多机组核电厂总体风险的一级PSA方法研究

何 劼，刘 涛，张忞隽，童节娟

(1.上海核工程研究设计院，上海 200233；2.清华大学 核能与新能源技术研究院，北京 100084；3.中科华核电技术研究院 上海分院，上海 200030)

随着世界核电的发展，很多厂址建有两个或两个以上的反应堆机组，单机组核电厂更加少见。根据我国《核动力厂环境辐射防护规定》[1]中定义，多机组(多堆)厂址是指一个厂址建有两个以上反应堆且各反应堆之间距离小于5 km的核动力厂厂址。日本福岛核事故后，如何评估多机组电厂的总体风险以及机组之间的相关性等热点问题成为核电厂概率安全评价(PSA)的新课题。目前国内外尚无评价多机组电厂总体风险详细的技术标准或导则。

美国核管会(NRC)提出了核电厂的安全目标[2]：1) 对于在核电厂厂区边界上的个体，其急性死亡的风险应小于其他原因引起的风险总和的0.1%；2) 对于在核电厂周边的公众，其癌症死亡的风险应小于其他原因引起的风险总和的0.1%。对于多机组厂址，应确保整个厂址的总体风险能满足上述安全目标，因从公众安全的角度讲，周边的公众是暴露在整个厂址所有机组带来的风险中，而不仅是其中某台机组。因此，需定量评价多机组电厂的总体风险。

一级PSA是二、三级PSA的基础，如何建立多机组核电厂的一级PSA模型是评价核电厂是否满足安全目标的第1步工作。本文尝试对单机组一级PSA方法进行拓展，用以评价多机组电厂的一级PSA总体风险。

1 方法介绍

与单机组PSA方法类似，多机组电厂的PSA分析过程也包含内部事件、内部灾害和外部灾害情景下的分析。与单机组PSA模型不同之处在于多机组电厂的PSA模型须考虑机组间的相关性。机组间的相关性主要包括：1) 多个机组共用设施；2) 机组间设备的共因失效；3) 多个机组的地域相关性[3]。在多机组电厂PSA模型中这3个方面均应体现。

1.1 基准模型的建立

研究多机组电厂的总体风险首先要建立包含多个机组的内部事件基准模型(下称基准模型)。基准模型是指仅考虑内部事件情况下的模型(不包括内部水淹和内部火灾)，它是分析各种事故情景的基础。内部灾害和外部灾害的分析将以基准模型为蓝本，根据不同灾害情景特点进行修改，开展灾害情况下的PSA分析。针对反应堆的不同工况，基准模型可分为功率运行模型和低功率停堆模型，建模过程均需注意以下几个方面。

1) 在始发事件(IE)分析中，仍可采用传统的始发事件识别方法，将识别出的始发事件清单分为：(1) 会同时影响多个机组的始发事件；(2) 在一定条件下会影响多个机组的始发事件；(3) 只影响单个机组的始发事件(表1)。除共用系统、设备外，可能同时影响厂址上多个反应堆的始发事件还包括外部水淹、地震、海啸等外部灾害，但外部灾害导致每个核设施的事故序列一般有差异。

表1 多机组厂址的始发事件类别示例

2) 针对多机组PSA的事故序列分析仍可采用事件树方法。事故序列分析的目的是建立整个核电厂的事件序列，既要考虑影响单个机组又要考虑影响多个机组的事件序列，从而得到堆芯损伤状态的评价结果[4]。

3) 应在同一PSA模型中为每个机组均建立各自的基本事件、可靠性参数、共因事件组、故障树以及各种后处理规则，建模过程与单机组的PSA建模一致，可参考有关标准或导则[5-6]。

4) 根据电厂设计，了解各机组共用的设施，对于共用设施失效可建立共用的基本事件和故障树以供每个机组调用。对于多机组共用的设备应注意其可靠性参数与一般的单机组设备是否存在差异，确保PSA模型的输入数据与真实情况尽可能接近。如果机组之间存在不利作用，可在模型中适当增加相应设备的失效概率。

5) 不同机组上如果有相同生产厂商、相同设计、相似运行工况的同类部件，应考虑这些部件是否存在机组间共因失效。

6) 如果两台机组共用同一组现场操纵员，在人员可靠性分析时应考虑在事故情景下人手是否够用以及同一组操纵员的人员失误。

7) 在事故情景下如果机组之间具有相互缓解的功能，在模型中也应模化。例如在丧失厂外电的情况下机组之间可互相供电，在PSA模型中也应予以考虑。

1.2 内部灾害PSA

每台机组自身的内部灾害分析与单机组内部灾害分析过程相同；而分析机组之间的相互影响时要考虑1台机组发生的水淹或火灾事故是否会漫延到其他机组的设备上继而引发事故。尤其对于布置在同一厂房内不同机组的设备，在计算水淹或起火频率时应考虑它们之间的相互影响。

1.3 外部灾害PSA

常见的外部灾害有外部水淹、外部火灾、地震、强风以及交通运输事故等。通过计算灾害情况下的条件堆芯损伤概率(CCDP)来分析灾害事件给电厂带来的风险。

由于存在地域相关性，当外部灾害发生时，往往厂区内的所有机组均同时受到影响，有关的始发事件频率、设备失效概率均应在PSA模型中进行适当调整。如果1台机组的设施有可能产生飞射物或坍塌影响到其他机组的设施，在PSA模型中可适当增大那些可能受损设备的失效概率，甚至设定为不可用。

1.4 模型的定量化

对于单机组PSA模型，一级PSA通常关注堆芯损伤频率(CDF)的定量化结果。对于多机组电厂的模型可定义3类堆芯损伤(CD)定量化结果。

1) 在不考虑受其他机组影响的情况下，每个机组单独的CDF(记为CDFi，其中i表示第i台机组，i=1，2，3，…)。

2) 厂址堆芯损伤频率，至少1台机组发生堆芯损伤的频率(记为CDFu)。

3) 所有机组均发生堆芯损伤的频率(记为CDFc)。

上述3类定量化结果能体现多机组电厂在不同方面的风险。CDFi体现了单个机组的风险；CDFu体现了整个电厂的总体风险，对于公众，不管哪个机组发生了放射性释放事故，均将受到放射性物质的威胁；CDFc体现了所有机组均遭受严重事故的风险，例如在外部灾害情景下多个机组均发生CD的风险。

多机组电厂的CDFi、CDFu和CDFc往往具有以下关系：

这是由于机组间的相关性所致，例如共用设施失效的割集在CDF结果中被合并。以双机组电厂为例，CDF1、CDF2、CDFu和CDFc的逻辑关系如图1所示。CDFu包含了CDF1、CDF2和CDFc，同时CDFc是CDF1和CDF2的重叠部分。表2中数据来自文献[3]，是美国Seabrook核电厂总体PSA结果，包含两台机组的PSA模型。可看出，其CDFu为4.3×10-4/(厂址·年)，小于两倍的CDF1值4.6×10-4/(堆·年)。

A——1号机组发生CD；B——2号机组发生CD；C——两台机组均发生CD；D——至少1台机组发生CD

表2 双机组核电厂一级PSA结果

CDFc在CDFu中占据的份额体现了机组之间相关性的重要程度。以双机组电厂为例，若两台机组互不相关，则CDFc与CDFu的比值CDFc/CDFu接近于0，反之则接近于1。当PSA模型中无补事件或补事件取值为1时，共用设备的失效概率越大，则CDFc/CDFu的值越大。下面给出数学证明。

假设两台机组的CDF的最小割集如表3所列，其中C代表两个机组共用设备失效的1个基本事件，A1和B1代表1号机组独立设备失效的所有基本事件，A2和B2代表2号机组独立设备失效的所有基本事件。1号机组的所有割集用CB1和A1表示，2号机组的所有割集用CB2和A2表示，则CDFc和CDFu的最小割集如表4所列。

表3 双机组核电厂每台机组CDF的最小割集示例

表4 双机组核电厂CDFc和CDFu的最小割集示例

用P(·)表示基本事件或割集的概率。假定基本事件之间相互独立，取1阶近似，用稀有事件近似法定量计算CDF(即最小割集的概率累加)，可得：

稍作变形得：

(1)

∴ 共用设备C的失效概率越大，则CDFc/CDFu值越大。

对于多个共用设备，也可得到上述结论，证明从略。

此外，共用设备C的Fussel-Vesely(FV)重要度越大，则CDFc/CDFu值越大。数学证明如下。

假设在CDFu中基本事件C的FV重要度为FVc，可得：

(2)

于是，根据式(1)可得：

(1-FVc)

(3)

不同的灾害情景下CDFc与CDFu的比值可能不同，这体现了机组间的相关性在不同的灾害情景中对堆芯损伤事故的重要程度不同。极端的外部灾害可能造成两机组大量的设备共因失效，如果这些设备对CDF的贡献很大，那么CDFc与CDFu的值将会十分接近，此时多个机组更易共同发生堆芯损伤事故。因此，CDFc与CDFu的比值CDFc/CDFu在定量分析各种工况和灾害情景下机组之间的相关性时具有重要意义。

在计算CDFu和CDFc时，不同机组如果存在相同的割集应将这些割集合并。不难发现，在其他条件不变的情况下，两个机组的相关性越高，则CDFc越大。特别地，如果两个机组有部分割集相同，机组的相关性越高，则CDFc越大并且CDFu越小，此时CDFc更接近于CDFu。另外，如果需研究具体某个基本事件对最终结果的影响，可针对以上3类CDF开展重要度和敏感性分析。

2 小结

本文提出的多机组电厂风险评价方法沿用了传统PSA的方法，讨论了机组之间的相关性，并提出了厂址CDF等适用于多机组厂址风险评价的概念。在本方法的基础上可进一步拓展多机组电厂的二、三级PSA方法，需结合多机组间相关性对安全壳有效性，放射性核素向周边环境的释放、迁移及其对公众的健康效应等要素进行分析，评价电厂是否满足安全目标。

随着机组数量的增加，机组之间的相关性愈加复杂，模型的不确定性也会随之增大。此时，可根据实际工程特点进行筛选，选取机组之间比较主要的相关性因素纳入到PSA分析中。当然，配套的法规和标准也应建立。

参考文献：

[1] 中华人民共和国环境保护部. GB 6249—2011 核动力厂环境辐射防护规定[S]. 北京：中华人民共和国环境保护部，2011.

[2] NRC. Safety goals for the operations of nuclear power plants, 51FR30028[R]. US: NRC, 1986.

[3] KARL N F. On the issue of integrated risk: A PRA practitioners perspective[R/OL]. (2011-11-10). http:∥www.nrc.gov.

[4] 刘涛，童节娟，赵军. 一址多堆核电厂的概率安全分析讨论[C]∥2012核能概率安全分析(PSA)研讨会会议文集. 上海:中国核能行业协会，2012.

[5] ASME. ASME/ANS RA-Sa—2009 Standard for level 1: Large early release frequency probabilistic risk assessment for nuclear power plant applications[S]. US: ASME, 2009.

[6] NRC. An approach for determining the technical adequacy of probabilistic risk assessment results for risk-informed activities, RG 1.200[R]. US: NRC, 2009.