秦山二期核电厂安全缓解系统的性能指标分析

黄志超,赵 博,祁 军

(1.中国核电工程有限公司,北京 100840;2.核电秦山联营有限公司,浙江 海盐 314300)

缓解系统的性能指标(M SPI)是美国核管会(NRC)在反应堆监管过程(ROP)中用于监管核电厂安全的一整套安全指标中的一类。MSPI能有效跟踪核电厂安全系统与设备的性能状态,更能从核电厂整体风险的角度关注安全系统和设备的性能改变(尤其是降级)对电厂安全的影响。

对于压水堆(PWR),NRC确定了6个重要的安全缓解系统[1],并针对这6个缓解系统规定了一套M SPI的计算方法,对每个系统的关键设备给出了业界性能基准,要求每个核电厂根据其PSA模型,针对每个核电机组按要求提供计算其性能指标的基础数据,并定期提供该6个系统的最近3年的相关参数,经核电运行研究所(INPO)计算其 MSPI后提交NRC[1]。

核电厂在发生设计基准事故或超设计基准事故时,各安全相关系统将按照设计的安全功能,投入运行以缓解事故,这些安全缓解系统的性能状态将直接影响电厂的风险安全状态[3]。本文以秦山核电二期为例,计算缓解系统中辅助给水系统和冷却水系统的MSPI指标。

1 MSPI分析

1.1 MSPI定义及计算方法

在MSPI指标之前,核安全监管体系所采用的是安全系统不可用度指标(SSU I),该指标只关注系统和设备的不可用度,而不能体现系统和设备的可靠性。MSPI的定义是：电厂在功率运行工况下,内部事件造成的给定系统中部件或设备的可靠性和可用度发生变化时对堆芯损坏频率(CDF)变化的贡献进行简化的线性近似方法[2]。其表征了电厂的实际风险与业界系统性能基准相比较的实际风险增量。

MSPI的计算包含2项,即不可用度指标UAI和不可靠性指标URI：

不可用度指标UAI体现系统不可用度的变化所带来的电厂整体风险CDF的变化,而不可靠性指标URI则体现了由于系统设备的可靠性发生变化后对CDF的影响。

由MSPI的定义,此时 CDF是 URI和UAI的函数,对CDF函数进行泰勒展开[1]：

由于MSPI是计算风险的增量,因此为泰勒级数展开的后续偏微分项,对其取线性近似,即仅取其一阶偏微分项,忽略高阶微分项,根据Fussell-Veselely重要度定义,便可得MSPI的一阶线性近似计算公式[1]：

下面就公式(3)中的计算方法简要介绍如下。

1.1.1 UAI的计算

根据纵深防御原则和单一故障原则,安全缓解系统一般都具有冗余列,系统的功能也是用系统所有的列来完成,单列即能完成系统的功能,当一列上的设备不能完成其设计功能时导致该列失效,在计算UAI指标时是以一列完成其设计功能时的不可用度来计算的,其成功准则为电厂的PSA模型中的系统成功准则(表1)。因此,对于有n列的系统,其 UAI可表示为：

详细的参数定义请参见参考文献[1]和[2]。

表1 美国核电业界在1999—2001年的各系统的平均不可用度[5]Table 1 Averaged unavailability of nuclear systems of USnuclear industry[5](Based on ROP industry wide data for 1999 through 2001)

1.1.2 URI的计算

安全缓解系统除了不可用之外,其可靠性的变化也会给电厂的整体风险带来威胁,URI指标正是定量分析这一风险的有利工具。对于一个有m个设备的系统而言,其不可靠指标URI可表示为：

详细的参数定义请参见参考文献[1]和[2]。

表2是NUREG/CR-6928中部分设备类的不可靠数据,也是美国核电业界多年来的基准不可靠数据,本文将其作为MSPI计算的基准不可靠数据。

表2 美国工业界基准不可靠数据[5]Table 2 Industry priors and parameters for unreliability[5]

1.2 MSPI的应用准则

NRC规定了如表3所示的MSPI应用准则,将 MSPI计算的值分成 4个区域,根据MSPI计算的值确定所进入的管理区域,同时根据监管程序采取相应的措施。

表3 NRC对MSPI的应用准则Table3 NRC application criterion for MSPI

1.3 MSPI的分析步骤

从MSPI的定义和计算方法可以看出,电厂要进行M SPI评价,至少必须有该电厂的功率运行工况下内部事件的PSA模型,在该模型的基础上,对重要安全缓解系统性能进行监测和跟踪,其主要实施步骤如下[2]：

(1)确定所需关注的系统及其功能;

(2)确定该系统的成功准则;

(3)确定系统的边界,并识别出对风险贡献较大的敏感设备;

(4)数据准备,主要包括计算特定列的FV重要度、电厂PSA模型中列的不可用度、统计并处理电厂系统列的实际不可用度、设备的FV重要度、需求失效和运行失效数据、业界的平均不可用度和不可靠度等;

(5)计算并评价M SPI指标,识别出无效指标,对结果进行讨论。

2 秦山二期的MSPI分析

鉴于秦山二期核电厂无完整的PSA模型,但以秦山二期为参考电厂的秦山二期扩建工程,且二者的基本设计、主要系统、设计运行参数完全一致,以秦山二期扩建工程的PSA模型来评价秦山二期的MSPI是可行的,结果是可信的。

秦山二期扩建工程的PSA模型是功率运行和停堆以及低功率工况下的内部事件,但不含内部水淹和火灾的一级PSA模型。本文以此模型来评价MSPI,虽然模型内部事件分析不完整,但主要风险已经在模型中得以模化,在一定程度上已经能基本反映这些系统的性能指标。由于数据采集有限,本文仅就如下2个系统进行MSPI分析[4]。

2.1 辅助给水系统的MSPI分析

辅助给水系统(AFW)是在事故工况下向蒸汽发生器供水,以带走一回路的热量,是重要的安全缓解系统之一。根据MSPI分析步骤和参考文献[2]中敏感设备的鉴别方法,将表4中的设备作为敏感设备进行分析,并对其进行数据采集,采集的时间为1号机组2004年初至2007年底。

表4 辅助给水系统的监测设备(泵含驱动设备)Table4 Monitoring equipments of AFW system(Pumpswith d riving equipment)

2.2 冷却水系统的MSPI分析

冷却水系统(CWS)是包含设备冷却水(RRI)系统和安全厂用水(SEC)系统,因此冷却水系统的MSPI分析,是对这两个系统的综合性能进行评价。冷却水系统负责在正常运行工况下各设备的热负荷和在事故工况下将堆芯的热量传递至最终热阱,对于核电站的运行和事故缓解非常重要。在正常运行和事故工况下,两个系统均只需1台泵运行,另3台备用,但SEC和RRI有对应列,两个系统需对应列运行。由于SEC系统和RRI系统是周期轮替运行,因此各设备的失效数据处理是将总的失效数据做算术平均,采集的数据如表 5所示(1号机组2004年初至2007年底)。

表5 冷却水系统的监测设备(泵含驱动设备)Table5 Monitoring equipments of CWSsystem(Pumpswith driving equipment)

3 结论与探讨

根据辅助给水系统和冷却水系统所采集的数据,经过整理计算得到了这两个系统的可靠性数据,依据MSPI的计算方法,获得了这两个系统的MSPI指标图,如图1所示。

图1 秦山二期2004—2006年辅助给水和冷却水系统M SPI指标Fig.1 MSPI indicators of the AFW and CWS systems of QinshanⅡduring 2004 to 2006

计算结果表明辅助给水系统和冷却水系统的性能指标均处于绿区,即性能良好,维持当前监管即可。冷却水系统的MSPI为正值,表明该系统与美国基准性能相比,略有下降,且有继续下降的趋势;辅助给水系统的MSPI优于基准性能。建议对这两个系统尤其冷却水系统加强管理。

本文计算MSPI值时,限于数据采集的不完整,如采集的设备仅含泵,而不含其他的敏感设备,如电动阀、气动阀、热交换器等,计算的结果偏小,但已经能基本反映该系统的性能指标。建议扩大设备可靠性的采集范围,并与PSA模型有机结合,编制重要安全缓解系统性能指标(MSPI)分析的程序,实现实时跟踪这些系统的性能指标。

此外,由于该电厂PSA模型未含内部水淹和内部火灾等内部事件,该模型计算的结果也会偏小,本文暂未分析计算结果进行不确定性分析和敏感性,以及影响系统性能指标的敏感因素。

[1] NRC.Independen t Verification of the Mitigating Systems Performance Index(MSPI)Results of the Pilot Plants,Final Report[R].2005.

[2] NEI.Regulatory Assessment Performance Indicator Guideline[M].NEI-99-02,Revision 4,2006.

[3] 中国核电工程有限公司.海南昌江核电工程功率运行工况一级概率安全分析报告[R].2009.

[4] 大亚湾、岭澳核电厂长期余热移出系统缓解系统性能指标分析[C]//2008年核能概率安全分析研究研讨会会议论文集,2008.

[5] NRC.Industry-Average Performance for Componen ts and Initiating Events at U.S.Commercial Nuclear Power Plan ts[R].2007.