關于EPRI型風險指引管道在役檢查優(yōu)化方法的探討及改進建議

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（環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082）

關于EPRI型風險指引管道在役檢查優(yōu)化方法的探討及改進建議

李虎偉，依巖，黃志超，陳妍，初永越，錢曉明，周林?

（環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082）

當前國內核電廠普遍采用EPRI型方法開展風險指引管道在役檢查優(yōu)化，其需要完成管段失效可能性分析、管段失效后果分析及風險增量計算等工作，對此，本文開展探討研究并論述其中可能存在的問題。此外，通過對風險指引型分級方法理念及WOG風險指引型管道在役檢查優(yōu)化方法的簡要介紹和探討，本文提出不斷提高管段失效可能性計算水平的要求以及結合使用風險減少因子 （Risk Reduction Worth，簡稱RRW）和風險增加因子 （Risk Achievement Worth，簡稱RAW）完成管段失效后果分析的改進建議，以在我國當前技術水平條件下，找出一套能夠恰當評價核電廠風險變化的在役檢查優(yōu)化方法。

在役檢查；風險指引；PSA

在國家核安全局印發(fā) 《概率安全分析技術在核安全領域中的應用》［1］技術政策聲明及召開運行核電廠概率安全分析技術應用研討會［2］等背景下，大亞灣核電廠［3］和田灣核電廠等單位采用EPRI方法大量開展風險指引型管道在役檢查優(yōu)化研究。本文以某核電廠2號機組ASG系統(tǒng)為例，優(yōu)化確定進行體積檢查的焊縫可由優(yōu)化前在役檢查計劃大綱中規(guī)定的15條減少為4條。

分析發(fā)現(xiàn)，雖然已完成優(yōu)化中堆芯損壞頻率（Core Damage Frequency，簡稱CDF）的變化量小于NNSA-0147［4］和NNSA-0153［5］中給出的1×10-6和1×10-7準則要求，但由于采用流動加速腐蝕 （Flow-Accelerated Corrosion，簡稱FAC）作為管道高破裂可能性的界定，以及1×10-4、1×10-5和1×10-6作為管道高、中、低破裂可能性的年平均值包絡值等簡化分析和假設，優(yōu)化結果可能會存在很大的保守性或不確定性。為此，本文分析了EPRI風險指引型管道在役檢查優(yōu)化方法中可能存在的問題和不足，并結合西屋業(yè)主集團 （Westinghouse Owners Group，簡稱WOG）給出的風險指引在役檢查優(yōu)化方法及風險指引型分級方法和理念等提出工作建議。

l 有關EPRI方法的問題分析

結合某核電廠采用EPRI風險指引型管道在役檢查優(yōu)化方法開展的系統(tǒng)在役檢查優(yōu)化分析工作，本節(jié)系統(tǒng)梳理該方法在使用中可能存在的問題。

l.l管道破裂可能性分析

在采用EPRI方法進行分析時，某核電廠2號機組ASG系統(tǒng)管道基于其管道的運行環(huán)境、設計功能和空間布置等信息被分為多個管段。以其中的一個管段為例，通過核實該管段對流動加速腐蝕判斷表 （見表1）中各準則的符合情況，綜合判斷該管段不存在流動加速腐蝕。類似的，通過對其他各降質機理判斷表的核實判斷，可確定該管段上是否存在其他降質機理。進一步，按照表2，管段破裂可能性被分為高、中、低，并對應取1×10-4、1×10-5和1×10-6作為年平均破裂頻率包絡值。

表l 流動加速腐蝕降質機理評估示例Table l Example of evaluating the FAC degradation mechanism

表2 管段破裂可能性評估Table 2 Evaluation of pipe rupture probability

分析上述過程，發(fā)現(xiàn)管段破裂可能性的確定及劃分過程主要依據(jù)定性分析開展，可能存在以下問題：

（1）按照《核電廠汽水管道流動加速腐蝕的影響因素分析及對策》［6］中的研究結果，特定范圍內FAC隨溫度的變化呈現(xiàn)“鐘形”曲線，且單相流體中在130℃ ～150℃有最大腐蝕速率，此外，流體酸堿度及堿化劑等也對流動加速腐蝕有重要影響，但采用EPRI方法對某核電廠2號機組ASG系統(tǒng)的在役檢查進行優(yōu)化時，屬于核電廠汽水管道的ASG系統(tǒng)管道的FAC降質機理判斷卻使用93℃作為分界，同時也沒有對酸堿度及堿化劑的分析；

（2）雖然1×10-4、1×10-5和1×10-6的年平均破裂頻率包絡值是在美國2100堆年的在運商業(yè)輕水反應堆的管道系統(tǒng)運行經驗基礎上分析得到的，但由于運行數(shù)據(jù)經驗的局限性以及不確定性等問題，這樣的判斷可能并不一定是合理的。以存在熱疲勞降質機理的管段破裂頻率為例，如表3［7］WOG開展風險指引型管道在役檢查研究的結果所示，存在熱疲勞降質機理的輔助給水系統(tǒng)管段和主給水系統(tǒng)管段的40年無在役檢查失效泄漏率的上限分別是 6．1×10-4、1．1×10-3及3．5×10-2，那么可以保守推得其年平均破裂頻率應為1．525×10-5、2．75×10-5及8．75×10-4，這要明顯高于表2所建議的熱疲勞管段年平均破裂頻率包絡值1×10-5。因此，EPRI所給管道失效可能性判斷過程也許過分樂觀；

（3）當前采用EPRI方法分析時，認為FAC機理由核電廠專門檢查大綱管理，滿足增補性檢查要求［8］，在評估管段破裂可能性時只考慮FAC以外的其他降質機理，這就在方法上人為的剝離開了管段的FAC機理和其他腐蝕機理，根據(jù)表2所述判斷準則，所分析管段就不可能被判斷為高失效可能性，從而管段的年平均破裂頻率就被限制在了1×10-5以下；而事實上，管段的破裂可能性應綜合考慮可能存在的全部失效機理進行判斷，也就是說，即使存在增補性檢查要求，存在FAC機理的管段也應該取更高的年平均破裂頻率才是合理的。所以，當前采用EPRI方法判斷管段破裂可能性時的簡化分析是不保守的。

表3 40年無在役檢查管段失效可能性估計Table 3 Piping failure probability estimates at 40 years with no inservice inspection

l.2管道失效后果判定

為判定管段失效后果，本文使用管段失效對應的條件堆芯損壞概率（Conditional Core Damage Probability，簡稱CCDP）和條件大量早期釋放概率（Conditional Large Early Release Probability，簡稱CLERP），并按表4所給準則進行判斷。

本文暫不討論后果分類中所使用CCDP和CLERP分類區(qū)間范圍的恰當性，僅討論條件堆芯損壞概率及條件大量早期釋放概率的計算過程。以條件堆芯損壞概率為例，管段破裂導致后果考慮三種情況：（1）導致始發(fā)事件：條件堆芯損壞概率為對應始發(fā)事件導致堆芯損壞頻率與始發(fā)事件發(fā)生頻率的比值；（2）喪失緩解系統(tǒng)：條件堆芯損壞概率=［喪失某個系統(tǒng)導致的堆芯損壞頻率-基準堆芯損壞頻率］×暴露時間，其中，暴露時間有兩種類型，若管道失效可立刻被發(fā)現(xiàn)，暴露時間等同于適用的后撤時間（Allowed Outage Time，簡稱AOT）加上用于檢測失效的時間。如果管道失效沒法檢測到，則設想暴露時間等同于試驗周期或全年（若設備不進行試驗）；（3）始發(fā)事件和喪失緩解系統(tǒng)的組合影響：使用最嚴重的事件類，將PSA模型中對應受影響的始發(fā)事件和緩解系統(tǒng)設置為一定發(fā)生（True）來計算。

表4 后果分類與數(shù)值估計的對應Table 4 Correspondence of consequence to numerical estimation

本文認為，第一和第三種情況下的計算是比較合理的，而第二種情況下的分析則需要具體討論。顧名思義，條件堆芯損壞概率是指在給定條件下的堆芯損壞概率，但計算中引入暴露時間（在該時間內管段破裂可以被隔離）。這是一種類似配置風險增量計算的方法，雖然這樣計算得到的結果與條件堆芯損壞概率一樣是無量綱值，但這與條件堆芯損壞概率本身定義卻并不完全一致。此外，從定量分析的角度看，管段破裂時考慮的暴露時間通常較小，以3天為例，當核電廠堆芯損壞概率小于1×10-5（目前國內核電廠的CDF基本都處于這一水平），那么第二種情況下計算得到的條件堆芯損壞概率就會小于1×10-7，根據(jù)表4所述，管段失效后果可判定為低。從上述已經完成的在役檢查優(yōu)化實際分析結果來看，暴露時間往往會取24h甚至更短時間，因此可以得出的結果是基本上所有僅導致緩解系統(tǒng)喪失的管段破裂后果將會被判定為低，而這樣的結果很明顯是不合適的。對應的，WOG方法相關報告［9］中則指出不考慮暴露時間內的隔離時管段失效后果要更嚴重，也就是說，用一定的暴露時間來計算管段破裂后果可能是不保守的；另外，WOG方法認為假設操縱員至少在一個倒班期間（8h）巡檢一次可能將暴露時間最小化，而這種一個倒班期間巡檢一次的假設又是EPRI方法中計算暴露時間時的通常做法。因此，從WOG方法的角度來看，同樣可以得出，EPRI方法中計算暴露時間并進而計算得到的管段失效后果是偏低的。

l.3風險增量的計算

一條管道焊縫優(yōu)化前后對應的風險增量計算公式為：

其中：

PODej為位置j處現(xiàn)有檢查方法的無損檢測探測效率；

PODrj為位置j處風險指引型檢查的無損檢測探測效率；

F0j為位置j處沒有在役檢查檢查時的管段破裂頻率；

CCDPj為位置j處的管段破裂的條件堆芯損壞概率。

結合前面分析及表1所示內容，優(yōu)化主要集中在中、低破裂可能性的管段上執(zhí)行，且絕大多數(shù)的管段被劃分為中、低風險級別，那么對絕大多數(shù)的管道焊縫而言，沒有在役檢查時的管段破裂頻率小于1×10-5且管段破裂的條件堆芯損壞概率小于1 ×10-7，焊縫優(yōu)化導致的風險增量將小于1×10-12，遠遠小于NNSA-0153中小于1×10-7的要求。

這里也可以看出，正是因為管段失效可能性和后果分析中采用了大量的簡化包絡及定性分析，而在根本上注定了風險增量是小的，不太可能超過相關限值。但是正如業(yè)界共識，風險分析工作中并不是要一味追求小的量化結果，而更重要的是基于正確的分析提出合理的風險見解，這同時也有利于優(yōu)化工作的深入開展。

最后，EPRI方法中將所有優(yōu)化后不再執(zhí)行在役檢查的各焊縫對應的ΔCDF簡單求和得到整個在役檢查優(yōu)化項目導致的總風險增量，而不考慮各焊縫之間共因失效的影響。鑒于各焊縫間可能存在共因失效機理，可以得出的是，不考慮共因失效影響計算得到的總風險增量可能是不保守的，簡單相加計算得到的總風險增量可能是不夠的。

除上述管段失效可能性分析、管段失效后果分析及風險增量計算中可能存在的問題外，EPRI方法的其他方面也可能需要改進，如選取受檢焊縫時，原則按照高風險焊縫選取25%、中風險焊縫選取10%、低風險焊縫不選取執(zhí)行，雖然這在很大程度上是遵守或者參考了ASME XI中關于受檢焊縫的選取原則（見表5）以及ASME規(guī)范委員會等的經驗，但是卻并沒有一個明確的依據(jù)或者標準。

表5 ASME XI中對管道系統(tǒng)的無損檢測要求Table 5 NDE inspection requirement for piping systems in ASME section XI

2 關于EPRI風險指引管道在役檢查優(yōu)化方法的改進探討

考慮到風險指引型管道在役檢查優(yōu)化本身就包含分級的理念，另外與EPRI相對應，WOG也開展了相關研究并試點應用并取得顯著成效，本節(jié)簡要介紹風險指引型分級方法和WOG風險指引型管道在役檢查優(yōu)化方法，并從中得出改進思路。

2.l風險指引型分級方法

2004年，NRC發(fā)布SECY-04-0109，要求增加10CFR50．69“核能反應堆中構筑物、系統(tǒng)和部件的風險指引型分級和處理”，建議用風險指引型方法來確定構筑物、系統(tǒng)和部件的安全分級與特殊處理要求。

對此，美國核能研究院向 NRC提交了“10CFR50．69 SSC分級導則”，給出了一套系統(tǒng)的構筑物、系統(tǒng)和部件風險指引分級流程，其中對在概率安全模型中模化的構筑物、系統(tǒng)和部件給出重要度判斷準則［10］：包括共因事件在內的基本事件總的F-V值大于0．005；基本事件最大風險增加因子大于2；最大共因失效風險增加因子大于20。具體判斷見表6。

基于重要度判斷結果，并結合縱深防御及敏感性分析等其他信息，即可以按一定分級流程，完成對核電廠構筑物、系統(tǒng)、部件的風險指引型分級［11］。

表6 重要度總結示例Table 6 Example of importance summary

2.2 WOG方法簡介

與EPRI方法相比，WOG方法基于失效機理分析，使用專門的計算軟件計算管道失效概率，基于概率安全分析模型，將管段的失效映射為已?；瘶嫾氖?，實現(xiàn)管段失效的完全定量化，并使用風險減少因子作為管段重要度評估的第一層標準，此外還結合風險增加因子以及專家判斷意見等其他因素最終確定管段的重要度。其中，WOG給出風險減少因子判斷準則為：大于1．005判定為高重要度、1．001～1．004判定為需要額外進行專家判斷、小于1．001判定為低重要度。最后，基于統(tǒng)計學模型，從判斷為高安全重要的管段中抽取受檢管段，并且對判斷為高但沒有抽取的管段，WOG方法也給出了額外的規(guī)定。

見表7［12］，使用WOG方法進行核電廠在役檢查優(yōu)化試點的美國Millstone核電廠3號機組取得了顯著效果。

表7 Millstone 3電廠在役檢查優(yōu)化結果Table 7 Result of the ISI optimization in Millstone3 plant

2.3 工作建議

通過對比分析可以發(fā)現(xiàn)，不管是EPRI方法還是WOG方法，它們都是按照相關風險指引型技術導則及要求開展，從確定論和概率論兩方面綜合分析，完成基于管段失效機理分析的管段破裂可能性判斷和基于概率論分析的管段破裂后果分析，并最終綜合各項要素完成管道及焊縫的在役檢查優(yōu)化。本文認為，由于我國缺少管段破裂頻率計算模型、焊縫選取統(tǒng)計學模型等工具，當前選擇半定量化的EPRI方法指導開展風險指引型管道在役檢查優(yōu)化是可行的，但正如上文所述，為更好的保證分析結果的正確性和準確性，建議做如下改進。

2．3．1 加強管段破裂頻率的研究

EPRI基于管道運行經驗分析管段破裂頻率，在判斷降質機理的基礎上將破裂可能性分為高、中、低三類，并包絡取年平均破裂頻率為1×10-4、1×10-5、1×10-6，過程簡單方便；而WOG方法則相對復雜，須綜合考慮失效模式、材料、降級機理、輸入變量及不確定性等因素，并使用蒙特卡羅估算方法，使用專門的結構可靠性及風險評價軟件開展計算，此外，計算得到的管段失效概率還需要具有豐富經驗的專家組討論、與核電廠已有數(shù)據(jù)運行經驗及其他概率型結構機理計算軟件的比較驗證等。

比較而言，WOG所給方法考慮相對全面，能夠較為精確的根據(jù)管段自身的失效機理及材料等因素對應開展分析，但對評價軟件提出了較高要求，限于我國沒有相關結構可靠性及風險評價計算軟件，當前優(yōu)化工作可以參考EPRI方法開展，但應結合我國核電廠實際運行經驗及時反饋調整，以保證數(shù)據(jù)使用以及管段分類的合理性，此外，當前我國針對管段失效頻率已有一定研究，如熱老化對核電廠一回路管道失效概率的影響［13］、蒙特卡羅法管道失效概率研究［14］、管道模糊失效概率研究［15］等，后續(xù)可以在此基礎上不斷完成結構可靠性及風險評價計算軟件的開發(fā)等工作，進一步保證在役檢查優(yōu)化工作中管段破裂頻率值使用的恰當性。。

2．3．2 優(yōu)化破裂后果的計算

EPRI和WOG方法采用相同的方式在概率安全分析模型中模化管段破裂，將管段的破裂失效對應體現(xiàn)為一個基本事件或基本事件組合的失效，不同的是，EPRI方法使用條件堆芯損壞概率表征失效后果，而WOG方法使用風險減少因子表示管道失效對風險的貢獻，用風險增加因子表示管道失效對風險的潛在影響。本文認為，條件堆芯損壞概率表示某個事件發(fā)生情況下堆芯損傷頻率發(fā)生的可能性，更多反應的是一種風險配置的變化，而風險增加因子和風險減少因子則能夠反應某基本事件對堆芯損傷頻率的貢獻程度，這既符合當前概率安全分析中對重要度的定義和使用，也與風險指引型分級理念相一致，因此，本文建議使用風險增加因子和風險減少因子相結合的方式完成管段失效后果分析。此外，WOG方法中風險減少因子的計算不使用總堆芯損傷頻率，而采用所分析系統(tǒng)壓力邊界破裂導致的堆芯損傷頻率，這將更有利于把管段失效的后果敏感的體現(xiàn)出來，能更好地反應出優(yōu)化的效果。

2．3．3 合理開展敏感性與不確定性分析

限于在役檢查優(yōu)化工作的復雜性和現(xiàn)有認知水平的有限性，開展敏感性分析是很有必要的。如WOG方法中要求分別就有操縱員動作（如操縱員手動關閉閥門阻止水從破口流失）和無操縱員動作開展計算，以判斷操縱員動作可能對后果分析的敏感性影響，同時，WOG方法認為計算到的管段失效概率越低不確定性反而可能越大，要求使用恰當?shù)姆秶蜃油瓿傻拿舾行苑治?。同樣，EPRI方法也指出了敏感性分析的重要性，如認為核電廠特有的在役歷史是識別降級機理敏感性的關鍵要素，可以在特定核電廠基礎上進行主要假設的敏感性研究等。事實上，相關導則中明確指出，為了理解用于表征管道失效可能性而采用的特定假設或模型的影響，應進行適當?shù)拿舾行曰虿淮_定性研究。

因此，風險指引型在役檢查優(yōu)化過程中應恰當考慮不確定性影響，包括設計與制造、材料特性和強度、各種降質和老化、穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)荷載、核電廠運行歷史經驗、檢查和維修、數(shù)據(jù)庫的適用性和容量以及分析方法和模型的能力等各個方面，并完成合理的敏感性分析。

3 總結

為促進我國風險指引型管道在役檢查優(yōu)化工作的開展，本文結合某核電廠已完成的工作，分析了EPRI方法中可能存在的問題和不足，同時結合風險指引型分級理念和WOG方法提出相關改進建議和工作思路：

（1）應結合核電廠實際運行經驗及相關研究成果，加強管段破裂頻率的研究，并且在后續(xù)條件成熟時開發(fā)結構可靠性及風險評價計算軟件專門用來計算管段破裂頻率；

（2）應基于合適的風險基準模型，結合使用風險增加因子和風險減少因子開展管段失效后果分析，保證管段失效后果分析的恰當性；

（3）應綜合考慮實施管道在役檢查優(yōu)化過程中涉及的各個要素，合理開展敏感性和不確定性分析。

總的說來，本文的觀點是，風險指引型優(yōu)化不是數(shù)字游戲，目的絕不是單純的減少執(zhí)行在役檢查管道及焊縫的數(shù)量，而是要通過合理的分析，不斷把有限的工作資源更加集中到對風險有重要貢獻的那部分管道上去，并在可接受的風險準則范圍內，盡可能減少人員受輻照劑量，實現(xiàn)收益代價比最大化。

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

［2］國家核安全局．運行核電廠概率安全分析（PSA）技術應用研討會會議紀要［C］．秦山地區(qū)：國家核安全局，2012．

［3］郗海英，王琪，范巖成．核電廠風險指引型管道在役檢查應用研究［J］．核科學與工程，2012，32（增刊1）：83．

［4］國家核安全局．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，NNSA-0147［R］．北京．國家核安全局，2011．

［5］國家核安全局．特定電廠風險指決策方法：管道在役檢查，NNSA-0153［R］．北京．國家核安全局，2012．

［6］張桂英，顧宇，邵杰．核電站汽水管道流動加速腐蝕的影響因素分析及對策 ［J］．動力工程學報，2012，32（2）：170．

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［8］Electric Power Research Institute，Inc．Revised risk-informed inservice inspection evaluation procedure，TR-112657 Rev．B -A［R］．EPRI，1999．

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［13］李樹肖，李時磊，王西濤，等．熱老化對核電廠一回路管道失效概率的影響 ［J］．核動力工程，2013，34（6）：138．

［14］王僑，謝禹鈞，龔雪．基于蒙特卡羅法管道失效概率的計算 ［J］．遼寧石油化工大學學報，2012，32（2）：57．

［15］周劍秋，程凌．在役核壓力管道模糊失效概率的計算方法［J］．核動力工程，2006，27（3）：47．

Discussion and Improving Suggestion on EPRI Risk-Informed Piping Inservice Inspection Optimization Method

LI Huwei，YI Yan，HUANG Zhichao，CHEN Yan，CHU Yongyue，QIAN Xiaoming，ZHOU Lin?
（Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China）

EPRI Optimization Method is widely chosen to perform the risk-informed inservice inspection on piping of nuclear power plants in China，and the main evaluation procedures such as analysis on the pipeline failure probability and consequence and on risk increment calculation need to be performed．The paper aims at discussing these main evaluation procedures and finding out the possible problems．Further，by briefly introducing and discussing about the risk-informed classification method and WOG risk-informed piping inservice inspection optimization method，the paper proposes the requirement to improve the pipe failure probability calculation，and gives the advice to perform piping failure consequence analysis combining with using RRW and RAW，in order to find out an inservice inspection optimization method that can evaluate the risk changment of nuclear power plant appropriately at the current technology level in China．

inservice inspection；risk-informed；PSA

TL413．1

：A

：1672-5360（2016）04-0069-06

2016-08-02

2016-09-10

國家科技重大專項，項目編號2013ZX06002001-08

李虎偉 （1986—），男，漢，山西原平人，碩士，工程師，現(xiàn)主要從事核電廠PSA審評工作

?通訊作者：周 林，E-mail：zhoulin＠chinansc．cn