多機組核電廠總體風險的一級PSA方法研究

何 劼，劉 濤，張忞雋，童節(jié)娟

(1.上海核工程研究設計院，上海 200233；2.清華大學 核能與新能源技術(shù)研究院，北京 100084；3.中科華核電技術(shù)研究院 上海分院，上海 200030)

隨著世界核電的發(fā)展，很多廠址建有兩個或兩個以上的反應堆機組，單機組核電廠更加少見。根據(jù)我國《核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定》[1]中定義，多機組(多堆)廠址是指一個廠址建有兩個以上反應堆且各反應堆之間距離小于5 km的核動力廠廠址。日本福島核事故后，如何評估多機組電廠的總體風險以及機組之間的相關(guān)性等熱點問題成為核電廠概率安全評價(PSA)的新課題。目前國內(nèi)外尚無評價多機組電廠總體風險詳細的技術(shù)標準或?qū)t。

美國核管會(NRC)提出了核電廠的安全目標[2]：1) 對于在核電廠廠區(qū)邊界上的個體，其急性死亡的風險應小于其他原因引起的風險總和的0.1%；2) 對于在核電廠周邊的公眾，其癌癥死亡的風險應小于其他原因引起的風險總和的0.1%。對于多機組廠址，應確保整個廠址的總體風險能滿足上述安全目標，因從公眾安全的角度講，周邊的公眾是暴露在整個廠址所有機組帶來的風險中，而不僅是其中某臺機組。因此，需定量評價多機組電廠的總體風險。

一級PSA是二、三級PSA的基礎(chǔ)，如何建立多機組核電廠的一級PSA模型是評價核電廠是否滿足安全目標的第1步工作。本文嘗試對單機組一級PSA方法進行拓展，用以評價多機組電廠的一級PSA總體風險。

1 方法介紹

與單機組PSA方法類似，多機組電廠的PSA分析過程也包含內(nèi)部事件、內(nèi)部災害和外部災害情景下的分析。與單機組PSA模型不同之處在于多機組電廠的PSA模型須考慮機組間的相關(guān)性。機組間的相關(guān)性主要包括：1) 多個機組共用設施；2) 機組間設備的共因失效；3) 多個機組的地域相關(guān)性[3]。在多機組電廠PSA模型中這3個方面均應體現(xiàn)。

1.1 基準模型的建立

研究多機組電廠的總體風險首先要建立包含多個機組的內(nèi)部事件基準模型(下稱基準模型)?；鶞誓Ｐ褪侵竷H考慮內(nèi)部事件情況下的模型(不包括內(nèi)部水淹和內(nèi)部火災)，它是分析各種事故情景的基礎(chǔ)。內(nèi)部災害和外部災害的分析將以基準模型為藍本，根據(jù)不同災害情景特點進行修改，開展災害情況下的PSA分析。針對反應堆的不同工況，基準模型可分為功率運行模型和低功率停堆模型，建模過程均需注意以下幾個方面。

1) 在始發(fā)事件(IE)分析中，仍可采用傳統(tǒng)的始發(fā)事件識別方法，將識別出的始發(fā)事件清單分為：(1) 會同時影響多個機組的始發(fā)事件；(2) 在一定條件下會影響多個機組的始發(fā)事件；(3) 只影響單個機組的始發(fā)事件(表1)。除共用系統(tǒng)、設備外，可能同時影響廠址上多個反應堆的始發(fā)事件還包括外部水淹、地震、海嘯等外部災害，但外部災害導致每個核設施的事故序列一般有差異。

表1 多機組廠址的始發(fā)事件類別示例

2) 針對多機組PSA的事故序列分析仍可采用事件樹方法。事故序列分析的目的是建立整個核電廠的事件序列，既要考慮影響單個機組又要考慮影響多個機組的事件序列，從而得到堆芯損傷狀態(tài)的評價結(jié)果[4]。

3) 應在同一PSA模型中為每個機組均建立各自的基本事件、可靠性參數(shù)、共因事件組、故障樹以及各種后處理規(guī)則，建模過程與單機組的PSA建模一致，可參考有關(guān)標準或?qū)t[5-6]。

4) 根據(jù)電廠設計，了解各機組共用的設施，對于共用設施失效可建立共用的基本事件和故障樹以供每個機組調(diào)用。對于多機組共用的設備應注意其可靠性參數(shù)與一般的單機組設備是否存在差異，確保PSA模型的輸入數(shù)據(jù)與真實情況盡可能接近。如果機組之間存在不利作用，可在模型中適當增加相應設備的失效概率。

5) 不同機組上如果有相同生產(chǎn)廠商、相同設計、相似運行工況的同類部件，應考慮這些部件是否存在機組間共因失效。

6) 如果兩臺機組共用同一組現(xiàn)場操縱員，在人員可靠性分析時應考慮在事故情景下人手是否夠用以及同一組操縱員的人員失誤。

7) 在事故情景下如果機組之間具有相互緩解的功能，在模型中也應?；?。例如在喪失廠外電的情況下機組之間可互相供電，在PSA模型中也應予以考慮。

1.2 內(nèi)部災害PSA

每臺機組自身的內(nèi)部災害分析與單機組內(nèi)部災害分析過程相同；而分析機組之間的相互影響時要考慮1臺機組發(fā)生的水淹或火災事故是否會漫延到其他機組的設備上繼而引發(fā)事故。尤其對于布置在同一廠房內(nèi)不同機組的設備，在計算水淹或起火頻率時應考慮它們之間的相互影響。

1.3 外部災害PSA

常見的外部災害有外部水淹、外部火災、地震、強風以及交通運輸事故等。通過計算災害情況下的條件堆芯損傷概率(CCDP)來分析災害事件給電廠帶來的風險。

由于存在地域相關(guān)性，當外部災害發(fā)生時，往往廠區(qū)內(nèi)的所有機組均同時受到影響，有關(guān)的始發(fā)事件頻率、設備失效概率均應在PSA模型中進行適當調(diào)整。如果1臺機組的設施有可能產(chǎn)生飛射物或坍塌影響到其他機組的設施，在PSA模型中可適當增大那些可能受損設備的失效概率，甚至設定為不可用。

1.4 模型的定量化

對于單機組PSA模型，一級PSA通常關(guān)注堆芯損傷頻率(CDF)的定量化結(jié)果。對于多機組電廠的模型可定義3類堆芯損傷(CD)定量化結(jié)果。

1) 在不考慮受其他機組影響的情況下，每個機組單獨的CDF(記為CDFi，其中i表示第i臺機組，i=1，2，3，…)。

2) 廠址堆芯損傷頻率，至少1臺機組發(fā)生堆芯損傷的頻率(記為CDFu)。

3) 所有機組均發(fā)生堆芯損傷的頻率(記為CDFc)。

上述3類定量化結(jié)果能體現(xiàn)多機組電廠在不同方面的風險。CDFi體現(xiàn)了單個機組的風險；CDFu體現(xiàn)了整個電廠的總體風險，對于公眾，不管哪個機組發(fā)生了放射性釋放事故，均將受到放射性物質(zhì)的威脅；CDFc體現(xiàn)了所有機組均遭受嚴重事故的風險，例如在外部災害情景下多個機組均發(fā)生CD的風險。

多機組電廠的CDFi、CDFu和CDFc往往具有以下關(guān)系：

這是由于機組間的相關(guān)性所致，例如共用設施失效的割集在CDF結(jié)果中被合并。以雙機組電廠為例，CDF1、CDF2、CDFu和CDFc的邏輯關(guān)系如圖1所示。CDFu包含了CDF1、CDF2和CDFc，同時CDFc是CDF1和CDF2的重疊部分。表2中數(shù)據(jù)來自文獻[3]，是美國Seabrook核電廠總體PSA結(jié)果，包含兩臺機組的PSA模型?？煽闯?，其CDFu為4.3×10-4/(廠址·年)，小于兩倍的CDF1值4.6×10-4/(堆·年)。

A——1號機組發(fā)生CD；B——2號機組發(fā)生CD；C——兩臺機組均發(fā)生CD；D——至少1臺機組發(fā)生CD

表2 雙機組核電廠一級PSA結(jié)果

CDFc在CDFu中占據(jù)的份額體現(xiàn)了機組之間相關(guān)性的重要程度。以雙機組電廠為例，若兩臺機組互不相關(guān)，則CDFc與CDFu的比值CDFc/CDFu接近于0，反之則接近于1。當PSA模型中無補事件或補事件取值為1時，共用設備的失效概率越大，則CDFc/CDFu的值越大。下面給出數(shù)學證明。

假設兩臺機組的CDF的最小割集如表3所列，其中C代表兩個機組共用設備失效的1個基本事件，A1和B1代表1號機組獨立設備失效的所有基本事件，A2和B2代表2號機組獨立設備失效的所有基本事件。1號機組的所有割集用CB1和A1表示，2號機組的所有割集用CB2和A2表示，則CDFc和CDFu的最小割集如表4所列。

表3 雙機組核電廠每臺機組CDF的最小割集示例

表4 雙機組核電廠CDFc和CDFu的最小割集示例

用P(·)表示基本事件或割集的概率。假定基本事件之間相互獨立，取1階近似，用稀有事件近似法定量計算CDF(即最小割集的概率累加)，可得：

稍作變形得：

(1)

∴ 共用設備C的失效概率越大，則CDFc/CDFu值越大。

對于多個共用設備，也可得到上述結(jié)論，證明從略。

此外，共用設備C的Fussel-Vesely(FV)重要度越大，則CDFc/CDFu值越大。數(shù)學證明如下。

假設在CDFu中基本事件C的FV重要度為FVc，可得：

(2)

于是，根據(jù)式(1)可得：

(1-FVc)

(3)

不同的災害情景下CDFc與CDFu的比值可能不同，這體現(xiàn)了機組間的相關(guān)性在不同的災害情景中對堆芯損傷事故的重要程度不同。極端的外部災害可能造成兩機組大量的設備共因失效，如果這些設備對CDF的貢獻很大，那么CDFc與CDFu的值將會十分接近，此時多個機組更易共同發(fā)生堆芯損傷事故。因此，CDFc與CDFu的比值CDFc/CDFu在定量分析各種工況和災害情景下機組之間的相關(guān)性時具有重要意義。

在計算CDFu和CDFc時，不同機組如果存在相同的割集應將這些割集合并。不難發(fā)現(xiàn)，在其他條件不變的情況下，兩個機組的相關(guān)性越高，則CDFc越大。特別地，如果兩個機組有部分割集相同，機組的相關(guān)性越高，則CDFc越大并且CDFu越小，此時CDFc更接近于CDFu。另外，如果需研究具體某個基本事件對最終結(jié)果的影響，可針對以上3類CDF開展重要度和敏感性分析。

2 小結(jié)

本文提出的多機組電廠風險評價方法沿用了傳統(tǒng)PSA的方法，討論了機組之間的相關(guān)性，并提出了廠址CDF等適用于多機組廠址風險評價的概念。在本方法的基礎(chǔ)上可進一步拓展多機組電廠的二、三級PSA方法，需結(jié)合多機組間相關(guān)性對安全殼有效性，放射性核素向周邊環(huán)境的釋放、遷移及其對公眾的健康效應等要素進行分析，評價電廠是否滿足安全目標。

隨著機組數(shù)量的增加，機組之間的相關(guān)性愈加復雜，模型的不確定性也會隨之增大。此時，可根據(jù)實際工程特點進行篩選，選取機組之間比較主要的相關(guān)性因素納入到PSA分析中。當然，配套的法規(guī)和標準也應建立。

參考文獻：

[1] 中華人民共和國環(huán)境保護部. GB 6249—2011 核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定[S]. 北京：中華人民共和國環(huán)境保護部，2011.

[2] NRC. Safety goals for the operations of nuclear power plants, 51FR30028[R]. US: NRC, 1986.

[3] KARL N F. On the issue of integrated risk: A PRA practitioners perspective[R/OL]. (2011-11-10). http:∥www.nrc.gov.

[4] 劉濤，童節(jié)娟，趙軍. 一址多堆核電廠的概率安全分析討論[C]∥2012核能概率安全分析(PSA)研討會會議文集. 上海:中國核能行業(yè)協(xié)會，2012.

[5] ASME. ASME/ANS RA-Sa—2009 Standard for level 1: Large early release frequency probabilistic risk assessment for nuclear power plant applications[S]. US: ASME, 2009.

[6] NRC. An approach for determining the technical adequacy of probabilistic risk assessment results for risk-informed activities, RG 1.200[R]. US: NRC, 2009.