核电厂内部火灾概率安全评价现状

喻新利，郑向阳，赵 博

(1中国核电工程有限公司，北京 100840; 2环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082)

核电厂内部火灾概率安全评价现状

喻新利1，郑向阳2，赵 博1

(1中国核电工程有限公司，北京 100840;2环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082)

核电厂运行经验表明火灾对其安全具有严重威胁，各国安全监管当局也加强了对核电厂火灾安全的监管，要求核电厂实施火灾危害性分析，并对火灾风险进行评估。详细介绍了核电厂内部火灾概率安全评价 (PSA)的发展历史与开展情况，并对主要方法和标准做了简要介绍。

核电厂;内部火灾;PSA

1 引言

在核电厂内，火灾发生的频率比较高，其事故发展也较难以预测，对核电厂的安全构成了严重威胁［1］。据统计，在1991年以前美国核电厂发生火灾的频率为0.29次/堆年，近年来随着防火技术的发展及管理水平的提高，火灾频率已经下降到0.14次/堆年［2］，但仍相当可观。而且核电厂内可燃物料较多，厂房、设备等布置复杂，火灾会引起设备的损坏或误动作，并可能发生蔓延。世界各国核电厂已经在汽轮机厂房、电气厂房中发生多次大型火灾，另外发生过多次电缆火灾并蔓延至其他防火区最终造成严重损失［3］。比如1975年3月22日美国Brown's Ferry核电厂火灾，其发生在电缆贯穿区并蔓延进反应堆厂房，损毁600多根安全相关系统电缆，对核安全造成挑战，并最终导致美国核管会 (NRC)关于核电厂防火管理的重大变更;发生于1978年12月31日的前苏联Beloyarsk核电厂2号机组汽轮机厂房电缆火灾，蔓延至电厂其他区域，亦使电厂造成重大损失。

因此，世界各国对核电厂的防火安全制定了严格的规定并进行了大量研究，以满足核电厂防火遵循的纵深防御原则。然而，这些规定一般比较严格，缺乏弹性，属于确定论范畴核工业界及核安全监管机构为此付出了大量人力、物力。比如，美国核工业界为满足NR的要求做出了大量努力，而NRC也对其防火规范进行了大量研究，此过程对美国核工业界和NRC均造成了严重负担。为了克服这些困难，美国NRC的政策正在实施转变，将采纳风险指引的方法，鼓励现有核电厂采用风险指引、基于绩效的NFPA 805防火要求，对核电厂开展详细的内部火灾PSA工作。目前，世界各国均对内部火灾PSA展开了积极探索本文主要介绍核电厂内部火灾概率安全评价的发展现状、研究方法以及相关的规范、标准制定情况。

2 内部火灾PSA研究现状

对核电厂火灾开展系统、全面的安全评价是核电厂防火的重要组成部分，目前核电厂火灾安全评价的方法主要基于确定论和概率论技术。确定论的火灾安全评价即火灾危害性分析(Fie Hazard Analyses，FHA)用于验证停堆排除余热和包容放射性物质所需的安全系统免遭火灾危害。目前核安全监管机构均要求执照申请者完成火灾危害性分析报告，中国也发布了相关的核行业标准EJ/T 1217-2007。

采用概率论技术对核电厂进行火灾安全评价的工作也开展较早，自1975年拉斯姆森(Rasmussen)教授发布WASH-1400之后，世界各国均对核电厂包括火灾领域的PSA开展了大量工作。特别是在20世纪90年代以后，核电厂内部火灾PSA领域取得了长足进展，分析方法进一步完善，并发布了相关实施标准，下面将分别予以介绍。

2.1 国际原子能机构 (IAEA)

IAEA于1993年启动了一项旨在帮助其成员国提高核电厂火灾安全性的计划，之后发布了一系列有关火灾安全的研究报告，并启动了火灾相关事件的数据收集和报告计划。在1992年，IAEA出版了 《核动力厂防火》(Safety Reports Series No.50-SG-D2)，随后又分别于1995年和1998年发布了《核动力厂火灾危害性分析评价》(Safety Reports Series No. 50-P-9)和《核动力厂火灾危害性分析指南》(Safety Reports Series No.8)，作为确定论火灾危害性分析的实施标准。上述文件构成了确定论技术的基础。

IAEA在核电厂内部火灾PSA领域的研究则稍晚，在其于1992年发布的核动力厂概率安全评价步骤 (1级)［4］中主要涉及内部事件的PSA，缺少开展内部火灾PSA的详细信息。在随后发布的关于外部危害的概率安全评价中考虑了地震、飓风、洪水等事件对电厂安全的影响，但由于内部火灾对电厂安全系统的局部影响，且其危害比较复杂，在该报告中没有给出处理内部火灾危害的具体建议［5］。在1998年，IAEA终于发布其内部火灾PSA的实施规范《核动力厂概率安全评价中内部火灾的处理》(Safety Reports Series No.10)［6］，用以指导新建和已运行核电厂的内部火灾风险评价。该报告主要集中于火灾PSA的步骤和一般要求，但是实施各步骤的方法和工具需要分析人员自己选择。该文件还规定了火灾PSA的框架、术语和报告格式等，以便于外部检查。在2000年发布的关于一级概率安全评价管理审评的IAEA TECDOC-1135中［7］，也对核电厂内部火灾PSA提出了一定的要求。作为IAEA帮助其成员国计划的一部分，还发布了运行经验在火灾安全评价中的应用［8］，用以指导火灾事件数据的收集和处理等。另外也发布了其他相关文件如IAEA TECDOC-1112和IAEA TECDOC-1421等用以支持火灾安全评价。

IAEA对核电厂的火灾安全研究开展了大量工作，但主要集中于确定论的火灾危害性分析，而对内部火灾PSA方面的经验则相对较少。其中最重要的是1998年发布的Safety Reports Series No.10文件，但作为规范，其指出了需要做什么，却不够具体，而且缺乏如何完成各项任务的指导方法。

2.2 美国

在拉斯姆森教授于1975年发布了里程碑式的WASH-1400报告之后，美国核管会和核工业界投入了大量精力从事核电厂概率风险研究，一直引领世界核电厂PSA应用和发展的潮流，而基于PSA的风险指引型安全管理理念也在美国核电厂的监管和运营等领域取得了巨大成功［9］。内部火灾PSA作为核电厂PSA的一部分，无论是方法还是实践都得到了进一步完善。

实际上，自WASH-1400发布之后，美国核工业界就没有间断对核电厂内部火灾PSA的研究，并在20世纪70年代末完成了最早的火灾PSA，而火灾PSA真正得到快速发展则始于80年代末。在80年代末，美国NRC要求对所有核电厂进行全面的自我评估，其中包括单个电厂的外部事件检查 (Individual Plant Examination of External Events，IPEEE)，大部分核电厂均采用了PSA方法来开展IPEEE。美国NRC和电力研究所 (Electric Power Research Institute，EPRI)也积极投身于火灾风险评价的研究当中，以支持其成员单位实施IPEEE。1992年，EPRI正式发布《火灾致损评价方法(FIVE)》［10］，并被NRC同意用于IPEEE。随后，EPRI又于1995年发布了《火灾PRA实施导则》 (EPRI-TR-105928)［11］，并最终被NRC接受可以满足IPEEE的目标。事实上，美国每座核电厂均采用上述的一种或两种方法开展了IPEEE，并建立了相应的分析模型。

2001年，美国全国消防协会 (National Fire Protection Association，NFPA)发布了基于绩效的核电厂防火标准NFPA-805［12］，它允许采用PSA方法来评估防火措施的风险信息，建立相应的接受准则。NFPA 805的颁布对核电厂防火安全具有重要意义。2004年7月，NRC也修改了联邦法规10 CFR 50.48，增加新的一节10 CFR 50.48(c)，鼓励1979年1月之前获得运营执照的电厂转换到NFPA 805。2006年美国核能研究所 (Nuclear Energy Institute，NEI)发布新版的NEI 04-02［13］，介绍转换到风险指引基于绩效的执照基础的框架和详细过程。2006年美国NRC也发布了管理导则RG 1.205［14］用以指导应用风险指引基于绩效的防火标准。在NFPA 805中要求PSA评价采用CDF和LERF来衡量风险，而PSA的方法和数据要求得到安全监管当局的认可，这对核电厂内部火灾PSA方法也提出了一定要求。

虽然 EPRI发布的 FIVE和 EPRI TR-105928能够满足IPEEE的要求，但是为了更加全面的评价火灾风险及其他应用，仍然需要进一步完善火灾PSA方法。NRC和EPRI根据其谅解备忘录联合启动了一项旨在发展火灾PSA方法的火灾风险定量化项目，并于2005年正式发布，即《EPRI/NRC-RES核动力设施火灾概率风险评价方法》(NUREG/CR-6850)［15］。NUREG/CR-6850可以说是目前最为全面的开展火灾PSA的方法，也代表了目前最先进的技术，但是在实施上也存在一定困难，方法复杂，工作量大，其两个先导电厂的进展也不甚顺利。在2005年，NRC也发布了其用于评价防火措施安全重要性的方法FPS DP［16］，该方法与 NUREG/CR-6850相似，它的很多技术和数据均与NUREG/CR-6850相同，但却有所简化，以便于快速实施。

在NUREG/CR-6850发布以后，EPRI又陆续发表了一系列报告以支持该方法的应用比较 重 要 的 有 EPRI 1013489［17］、EPR 1016735［2］及与 NRC联合发布的 NUREG 1824［18］、NUREG-1934［19］等。2006年发布的EPRI 1013489着重于火灾对电路的影响分析2007和 2010年发 布的 NUREG-1824及NUREG-1934则用来验证火灾PSA中可能用到的火灾分析模型，介绍火灾模型的使用导则在2008年EPRI发布的EPRI 1016735中，对火灾频率数据进行了更新以代替NUREG/CR 6850中采用的 2001年的 EPRI火灾数据库［20］，并对火灾前探测系统的可靠性和主给水泵漏油大型火灾进行了考虑。在美国机械工程师协会 (American Society of Mechanical Engi neers，ASME)和美国核学会 (American Nu clear Society，ANS)的关于核电厂概率风险评价的新版标准中有专门章节对功率运行工况下的火灾PSA进行介绍［21］。

除以上介绍的火灾PSA方法和标准外，美国核工业界也对火灾PSA进行了大量专题研究，比如电缆的失效模式分析、火灾PSA数据库的建立等。美国作为世界核电强国，对核电厂内部火灾PSA的研究较为全面，也代表了火灾PSA的发展潮流和方向。美国国内核电厂基本均已或正在建立火灾PSA模型，也完成了对第三代核电厂AP1000的火灾PSA这对风险指引型的安全管理体系提供了支持也对提高电厂的运行业绩有积极作用。

2.3 欧洲

欧洲各国亦对核电厂内部火灾PSA开展了大量研究工作。德国的火灾PSA工作开展较早，其监管机构要求核电厂在进行10年定期评价的全面风险检查时，必须开展火灾PSA工作。同时建立了开展火灾PSA的方法和数据，并已经完成德国沸水堆 (BWR)功率运行工况下的火灾PSA工作。与NUREG/CR-6850等方法类似，在其方法中也包括对火灾隔间的定性和定量筛选工作，并建立了相应的准则［22］。

早在1994年，英国的相关标准中已经提及在防火安全设计中应用概率论评价方法。而法国也收集了核电厂的火灾事件数据，在1975年至1994年共发生了267起火灾或起火事件，火灾频率约为0.47次/堆年。近年来，法国也完成了EPR的内部火灾PSA工作，主要依据NUREG/CR-6850中的方法和数据，并做了大量简化。另外，其他一些欧洲国家也进行了部分研究工作，比如奥地利采用FIVE方法对Paks的4台机组进行了全面的火灾风险评价［23］。

2.4 亚洲

日本的火灾 PSA研究工作开展较早［24］，然而近年来韩国在该领域发展较为迅速，其大部分核电厂均已按照EPRI-TR-105928方法开展了内部火灾PSA工作，同时韩国原子力研究所 (Korea Atomic Energy Research Institute，KAERI)也对火灾PSA开展了大量基础研究。Jung等［25］为了避免对各火灾情景迭代定量化而开发了能够在一次定量化中计算所有火灾情景的计算方法 JSTAR(Jung's Single Top And Run)，Kang等［26］也对建立火灾事件的单顶事件PSA模型进行了尝试，而Kim和Han［27］对火灾PSA模型的定量化和火灾事件中设备重要度的计算方法进行了研究，推动了火灾PSA方法的发展与完善。其他一些亚洲国家如印度［28］、伊朗［29］等也均对其重水堆和实验堆开展了火灾PSA研究。

中国的PSA技术也发展较早，但囿于核电规模，PSA技术的开发和应用发展缓慢。近年来，随着中国核电市场的迅速扩大，国家核安全监管当局也加强了对核电厂的安全要求。国家核安全局颁布的HAF102《核动力厂设计安全规定》要求对核电厂开展概率安全评价，并考虑灾害事件的发生概率和后果评价。由于国内已经运行和正在建设的第二代改进型核电机组，其防火设计和建造规则一般遵守RCC-I的1983版和1987版，对1997版适用的部分积极加以参照，对火灾风险的反映则比较少，亟需开展火灾风险相关研究工作。引进的第三代核电机组AP1000和EPR，则均在不同程度上开展了灾害事件包括内部火灾的PSA工作。为实现第三代核电机组的自主化设计，提高核电的经济效益，也需要完善风险管理体系，积极开展概率风险评价工作，包括对火灾风险的评价。现在各研究院所和高校也开始了对内部火灾PSA的相关研究工作［30］，主要是吸收其他国家火灾PSA的经验，尚处于起步阶段。另外，中国台湾地区的内部火灾PSA工作起步较早，主要按照EPRI-TR-105928方法开展，已经建立了较为完整的核电厂内部火灾PSA分析模型。

3 分析方法

上节介绍了核电厂内部火灾PSA在各国的开展情况，其采用的方法主要有FIVE、ERPITR-105928、FPSDP和 NUREG/CR-6850等，而主要规范和标准则为IAEA发布的Safety Series Reports No.10文件以及ASME和ANS发布的 PSA实施标准 ASME/ANS RA-Sa-2009。IAEA安全报告的第10号文件适用于低功率与停堆工况的火灾PSA，而ASME/ANS RA-Sa-2009则针对功率运行工况的火灾PSA，若要用于指导低功率与停堆工况下的火灾PSA，尚需要进行适当修改。各种方法对地震火灾的处理也有所不同，EPRI-TR-105928与NUREG/ CR-6850对地震诱发火灾的处理比较类似，仅给出定性评价，不做定量分析。在ASME和ANS标准中，对地震诱发火灾的要求也比较低，而在IAEA安全报告的第10号文件中则不要求对地震诱发火灾的情况进行分析。其主要原因是核电厂主要系统采用抗震设计，震后火灾比较少见，且其行为更加复杂，分析难度较大。

按照这些方法实施核电厂内部火灾PSA的步骤基本类似，均包括核电厂分区、选择设备和电缆、定性和定量筛选、火灾模拟、人因分析、定量化等步骤，同时需要借助完整的内部事件PSA模型。在电厂发生火灾事件后，会触发火灾探测、灭火系统，依此建立火灾事件树，定义需要分析的火灾情景，不同的火灾情景可能引起不同的内部始发事件，比如LOCA和丧失主给水等。然后，对内部事件PSA模型进行适当修改以反映火灾引起的事件，用以定量化火灾的CDF或LERF。在评价过程中需要涉及火灾模拟、电路故障分析等，可分别依相应方法开展。

在火灾PSA工作的早期阶段依照一定的筛选准则筛除不重要的火灾隔间和火灾情景能够降低后续分析的工作量，同时不会对电厂的火灾风险有明显影响。然而，也有些研究人员认为无需开展筛选工作，筛选对内部火灾PSA的工作量影响不太明显，而且未经筛选的火灾风险评价更加详细，能够更加全面的反映核电厂的火灾风险。因此在ASME和ANS的内部火灾PSA标准中，定性和定量筛选也仅作为可选任务来处理。

在ASME/ANS RA-Sa-2009中对PSA要素分为高级别要求和支持性要求，而支持性要求又划分为3种能力类别I、II和III。高级别要求是满足标准的最低要求，而各能力类别则提出了满足该能力类别所必需的最低要求。能力类别的划分并非基于分析中的保守性，而仅表现对现实的贴近情况。一般情况下，能力类别高保守性低，但是对电缆短路引起的误动作等，能力类别越高，分析中的保守性也会越大，更加符合现实情况。按照ASME标准，上述4种方法所处的能力类别见表1。可以看出NUREG/CR-6850是目前最为详细、全面的火灾PSA方法。

表1 火灾PSA方法的能力类别

4 小结

本文介绍了国际上核电厂内部火灾PSA的发展历史和开展情况，并对主要方法和标准做了简要介绍。在核电厂风险评价领域，美国一直起着开拓者的作用，对内部火灾PSA开展了大量研究，完善了火灾PSA的方法和数据库，并对各种专题进行了深入研究。其他国家则在学习美国在内部火灾PSA方面的经验其中，德国和韩国在火灾PSA领域也取得了很大进展。中国的PSA研究跟踪世界发展潮流，对内部火灾PSA的研究还处于起步阶段应该对其展开积极探索。

在目前可用于内部火灾PSA的方法中NUREG/CR-6850是最为全面的方法，同时也比较保守，其各项任务工作量大，在实施过程中也存在一定的难度，可以进行适当的简化。

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The State of Art of Internal Fire PSA in Nuc lear Power Plants

YU Xinli1，ZHENG Xiangyang2，ZHAO Bo1
(1China Nuclear Power Engineering Co.Ltd.，Beijing 100840，China;2Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China)

The operational experiences of nuclear power plants(NPPs)show that the internal fire challenge effectively the nuclear safety of NPPs.Thus，the authorities having jurisdiction in the world hav enhanced the supervision on fire safety in NPPs，asking the licensees to perform fire hazard analysis and e valuate the fire risk.This articlemainly describes the state of art of internal fire probabilistic safety assess ment(PSA)in the world，and compares themain methods and standards for internal fire PSA.

nuclear power plant;internal fires;PSA