PSA風(fēng)險分析方法在核電廠中的應(yīng)用

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

PSA風(fēng)險分析方法在核電廠中的應(yīng)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(nóng)林大學(xué),福州 350002）

應(yīng)急母線段下電動機是核電廠安全相關(guān)重要設(shè)備，通過修改電機熱保護定值，可充分發(fā)揮安全系統(tǒng)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(dǎo)致安全系統(tǒng)功能完全喪失。本文采用PSA風(fēng)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(jié)果，為核電廠相關(guān)工作提供一定的指導(dǎo)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(guān)系統(tǒng)中的重要核心設(shè)備，其安全可靠運行有利于確保核安全相關(guān)系統(tǒng)功能的有效性，設(shè)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(fù)啟動導(dǎo)致繞組過熱損壞。但在應(yīng)急情況下，核安全相關(guān)電動機可能因過熱閉鎖，不利于核安全的應(yīng)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(guān)系統(tǒng)電機熱容量定值對核電廠風(fēng)險的影響。

2 電機安全性和核安全系統(tǒng)可靠性關(guān)系

核電廠應(yīng)急母線段下核安全相關(guān)系統(tǒng)的6.6kV中壓電動機為三相異步電動機，當(dāng)電機過載時引起定子電流增大，當(dāng)電流持續(xù)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(jù)熱容量值來禁止電機再啟動或是跳閘，實現(xiàn)對電機的熱保護。

但在應(yīng)急情況下，核安全相關(guān)電動機可能因過熱閉鎖再啟動，不利于核安全的應(yīng)急需求。從優(yōu)先保證核安全角度出發(fā)，對于核安全相關(guān)的中壓電動機將熱保護定值設(shè)置到最大值（相當(dāng)于取消再啟動限制）是有必要的，可以實現(xiàn)電機短時間內(nèi)無故障連續(xù)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(nèi)再次（或者多次嘗試）啟動成功有利于事故后相關(guān)安全系統(tǒng)的功能實現(xiàn)，但也可能造成電機過熱損壞，使安全相關(guān)系統(tǒng)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(fēng)險的影響評價。

3 PSA安全分析

本文選取核電廠應(yīng)急段安全相關(guān)系統(tǒng)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(yīng)急母線段下安全相關(guān)系統(tǒng)的電機設(shè)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(shè)備冷卻水泵和4臺重要廠用水泵等組成，相

關(guān)設(shè)備在核電廠內(nèi)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(nèi)部事件一級PSA結(jié)果的敏感性進行對比評估。

方案一：根據(jù)電力設(shè)計院給出的定值單設(shè)定電機熱保護定值；

方案二：將所有電機的熱保護定值調(diào)整到最大，相當(dāng)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(shè)備冷卻水泵電機熱保護定值調(diào)整到最大，其他電機熱保護定值保持設(shè)計院給出的定值。

根據(jù)不同的修改方案，通過調(diào)整所涉及電機的可靠性參數(shù)，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(shù)，Q0為原可靠性參數(shù)，F(xiàn)為敏感性因子。

不同變更方案的敏感性評估結(jié)果如表1所示。

表1 不同修改方案的敏感性評估結(jié)果

如表1所示，電機保護定值修改后，對電廠CDF值會產(chǎn)生一定影響。考慮到不同的敏感性因子，設(shè)備電機相關(guān)可靠性參數(shù)進行調(diào)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(jù)NNSA-0147《概率風(fēng)險評價用于特定電廠許可證基礎(chǔ)變更的風(fēng)險指引決策方法》，將堆芯損壞頻率（CDF）變化量劃分為三個區(qū)域，并給出了每個區(qū)域的可接受性準則，準則比較的是全范圍（包括內(nèi)部事件、外部事件、滿功率、低功率和停堆等工況）風(fēng)險評價結(jié)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(dǎo)致CDF降低，對于CDF準則，則可認為該變更已經(jīng)滿足相關(guān)的風(fēng)險指引管理原則；

（2）當(dāng)所計算的CDF增量很小，如小于1E-06/堆年（區(qū)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(dāng)所計算的CDF增量在1E-06～1E-05/堆年區(qū)間時，只有當(dāng)合理地表明總CDF小于1E-04/堆年時，才可以考慮該申請（區(qū)域II）；

（4）會導(dǎo)致CDF增量大于1E-05/堆年（區(qū)域I）的申請通常不予考慮。

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

4 結(jié)論

本文基于核電廠內(nèi)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(jié)果來看，不同的修改方案對核電廠CDF風(fēng)險的影響較小。但修改方案還需要滿足確定論等設(shè)計要求，還要綜合考慮核電廠安全相關(guān)要求、設(shè)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