考文獻［5］給出了停堆工況始發事件清單及始發事件頻率，模式3～5A下適用的始發事件頻率相同，因此對始發事件分析的重點是不同模式下始發事件的適用性及造成的風險，如表3所示。

表3 不同模式下適用的始發事件主要差異對比

注：①僅在一回路平均溫度低于120 ℃時適用。

根據表1～表3，模式3a～3c的可用性要求相同，由于模式3c始發事件更少，一回路壓力、溫度更低，事故后安全裕度更大，模式3c總風險顯然低于模式3a、3b，由于模式3a、3b不是最優后撤狀態，后續分析不再考慮。

相比模式4、5A，模式3c沒有RHR相關的破口事故，也沒有大、中、小、極小LOCA以及二次側破口、SGTR等，該模式下始發事件最少；針對該模式特有的始發事件，即喪失給水、儀表用壓縮空氣，“華龍一號”機組設置有輔助給水汽動泵、二次側非能動余熱排出系統（PRS）等非能動手段，根據參考文獻［5］，上述事件導致的單位時間（h）堆芯損壞概率（CDF）量級為10-16，風險可以忽略；同理針對喪失各類電源、熱阱類事故，模式3c相比模式4～5A有更多的RCS冷卻劑環路數量，利用非能動排熱等手段，上述事件在模式3c下造成的風險低于模式4～5A（見表4）[5]。

從上述分析可以看出，在一列RSI不可用后撤至模式3c時，可用設備最多，需要RSI啟動的始發事件最少，風險增量最小（模式3c、4、5A的一回路平均溫度上限有差異，這部分僅影響安全裕度，在2.3節論證）。

表4 喪失電源、熱阱始發事件單位時間CDF對比

2.3 安全裕度分析

2.3.1 模式4～5A安全裕度分析

下面對一列RSI不可用，機組后撤至模式4～5A，同時發生各類LOCA時的安全裕度進行分析。

根據參考文獻［6］，RHR連接期間發生各類破口事故時，假設一列RSI可用，并假設最大內徑的RHR管線發生雙端剪切斷裂，一回路初始壓力、溫度取RHR接入時對應參數，即3.0MPa abs、180 ℃，系統的熱工水力計算采用CATHARE程序，根據計算結果，事故后最高包殼溫度＜230 ℃，遠低于驗收準則1 204 ℃。可以看出，由于一列RSI系統可以應對模式1下的LOCA事故，模式4、5A的一回路壓力、溫度相比模式1已經顯著降低，模式4～5A任一子模式下發生LOCA時，安全裕度都是足夠的。

2.3.2 模式3c安全裕度分析

一列RSI不可用，機組后撤至模式3c時，模式3c的壓力、溫度上限與模式4相同，均低于模式1，且模式3c不考慮各類LOCA，對RSI系統需求降低，因此同2.3.1節類似，安全裕度也是足夠的。

2.4 定量計算

下面利用PSA模型直接計算一列RSI不可用時，分別后撤至模式3c、模式4、模式5A時的風險變化情況。

對于＞0（完成時間的前限時間）+ 36：

后撤到模式3c的CDP1=

CDP0+1×CDPposC/posC

后撤到模式4的CDP2=

CDP0+2×CDPposD,1/posD

后撤到模式5A的CDP3=

CDP0+（2+3）×CDPposD,2/posD

其中，一列RSI不可用的0=72 h；CDP0為違反TS后的三種后撤模式都會經歷的上下行期間，即模式1違反TS事件到后撤至模式3c期間的CDP＋模式3c至模式1期間的CDP；1為后撤至模式3c，停留在模式3c維修不可用設備的時間，1=-（0+2×6）；2為后撤到模式4，停留在模式4維修不可用設備的時間，2=-（0+2×6）；3為后撤至模式5A，又重新返回模式4所經歷的時間；對于≥（0+36），3=24；posC、posD為pos C、pos D持續時間；CDPposC為后撤到模式3c情況下，相應條款在POS C持續時間下的CDP；CDPposD,1為后撤到模式4情況下，相應條款在pos D持續時間下的CDP；CDPposD,2為后撤到模式5A，相應條款在pos D持續時間下的CDP。

盡管各個模式下適用的始發事件類型和數量不一致，但由于一方面，從功率工況后撤到模式3c以及從模式3c返回至功率工況（不包括后撤到模式3c做維修的停留時間）這段運行狀態下的基準CDP0，已在后撤至模式3c，4，5A各狀態下作為基準值考慮了。另一方面，核電廠在不同模式下考慮的始發事件，根據電廠功率水平、一回路溫度壓力、一回路冷卻劑相態等均有所不同，不同模式下，始發事件、緩解系統的投入、事故的緩解有較大的區別，這也是后撤到不同模式下，風險水平不同的主要原因。因此，在首先考慮基準CDP0后，再根據各運行狀態的不同，計算后撤到不同模式下總風險是合理的。

假設失效設備的平均維修時間=200 小時，定量計算結果如表5所示，后撤到模式3c、模式4、模式5A的堆芯損壞概率如圖1所示。

圖1 后撤到不同模式下的CDP

表5 CDP1、CDP2及CDP3的計算

根據表5，一列RSI不可用時，后撤至模式3c的風險低于模式4的風險，后撤至模式4的風險要低于模式5A；計算時假設失效設備的維修時間=200 h，但是修改不同的時間，上述風險見解不受影響。

根據表2、3，模式5A新增低溫超壓始發事件，且該模式可用設備更少，這與上述定量分析的結論是一致的。

從上述分析可以看出，后撤至模式3c、4、5A時，機組風險逐漸增加。

2.5 結論

模式3c的可用設備最多，各類事件導致的堆芯損壞概率最小，安全裕度也是足夠的，因而在模式3～模式5A中是最優后撤狀態。

下面分別對不同初始模式下對應的后撤狀態進行說明。

當機組初始模式為模式1～3，一列RSI不可用且超出AOT時后撤至模式3c。

當機組初始模式為模式4，一列RSI不可用且超出AOT時，機組可以維持在當前狀態，因為上行至模式3c增加了模式轉換的風險，且在失水事故下RHR根據安注信號自動隔離，機組可重新過渡至模式3c；此外按照TS運行限制條件3.0.4的規定，由于模式3c是最為安全的停堆狀態，機組可以在該狀態無限期停留而無需采取任何額外措施，因此從模式4過渡至模式3c也是允許的。

當機組在模式5A，一列RSI不可用且超出AOT時，按照當前規定（見表1）允許機組維持在當前狀態，此時本優化不適用。

本優化提供了機組故障時后撤狀態的額外的選擇，即機組可以在更高的狀態即模式3c進行檢修；同時如果機組需要進入更低模式進行檢修，仍然是允許的，此時本優化不適用。

3 風險評價

一列RSI不可用的后撤狀態從模式5A優化為模式3c后，沒有改變原系統設計，可用設備更多，系統的冗余性、獨立性和多樣性得到維持，且由于減少了RHR在線等操作，減少了人因失誤風險，因而滿足縱深防御要求。

模式3c時已停堆，反應堆處于一回路壓力、溫度運行范圍的下部區域，該狀態下事故進程更慢，冗余列仍然有足夠的事故應對能力，滿足當前的事故可接受準則，因而滿足安全裕度的要求。

后撤狀態優化為模式3c后，機組風險降低，因此滿足安全要求。

4 優化效果

一列RSI不可用且超出AOT后，如果按照當前TS要求后撤至模式5A，并在維修完成后再返回至模式3c，上述過程包含連接RHR、穩壓器滅汽腔、降溫等停運操作，機組重新啟動時需要一回路升溫、除氧（必要時）、建立穩壓器汽腔并穩定穩壓器水位、啟動輔助給水/大氣排放系統、退出RHR系統等一系列操作，優化為模式3c后，避免了上述操作，減少了運行人員工作負荷及人因失誤的風險。

根據機組運行經驗，不考慮一回路除氧，一回路啟動時重新升溫至120 ℃需3.5 h，120 ℃以上至RHR系統退出需要9 h，共需12.5 h。在實際運行中可能因為運行需求超出上述時間，圖2為華龍某機組在2022年8月份停堆檢修后重新啟動時的一回路平均溫度曲線，從重新啟動至RHR系統退出需17.5 h。

圖2 機組重啟至模式3c耗時

可以看出，如果機組維持在模式3c，則檢修完成后可以直接上行，因而可以在非計劃停運時減少機組停運時間12.5 h以上。

5 總結

本研究以“華龍一號”首堆為例對一列RSI不可用的后撤狀態進行了優化分析，引入相關假設并以此為基準，研究了不同模式下的風險水平，確定了最優后撤模式3c，且后撤至模式4的風險低于后撤至模式5A的風險；定性、定量分析均支持上述結論。上述優化同時滿足安全裕度、縱深防御等要求。

優化后后撤狀態如表6所示。

表6 優化后的后撤狀態

采用本優化后，機組運行人員可以根據實際情況結合表6選擇后撤狀態；若故障設備對檢修窗口沒有要求并維持在模式3c進行檢修，則可以減少非計劃停運時操作員負擔，在機組發生非計劃停運時，減少機組停堆時間12.5 h以上。

上述分析方法、結論同理適用于漳州、海南34、卡拉奇K-2/K-3等國內、外“華龍一號”機組，并可為其他類型的壓水堆核電機組參考。

［1］ 依巖，等. PSA在核電廠技術規范優化中的應用［J］. 核科學與工程，2015，35（4）：766-773.

［2］ 杜東曉，等. 核電廠風險指引型允許后撤時間（AOT）優化研究［J］. 核科學與工程，2018，38（2）：239-245.

［3］ U.S.NRC. NUREG-1431（Rev.5）Standard Technical Specifications-Westinghouse Plants［R］，2021.

［4］ 國家核安全局. 特定電廠風險指引決策方法：技術規格書：NNSA-0148［R］. 北京：國家核安全局，2012.

［5］ 中國核電工程有限公司. 福建福清核電廠5、6號機組最終安全分析報告第19章［R］. 2019.

［6］ 中國核動力研究設計院. 福建福清核電廠5、6號機組停堆工況事故結果［R］. 2019.

Research on HPR1000 Operation Technical Specification Endstate Optimization Based on Risk Informed Method

DING Xiaochuan1，FENG Churan1，ZHAN Xiaochuan2，YANG Xiaoyan1

（1. China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China；2. Fujian Fuqing Nuclear Power Co.，Ltd.，Fuqing of Fujian Prov. 350318，China）

The optimization of operation technical specifications combined with risk informed methods is a hot research topic at home and abroad. The study of unit endstate is a difficult issue, and has no application at home. The key technologies of HPR1000 endstate optimization is studied by using the risk informed methods, including qualitative and quantitative risk assessment methods under different endstate. The endstate of one RSI train inoperable is analyzed in detail. Research shows that MODE 3c (Biphasic intermediate shutdown, RHR conditions (RHR not connected) is the safest endstate with more usable equipments, less initial events, lower overall risk, and satisfies the requirements of defense in depth, and safety margins. The operator’s burden is reduced after the endstate optimization, and the unit shutdown time is reduced more than 12.5 hours in case of unplanned shutdown due to equipment failure.

Risk informed; Operation technical specification; Endstate

TL382TL421

AA

0258-0918（2023）03-0679-07

2022-11-10

丁小川（1986—），男，安徽宿州人，高級工程師，碩士，現主要從事核電廠運行相關研究