基于概率安全評價的CPR1000核電廠臺風情況下運行控制策略研究

馮丙辰，王晗丁，楊志超，沈榮發(fā)

基于概率安全評價的CPR1000核電廠臺風情況下運行控制策略研究

馮丙辰，王晗丁，楊志超，沈榮發(fā)

（蘇州熱工研究院有限公司，廣東 深圳 518000）

臺風是核電廠面臨的主要外部災(zāi)害之一，威脅機組的安全穩(wěn)定運行。當前國內(nèi)核電廠普遍缺乏臺風情況下以保障核安全為目標的機組控制手段，僅依靠運行經(jīng)驗和電網(wǎng)要求開展決策，未針對臺風的影響開展詳細的分析和論證。為解決該問題，本文采用概率安全評價方法，以CPR1000機組為分析對象，對核電廠臺風情況下的運行控制策略進行分析和論證。針對臺風導(dǎo)致的核電廠事故，定量評價不同機組運行模式下的風險水平。結(jié)果表明，具備RRA運行條件的NS/SG模式是風險最低的機組后撤狀態(tài)。在此基礎(chǔ)上，結(jié)合核電廠實際的運行特點，提出建議的機組運行控制行動。本文的分析可為核電廠臺風情況下機組控制策略的制定提供理論依據(jù)和技術(shù)參考。

臺風；概率安全評價（PSA）；運行控制；核電廠

我國地處亞洲大陸東南部、太平洋西岸，是世界上受臺風影響最嚴重的國家[1]。東南沿海是我國受臺風影響的主要地區(qū)，國內(nèi)核電廠大多位于該區(qū)域。因此，如何有效應(yīng)對臺風災(zāi)害是我國核電廠必須面對和解決的問題。應(yīng)對臺風不僅要從核電廠的設(shè)計、建造入手，還要在運行階段建立科學合理的運行策略，確保臺風情況下通過提前降功率、停機停堆等操作降低機組風險，保障核安全。

美國和中國臺灣地區(qū)等同樣受颶風或臺風（以下統(tǒng)稱“臺風”）影響嚴重的國家和地區(qū)已建立了完善的機組控制行動，提高了臺風情況下機組的安全水平。1987年，美國核管理與資源理事會（NUMARC）為滿足美國核管理委員會（NRC）關(guān)于核電廠全廠斷電（SBO）方面的法規(guī)要求，成立工作組并編制了導(dǎo)則文件NUMARC 87-00[2,3]。NUMARC 87-00中提出了臺風情況下核電廠機組提前降功率或停機停堆的應(yīng)對措施，并指出：如果核電廠在預(yù)期臺風到達前處于安全停堆狀態(tài)，則SBO進而導(dǎo)致堆芯損傷的風險會大幅降低。因為在臺風導(dǎo)致的事故發(fā)生前，大部分堆芯余熱可通過主給水系統(tǒng)等非應(yīng)急手段導(dǎo)出，則應(yīng)對SBO的相關(guān)應(yīng)急資源得以保留，提高了事故的應(yīng)對能力。臺灣地區(qū)核電廠根據(jù)臺風的等級和機組安全系統(tǒng)配置情況，同樣建立了臺風情況下機組控制行動方案，有效的保證了機組核安全。

目前，國內(nèi)核電廠普遍缺乏以保障核安全為目的的機組控制手段，臺風情況下機組控制以電網(wǎng)要求和參考運行經(jīng)驗為主，未針對臺風情況下機組如何控制開展詳細的分析和論證。本文采用概率安全評價（PSA）方法，以CPR1000機組為分析對象，通過定量分析和論證，為建立核電廠臺風情況下的機組控制策略提供理論依據(jù)和技術(shù)參考。

1 機組后撤狀態(tài)

國外實踐經(jīng)驗表明，臺風情況下，通過提前將機組后撤至合適的運行模式，可提高機組的事故應(yīng)對能力。為確定合適的機組后撤狀態(tài)，首先需明確有哪些可選的機組運行模式，進而評估不同運行模式在臺風下的風險水平。

根據(jù)運行技術(shù)規(guī)范，CPR1000機組可分為反應(yīng)堆功率運行（RP）、蒸發(fā)器冷卻正常停堆（NS/SG）、RRA冷卻正常停堆（NS/RRA）、維修停堆（MCS）、換料停堆（RCS）、反應(yīng)堆完全卸料（RCD）共6個運行模式。上述運行模式又可細分為熱停堆、具備RRA運行條件的NS/SG模式等14個運行標準工況。

PSA中通過電廠運行狀態(tài)（POS）描述機組不同的運行模式或運行標準工況[4]。POS是一種標準的電廠組態(tài)，其運行參數(shù)相對恒定（建模時看作是恒定的），并且在影響風險的方式上與其他組態(tài)有所不同。

表1按照機組上行和下行過程，給出了CRP1000機組PSA分析中典型的POS劃分結(jié)果。其中，對于RCS模式，當反應(yīng)堆水池滿水時，堆芯損傷的風險很小，可不考慮。RCD模式堆芯無燃料，同樣不考慮堆芯損傷風險。

表1 CPR1000機組典型POS劃分結(jié)果

續(xù)表

POS說明起始點結(jié)束點 POSDNS/RRARRA 接入進入MCS 離開MCSRRA隔離 POSE人孔關(guān)閉的MCS進入MCS人孔打開 人孔關(guān)閉離開MCS POSF人孔打開的MCS人孔打開反應(yīng)堆水池 滿水 一回路開始 排水人孔關(guān)閉

為確定核電廠臺風情況下的機組控制策略，原則上應(yīng)盡可能對所有的潛在機組后撤狀態(tài)開展分析，但也需考慮實際執(zhí)行過程中各機組運行模式的必要性。本次分析中，考慮的機組運行模式包括RP、NS/SG、NS/RRA和MCS，對應(yīng)PSA中的POSA、POSB、POSC、POSD、POSE、POSF。同時，按照是否具備RRA運行條件將POSC細分為POSC1（雙相中間停堆工況蒸發(fā)器冷卻工況）和POSC2（雙相中間停堆工況RRA運行條件）。

通過定量評估各機組后撤狀態(tài)下臺風導(dǎo)致的事故風險水平，可直觀對比不同后撤狀態(tài)的適用性。

2 臺風影響分析

核電廠安全分析和運行經(jīng)驗表明，喪失廠外電（LOOP）和喪失最終熱阱（LUHS）是臺風可能導(dǎo)致的核電廠典型事故情景[5]。

LOOP是臺風情況下核電廠主要的事故情景，國內(nèi)外核電廠已發(fā)生多起相關(guān)事故[6]。由于核電廠露天電氣設(shè)備和輸電線路的抗風能力有限，極端臺風情況下可能導(dǎo)致廠外電源或相關(guān)設(shè)備失效，造成LOOP。發(fā)生LOOP時，重點是保證應(yīng)急柴油發(fā)電機的可用性。一旦應(yīng)急柴油發(fā)電機功能喪失，將發(fā)生SBO事故。在這種情況下，需利用輔助給水系統(tǒng)（ASG）汽動泵向蒸汽發(fā)生器供水以維持堆芯冷卻，水壓試驗泵發(fā)電機組（LLS）驅(qū)動水壓試驗泵為主泵提供軸封注入水，并向機組提供控制電源[7-10]。

LUHS也是臺風可能導(dǎo)致的核電廠典型事故工況之一。極端臺風可能導(dǎo)致泵房損壞，或引起雜物聚集堵塞取水口，這些均可能造成LUHS事故。在LUHS情況下，操縱員需按照規(guī)程執(zhí)行反冷操作，用換料水箱中的水，通過噴淋熱交換器，反向冷卻設(shè)備冷卻水系統(tǒng)（RRI）。若反冷失敗，需執(zhí)行保護上充泵等措施，保證主泵軸封水注入[11]。同時二次側(cè)通過輔助給水系統(tǒng)向蒸汽發(fā)生器供水以維持堆芯冷卻。

通過上述分析可知，對于喪失電源或冷源的事故，需重點保障堆芯余熱排出功能，同時避免發(fā)生軸封破口。另外，由于臺風的影響特點，同一廠址所有核電機組均可能面臨相同的事故工況。這就導(dǎo)致事故緩解過程中需要相鄰機組支持的安全功能和雙機組共用的安全功能無法有效執(zhí)行。

3 定量風險評價

3.1 分析案例

以某CPR1000機組內(nèi)部事件一級PSA模型為基礎(chǔ)，根據(jù)臺風對核電廠始發(fā)事件、緩解功能的影響對PSA模型進行修改，定量計算不同POS下臺風導(dǎo)致典型事故的風險水平，以評估不同機組后撤狀態(tài)的適用性。為方便不同POS風險的對比，以事故的條件堆芯損傷概率（CCDP）作為定量風險評價指標[12]。CCDP是始發(fā)事件發(fā)生的情況下導(dǎo)致堆芯損傷的可能性，可代表事故情況下的相對風險水平。

考慮的始發(fā)事件包括LOOP、SBO和LUHS，考慮的機組后撤狀態(tài)包括：

（1）功率運行模式（POSA）；

（2）熱停堆模式（POSB）；

（3）雙相中間停堆工況蒸發(fā)器冷卻工況的NS/SG模式（POSC1）；

（4）雙相中間停堆工況RRA運行條件的NS/SG模式（POSC2）；

（5）NS/RRA模式（POSD）；

（6）人孔關(guān)閉的維修冷停堆模式（POSE）；

（7）人孔打開的維修冷停堆模式（POSF）。

3.2 計算結(jié)果

（1）不同事故各POS下的風險結(jié)果

表 2 給出了臺風導(dǎo)致 LOOP、SBO 和LUHS事故情況下各POS風險水平的定量計算結(jié)果。由于臺風的影響，分析中不考慮電源恢復(fù)、相鄰機組供電或第五臺應(yīng)急柴油發(fā)電機組的作用。

表2 臺風導(dǎo)致LOOP、SBO和LUHS事故各POS風險結(jié)果

（2）考慮事故發(fā)生概率時各POS下的風險結(jié)果

由于不同設(shè)備抗風能力有區(qū)別，實際情況下，臺風導(dǎo)致不同始發(fā)事件的發(fā)生概率有所不同[13]。為得到臺風情況下各POS的總體風險水平，需考慮各始發(fā)事件在臺風情況下的條件發(fā)生概率。

根據(jù)強風易損度模型，對于給定的失效模式，核電廠構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件（SSC）在風速下的條件失效概率表示為：

式中：m——抗風能力中值；

R和U——隨機和不確定性的對數(shù)標準差；

——條件失效概率的主觀置信度；

-1[·]——標準正態(tài)累積分布函數(shù)的反函數(shù)。

根據(jù)某CPR1000機組強風易損度分析結(jié)果，本次分析中采用的易損度參數(shù)如表3所示。

表3 LOOP、SBO和LUHS始發(fā)事件的強風易損度參數(shù)

根據(jù)各始發(fā)事件的強風易損度，本次分析中LOOP、SBO和LUHS在不同等級臺風下的條件發(fā)生概率如表4所示。考慮始發(fā)事件的發(fā)生概率，對LOOP、SBO和LUHS在不同POS下的CCDP進行加權(quán)求和，可得各POS下臺風導(dǎo)致的機組總風險，如表5所示。

表4 LOOP、SBO和LUHS在不同等級臺風下的條件發(fā)生概率

表5 考慮始發(fā)事件發(fā)生概率的各POS機組風險結(jié)果

圖1以16級臺風為例，給出了各POS下機組總體風險水平的直觀對比。

圖1 各POS下機組總體風險水平（16級臺風）①

注：①為方便對比，POSF結(jié)果未完整展示

3.3 結(jié)果分析

從LOOP、SBO和LUHS事故的風險分析結(jié)果以及考慮始發(fā)事件發(fā)生概率的機組總體風險分析結(jié)果看，臺風情況下機組風險最低的運行模式均為POSC2，其次為POSD和POSE，再次為POSC1和POSB，POSF的風險最高。由事故影響分析可知，喪失電源和冷源事故情況下，軸封破口是主要的風險之一。當機組處于RRA連接或可連接狀態(tài)時，一回路溫度、壓力足夠低，即使喪失軸封水也不會發(fā)生軸封破口[7]。因此，POSC2、POSD和POSE下機組風險水平較低。對于POSF，此時處于一回路大開口狀態(tài)，無法通過蒸汽發(fā)生器帶熱，主要依靠補水手段緩解事故，而在電源、冷源喪失情況下，缺乏有效的補水手段，因此風險水平較高。

從降低事故風險、保障核安全的角度分析，POSC2，即雙相中間停堆工況RRA運行條件的NS/SG模式，是CPR1000機組臺風情況下首選的機組后撤狀態(tài)。

4 臺風情況下的機組控制策略討論

臺風情況下機組控制行動不僅要考慮適用的機組后撤狀態(tài)，還要考慮在什么條件下開始后撤、提前多久后撤。機組控制行動執(zhí)行條件需根據(jù)具體的廠址設(shè)計特征確定。CPR1000核電廠輸電線路設(shè)計抗風能力通常在13～15級，超過設(shè)計抗風能力的臺風導(dǎo)致LOOP的風險會明顯增加，有必要通過機組控制行動降低事故風險。機組控制行動執(zhí)行時間需考慮一定的安全裕量，可參考美國核電廠提前 2 h 使機組處于安全停堆狀態(tài)。

此外，機組控制行動還需考慮機組所處的實際狀態(tài)。通常，執(zhí)行后撤行動時機組處于功率運行模式。但若機組已處于停堆狀態(tài)，且風險水平與目標后撤狀態(tài)差別不大，考慮到機組狀態(tài)轉(zhuǎn)換所需的時間和人員操作，維持當前運行模式可能是更好的選擇。若機組已有上行或下行計劃，且可在臺風達到前 2 h 內(nèi)完成，在不增加機組風險的前提下，可按計劃或提前完成機組狀態(tài)轉(zhuǎn)換。

假設(shè)某CPR1000機組設(shè)計抗風能力為15級，則建議的機組控制行動如表6所示。

表6 CPR1000機組臺風情況下機組控制行動建議

由于臺風對同一廠址多臺機組均產(chǎn)生影響，實際機組控制策略的確定需考慮多機組的需求。CPR1000核電廠為雙機組配置，存在機組共用設(shè)施。包括ASG補水、LLS軸封注入等共用功能均無法同時滿足雙機組需求。因此，無法實現(xiàn)雙機組同時后撤或雙機組均維持在NS/SG模式。對于雙機組核電廠，其中一臺機組需后撤至NS/RRA模式，而非具備RRA運行條件的NS/SG模式。此時，另一臺機組可通過LLS提供軸封水，發(fā)生軸封破口的風險會大大降低，可適當放寬機組控制要求，維持在NS/SG模式。

5 結(jié)論

通過定量評估不同機組后撤狀態(tài)的風險，確定了CPR1000機組臺風情況下最優(yōu)的機組后撤狀態(tài)。在此基礎(chǔ)上，針對不同情況下機組控制策略的確定進行了討論，給出了CPR1000核電廠臺風情況下的機組控制行動建議。本文的分析可為核電廠臺風情況下機組控制策略的制定提供理論依據(jù)和技術(shù)參考，實際的機組控制行動還需結(jié)合具體核電廠的設(shè)計信息和運行特點確定。

［1］ 端義宏，陳聯(lián)壽，許映龍，等. 我國臺風監(jiān)測預(yù)報預(yù)警體系的現(xiàn)狀及建議［J］. 中國工程科學，2012，14（9）：4-9.

［2］ U.S. Nuclear Management and Resources Council，Inc. Guidelines and Technical Bases for NUMARC Initiatives Addressing Station Blackout at Light Water Reactors［R］. Washington：NUMARC，1991.

［3］ U.S. Nuclear Regulatory Commission. Regulatory Guide 1.155：Station Blackout［R］. Washington D. C.：NRC，1988.

［4］ 國家能源局. 應(yīng)用于核電廠的概率安全評價第2部分：低功率和停堆工況內(nèi)部事件一級PSA：NB/T 20037.2—2012［S］. 北京：國家能源局，2012.

［5］ World Association of Nuclear Operators. WANO Significant Operating Experience Report SOER 2002-1：Severe Weather［R］. WANO，2002.

［6］ 焦峰，侯秦脈，車樹偉. 核電廠喪失廠外電的經(jīng)驗反饋［J］. 中國核電，2013，6（2）：186-189.

［7］ 李龍，吳震華，許俊俊. CPR1000機組全廠斷電事故后備模式研究［J］. 核科學與工程，2021，41（2）：329-333.

［8］ 張博平，初永越，張適，等. M310機組應(yīng)對全廠斷電事故的優(yōu)化研究［J］. 核科學與工程，2019，39（5）：796-803.

［9］ 王照，楊建峰，馮丙辰. 基于蒙特卡羅方法事故進程分析的CPR1000全廠斷電事故PSA［J］. 原子能科學技術(shù)，2020，54（11）：2098-2106.

［10］ 張龍飛，張大發(fā)，徐金良. 壓水堆核電廠全廠斷電事故及其緩解措施［J］. 原子能科學技術(shù)，2008，42（11）：1028-1032.

［11］ 裴亮，周勝文. 核電廠全部喪失熱阱事故風險分析及其緩解措施研究［J］. 核動力工程，2018，39（6）：74-78.

［12］ 國家能源局. 應(yīng)用于核電廠的一級概率安全評價第1部分：總體要求：NB/T 20037.1—2017［S］. 北京：國家能源局，2017.

［13］ 范存新，葛義嬌，謝麗宇. 基于概率可靠度的輸電塔風災(zāi)易損性分析［J］. 工業(yè)建筑，2015，45（7）：84-94.

Study on the Operation Control Strategy of CPR1000 Nuclear Power Plant under Typhoon Condition Based on Probabilistic Safety Assessment

FENG Bingchen，WANG Handing，YANG Zhichao, SHEN Rongfa

（Suzhou Nuclear Power Research Institute, Shenzhen of Guangdong Prov. 518000, China）

Typhoon is one of the main external disasters of nuclear power plant, which is a risk to nuclear safety and plant operation. At present, nuclear power plant lacks the operation control strategy to ensure nuclear safety under typhoon condition, and only rely on operation experience and power grid requirements to make decisions. In order to solve this problem, taking CPR1000 as an example, a study on the operation control strategy of nuclear power plant under typhoon condition using the probabilistic safety assessment method is carried out in this paper. The risk of different operation modes is quantitatively analyzed for accidents caused by typhoon. The results show that the risk of the NS/SG mode with the RRA connection condition is the lowest. According to the operation characteristics of nuclear power plant, an operation control strategy is recommended. The analysis in this paper can provide theoretical basis and technical reference for the operation control strategy of nuclear power plant under typhoon condition.

Typhoon; Probabilistic safety assessment (PSA); Operation control; Nuclear power plant

TL364

A

0258-0918（2023）03-0699-06

2022-07-13

馮丙辰（1988—），男，河北趙縣人，高級工程師，碩士，現(xiàn)主要從事核電廠概率安全評價相關(guān)研究