百万千瓦级压水堆核电厂停堆PSA研究

李 琳

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

一直以来，核电的安全性和经济性都是业界和公众共同关注的问题，随着我国核电事业的快速发展，追求核电的安全性和经济性显得尤为重要。在停堆工况下，许多专设安全设施触发信号已闭锁，一些安全系统及设备退出运行，预防及缓解事故的能力较差，一旦发生事故后果可能更加严重，因此，需要对停堆运行下的风险进行分析研究，掌握一套实施停堆PSA的方法论，才能全面完整且有效地评价核电厂的安全性[1]。

文章以福建福清核电厂一期工程为原型电厂对百万千瓦级核电厂的停堆运行事故风险进行内部事件1级概率安全评价（PSA），分析的范围是：P11、P12信号闭锁后的停堆工况下，针对安全壳内反应堆堆芯的放射性释放源，分析内部始发事件，包括厂外电源丧失事件，但不包括核电厂内的水淹和火灾事件。

电厂进入维修停堆工况后需要对一回路进行排水操作，根据一回路的放射性化学参数水平可能需要排水至RRA低运行区间（LOI-RRA），因此核电厂的换料大修主要有两种情况[2]：经历LOI-RRA水位的换料大修停堆（R1），避免LOI-RRA工况的换料大修停堆（R2），文章对这两种换料工况分别建模分析，并将最终的计算结果进行比较，讨论LOI-RRA工况对电厂停堆风险的贡献及影响。

1 电厂运行状态分析

停堆工况无法同功率运行工况PSA一样构造静态的电厂模型进行分析，解决方法是根据核电厂在停堆工况下的一些参数（如堆芯功率水平、衰变热水平、一回路水位和衰变热移出机制等）变化，将核电厂低功率和停堆工况划分为不同的电厂运行状态[3]（Plant Operational State，POS）再进行评价。在每一个POS下，其运行参数相对恒定（在建模分析时也认为是恒定的），但同其他POS相比，在影响风险的方式上却有所不同。

POS的划分准则采用美国核学会（ANS）LPSD标准的技术要求，划分主要依据的资料是百万千瓦级核电厂的运行技术规范，同时参考了美国Surry核电厂的停堆PSA报告NUREG/CR-6144[4]、法国EPS 900的PSA分析报告[5]、广东台山核电厂一级PSA报告[6]中相关的POS划分内容及其他的相关核电厂资料（如操作规程，电厂的启动、停闭程序、停堆计划等）。最终将核电厂的运行工况划分为6个POS（见表1），其中停堆PSA需要分析的为POSC、POSD、POSE、POSF。

2 始发事件分析

功率运行PSA中始发事件分析方法的基本准则同样适用于停堆PSA[7]，但在停堆工况下，大量始发事件同功率运行PSA中的始发事件有所区别，并且要结合POS的划分结果，确定每个POS下的始发事件。

表1 百万千瓦级核电厂的POS划分结果Table 1 Plant operation states for 1 000 MW PWR during refueling outage

最终确定的所要研究的始发事件清单及其频率见表2，根据换料停堆情况的不同，分别给出经历LOI-RRA工况的换料大修停堆（R1），避免LOI-RRA工况的换料大修停堆（R2）的始发事件频率值。

3 其他建模工作

文章对停堆工况下的16类始发事件类根据两种不同的停堆类型均采用小事件树-大故障树的方法建树进行分析。

故障树分析采用福建福清核电厂一期工程的分析结果。

始发事件前的人因事件（A类人误）采用A S E P方法分析：给出一个基本人误概率值，通过识别有效的恢复因子，获得人误概率值。始发事件后的人因事件（C类人误）采用SPAR-H方法进行分析[8]，共确定了106个C类人误事件概率值。

4 定量化结果及分析

定量化的过程中，部件失效数据及试验维修不可用度基于福建福清核电厂一期工程的分析结果；始发事件频率基于法国核电厂750堆·年运行经验反馈。

4.1 R1模型计算结果

经历LOI-RRA水位的换料停堆模型分析选取了16组始发事件，共包括73棵事件树，其中有826个导致堆芯损坏的事件序列。停堆工况总的堆芯损坏频率（CDF）点估计值为5.25E-06/堆·年。CDF点估计值随始发事件组和POS的分布见表3，导致堆芯损坏的前10位支配性最小割集见表4。

从始发事件的角度来讲，破口类事故是导致堆芯损坏的最主要因素，约占总堆芯损坏频率的57%还多，其中由于维修导致的破口以及小破口失水事故在一回路破口失水事故中占据支配性地位。丧失RRA系统，丧失厂外电源及丧失应急交流电源对堆芯损坏频率的贡献也很明显。从POS的角度来讲，POSD对堆芯损坏频率的贡献最

大；POSE由于保守认为处于LOI-RRA水位，贡献其次；POSC的风险最低，占总CDF的12.1%。从支配性事件序列和支配性最小割集的结果可以看出，在停堆工况下人因失误对核电厂的风险贡献明显增加，远高于功率运行工况下其对电厂风险的贡献，前10位的支配性最小割集中仅由于人员操作失误导致堆芯损坏的贡献约为53.8%。

4.2 R2模型计算结果

不经历LOI-RRA水位的换料停堆模型分析选取了16组始发事件，共包括71棵事件树，其中有691个导致堆芯损坏的事件序列。停堆工况总的堆芯损坏频率（CDF）点估计值为3.27E-06/堆·年，CDF点估计值随始发事件组和POS的分布见表5，导致堆芯损坏的前10位支配性最小割集见表6。

R2模型比R1模型的CDF值明显降低，破口类事故占总堆芯损坏频率的份额较R1模型进一步增加，约大于92%，其中由于维修导致的破口以及小破口失水事故在一回路破口失水事故中仍旧占据支配性地位。

比照支配性事件序列和支配性最小割集的结果可以看出，在不经历LOI-RRA水位的停堆工况下人因失误对核电厂的风险贡献进一步增加。前10位的支配性最小割集中仅由于人员操作失误导致堆芯损坏的贡献约为90.7%。

5 结论及展望

本次PSA分析的结果表明在停堆工况下的潜在的事故风险与功率运行工况同处一个量级，其单位时间的事故风险比功率运行工况还要大,从风险建模分析及定量化计算可以看出：

（1）LOCA类始发事件是停堆工况下的支配性始发事件，其中维修LOCA导致的电厂风险最大。通过最小割集的分析，人误是造成停堆高风险的关键因素（操纵员未能在规定时间内启动安注并通过二次侧带热），并且由于RRA系统接入后，开始进行维修工作，由于维修活动不当导致出现破口的始发事件频率比较高。电厂可以通过更加合理的安排大修过程中的维修活动，加强技术培训，提高操纵员在大量自动信号被闭锁的情况下对事故的诊断及处理能力率等方法来降低电厂风险。

表2 停堆工况下始发事件（组）频率Table 2 Initiating events for 1000 MW PWR during shutdown states

续表

表3 R1模型堆芯损坏频率点估计值随始发事件组和POS的分布Table 3 Core damage frequency by initiating events and POS (R1 model)

表4 R1模型导致堆芯损坏的支配性最小割集（前10位）Table 4 10 first dominant minimal cutsets (R1 model)

表5 R2模型堆芯损坏频率点估计值随始发事件组和POS的分布Table 5 Core damage frequency by initiating events and POS (R2 model)

表6 R2模型导致堆芯损坏的支配性最小割集（前10位）Table 6 10 first dominant minimal cutsets (R2 model)

（2）一回路满水的P O S D是高风险运行工况，为了降低这一工况下的电厂风险，建议电厂在保证一回路运行状态稳定的前提下，合理安排维修、充水、降温、卸压等电厂活动，尽量缩短RRA系统投运后对主回路系统降温降压的持续时间来降低该POS下的始发事件频率。

（3）在换料停堆工况下经历LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加，这是因为一方面LOI-RRA工况运行条件恶劣，很难控制，不可控排水导致RRA系统不可用的概率明显增加，另一方面此时电厂防御事故能力差。为了降低这种情况下的事故风险，目前国内大多数核电厂都采取了有效措施，包括增设自动补水功能等来提高LOI-RRA运行的安全性。在电厂换料大修的进程上，调整电厂大修计划，提高净化效率改善一回路放射性化学品质，选择在卸料之后进行一回路排水操作，避免了经历LOI-RRA水位带来的不必要的风险。

总之，通过本次分析可以看到针对具体核电厂系统地开展停堆PSA研究的必要性，停堆工况下核电厂的风险不能被忽略。改善LOI-RRA工况的运行条件，提高供电可靠性，降低人误是提高百万千瓦级核电厂停堆运行安全性的关键。

[1] 柯国土. 核电站停堆工况PSA研究[D]. 中国原子能研究院，1998.

[2] 秦山核电联营有限公司. 106大修D规程[D]，2008.

[3] ANS Low power And Shutdown PRA Methodology Standard Draft 6[S]. June 1，2005.

[4] U.S. Nuclear Regulatory Commission. Evaluation of Potential Sever Accidents During Low Power and Shutdown Operations at Surry Unit 1.NUREG/CR-6144[R]，1995.

[5] IPSN. Rapport de Syntheses de L’Etude Probabilistic de Surete de Reacteure a l’Eau souse Pression du Palier 900MWe. CEA.FRANCE [R]，1990.

[6] Saint Peterburg Research and Design Institute.TIANWAN NPP Probabilistic Safety Analysis Level 1[R]，2003.

[7] International Atomic Energy Agency. Probabilistic safety assessment of nuclear power plants for loe power and shutdown modes. IAEA-TECDOC-1144[R]，2000.

[8] U.S. Nuclear Regulatory Commission. The SPAR-H Human Reliability Analysis Method[R].NUREG/CR-6883，2005.

[9] Westinghouse. AP1000 Probability Risk Assessment[R]，2008.

[10] 黄祥瑞. 可靠性工程与风险分析[M]. 北京：清华大学出版社，2005.