核电厂火灾概率安全评价中详细火灾情景分析方法探讨

倪 曼，宫 宇，肖 军，晋宏博，李 娟

（环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

核电厂火灾概率安全评价中详细火灾情景分析方法探讨

倪 曼，宫 宇，肖 军，晋宏博，李 娟*

（环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

火灾概率安全评价（PSA）是评估核电厂风险并发现薄弱环节的有效工具，详细的火灾情景分析是其中一个重要环节。在火灾概率安全评价的火灾隔间定量筛选的过程中，火灾隔间的分析通常较为保守，为使结果更贴近核电厂实际，有必要对风险重要的火灾隔间进行详细的火灾情景分析。通过确定特定的火灾情景，分析火灾的发展蔓延并评估火灾情景的发生频率，从而为最终的火灾风险定量化提供基础。本文探讨了详细火灾情景分析在火灾概率安全评价中的应用，并以单一火灾隔间为例阐述分析方法，为核电厂火灾概率安全评价工作提供支持和参考。

火灾概率安全评价；火灾隔间；火灾情景

火灾是核电厂面临的重要风险之一。已有的研究表明，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］。有些火灾还可能成为严重熔堆事故的先导［2］。据美国电力研究所统计，1991年至2008年间核电站火灾发生的频率为0.14次／（堆·年），火灾的相对高发频度已不容忽视［3］。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［4］。例如，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［5］。

长期以来，核电厂火灾风险分析主要采用确定论的方法。自从美国核管理委员会（NRC）1975年发表的报告WASH-1400准确分析出与美国三哩岛核电站反应堆熔堆事故序列一致的事故序列［6］，概率安全评价（PSA）方法逐步得到推广。核电厂火灾概率安全评价能在确定论火灾危害性分析的基础上，定量评价火灾给核电厂带来的风险，从而进一步优化火灾防御措施，提高核电厂的安全性和经济性［7］。

火灾情景分析是核电厂火灾概率安全评价中的一个重要环节。在火灾隔间的定量筛选过程中，通常假设隔间内所有设备均不可用，这种保守的处理方法有可能会高估核电厂的风险。为使火灾概率安全评价结果如实反映核电厂的真实风险，则有必要对重要的火灾隔间进行详细的火灾情景分析。

从而为最终的火灾风险定量化提供基础。美国核管会（NRC）和电力研究所（EPRI）联合发布的文件NUREG/CR-6850中对火灾情景分析方法进行了较详细的论述。本文重点探讨该方法及其在火灾概率安全评价中的应用，并以单一火灾隔间为例阐述重要分析步骤，从而为核电厂火灾概率安全评价工作提供支持和参考。

1 火灾情景分析特点

广义上来讲，火灾情景就是人为设定一个火灾发生、发展、蔓延的整个过程［8］。在对特定火灾隔间进行详细的火灾情景分析时，通常以隔间内火灾的发生为起点，重点关注火灾的发生、发展以及蔓延，明确隔间内的火灾目标物、火灾探测及灭火系统、人员响应等特征，确定火灾是否导致目标物不可用以及相应的时间窗口，最终评估设定的火灾情景发生频率。

通常，针对分析对象需要设定多个不同的火灾情景来描述所有可能发生的火灾，每个特定的火灾情景都需要评估其火灾的发生、损坏行为、火灾探测以及灭火响应等。目前的分析通常暂不考虑多重火灾同时发生的可能性，而只考虑单一火灾的发生，同时，也不考虑地震所引发的火灾风险。

火灾情景分析和火灾概率安全评价中的其他任务密不可分。首先，通过火灾隔间定性、定量筛选，将风险贡献小的火灾隔间筛除，保留风险重要的火灾隔间作为火灾情景分析的输入。此外，核电厂实际巡访作为火灾情景分析的支持性任务，也可提供必要信息来支持特定火灾情景的选择和分析。最终，得到特定火灾情景列表以及相应的发生频率，为最终风险定量化以及不确定性分析提供信息输入。

火灾情景分析与火灾概率安全评价中的其他任务接口如下图所示：

图1 火灾情景与其他技术要素接口示意图Fig.1 Inter faceof fire scenario and other technical factors

2 火灾情景分析模型

在进行火灾情景分析之前，有必要对火灾隔间进行全面而充分地了解。首先，对火灾隔间信息进行收集并分析，目的是明确火灾隔间的特征。在对火灾隔间的各类信息进行收集分析之后，则需要设定火灾情景并计算其频率。

2.1 火灾情景发生频率计算公式

所有火灾情景的发生频率可用以下公式计算：

式中：λk为火灾情景k发生的频率；λi，k为火灾情景k中点火源i的点火频率；Wg，k为临时火灾情景k的地板面积比，对于固定点火源的火灾情景，该值取1.0；SFk为火灾情景k的严重因子；Pns，k为火灾情景k中灭火失效的概率。

其中，点火频率λi，k定义为火灾情景k中点火源i的点火频率。某类点火源的点火频率计算公式［9］如下：

式中：λIS为点火源IS的电厂级点火频率；WL为点火源IS的位置权重因子；WIS，J，L为点火源的权重因子。

通常，在进行详细的火灾情景分析前，已经对火灾隔间内各类点火源的点火频率进行了计算，在此可直接引用先前得到的点火频率数据，本文不再赘述。

2.2 严重因子计算公式

公式（1）中的SFk为火灾严重性的概率表述，代表火灾的火势发展、释放能量的程度和持续时间达到使目标物损坏的概率。由于用来表述火灾强度特征的热释放速率（HRR）以及其他参数存在不确定性，所以导致目标物的损坏时间存在不确定性，从而影响灭火失效的概率Pns，k。因此，最终的火灾情景严重因子用SFk·Pns，k表示。

SFk·Pns，k可用公式（3）进行计算，表示如下：

式中：Pdamage（t）为目标物损坏时间的概率分布，和热释放速率（HRR）及其他表征火灾严重程度的参数相关；Pns，k=Pr（suppression time≥t），含义为时间t之前灭火失效的概率。

3 火灾严重因子计算

3.1 离散型火灾严重因子

为了简化计算，可将公式（3）的概率曲线简化为离散性的概率分布，表述为：

采用以下步骤计算离散性火灾严重因子的概率分布：

（1）首先，将热释放速率（HRR）的分布曲线离散化，划分为合理数量的区间，得到相应的概率值（Pk，i）以及热释放速率值（HRRk，i）。每个区间的概率值为该区间中点值对应的概率值；

（2）根据设定的火灾情景条件，采用合理的方法来确定每个区间热释放速率值（HRRk，i）对应的目标物损坏时间（tk，i）；

（3）根据步骤（2）的结果，建立以目标物损坏时间（tk，i）为横坐标的离散型概率分布曲线；

（4）确定每个目标物损坏时间（tk，i）所对应的灭火失效概率（Pns，k，i）；

（5）将以上各步骤所得结果代入公式（4），计算严重因子值。

表1为参数记录的简易方式。

表1 严重因子计算参数列表Table 1 Serious factor calculation parameter list

3.2 热释放速率（HRR）

3.2.1 定义

热释放速率（HRR）定义为单位时间内火灾释放的热量，用BTU/s或kW表示。热释放速率是表述火灾后果非常重要的参数。火灾情景设计的核心工作是确定火源的热释放速率［10］。

通常，评估热释放速率最有效的方式是燃烧试验。热释放速率随着时间会经历初始阶段、增长、充分发展以及衰落这几个阶段。具体如图2所示。

图2 热释放速率与时间关系示意图Fig.2 Relationship between heat release rate and tim e

3.2.2 热释放速率（HRR）值

为便于严重因子SFk·Pns，k的计算，热释放速率（HRR）的值用概率分布的形式表达。通常，选择gamma分布来表达热释放速率值的不确定性。

表2列出了部分典型点火源的热释放速率（HRR）值［10］。

表2 典型点火源的热释放速率（HRR）值（部分）Table2 Typical fireheat release rate（HRR）valueof typical ignition source

在确定了热释放速率（HRR）的概率分布曲线后，则可将曲线离散化并得到各区间相应的概率值Pi。

以表2中竖直电气柜中的电缆，火灾限定于一束电缆的这类点火源为例，具体数值见表3。

3.3 目标物损坏时间

目标物损坏时间定义为火灾开始直到目标物最终损坏的时间。根据离散型火灾严重因子计算方法，在确定了离散曲线每个区间热释放速率值（HRRk，i）后，则需要依据设定的火灾情景条件来确定所对应的目标物损坏时间（tk，i）。在确定目标物损坏时间（tk，i）后，计算其所对应的灭火失效概率（Pns，k，i）。

3.4 灭火失效概率

灭火失效概率是描述火灾严重性和影响火灾热量释放速率不确定性的一个重要参数，能够对最终结果造成较大的影响，进而影响核电厂火灾风险决策的正确性［11］。当需要的灭火时间大于目标物损坏时间时，则认为灭火失效。

3.4.1 事件树模型

事件树（ET）是一种图解式模型，可以根据火灾事故递进的发展模式构建火灾探测-灭火事件树来计算灭火失效的概率。事件树的题头事件可分为快速探测及灭火、自动探测及灭火和人工探测及灭火三部分。事件树如图3所示。在实际应用中，可依据火灾情景的特征对事件树题头进行修改以反映实际的火灾情景。其中，“OK”序列表明灭火成功，“NS”序列表明灭火失效。在确定了各题头事件分支处的取值后，则可以计算“NS”序列的值，最终的灭火失效概率为失效的序列概率之和。

图3 探测-灭火事件树图Fig.3 Detection suppression event tree

3.4.2 灭火失效概率取值

（1）火灾探测和灭火系统失效概率

在美国电力研究协会发布的《核电厂火灾自动和人工扑救可靠性数据》［12］中，给出了各类自动消防设施的灭火失效概率：二氧化碳类灭火系统为0.04，卤素类灭火系统为0.05，湿式自动灭火系统为0.02，预作用喷水灭火系统为0.05。人工开启固定灭火系统失效的概率由两部分组成：设备的失效概率和人员操作失误概率。

（2）消防队灭火失效概率

当火灾发生后，目标物是否损坏取决于火灾发展的速度以及灭火的速度。火灾发展的速度可以通过试验或模拟来确定，而灭火的速度则取自核电厂的火灾事件数据统计。修正后的消防队灭火失效概率可通过下式计算［13］：

式中：λ含义为不同类型火灾的平均灭火速率，Tfb-t为消防队平均响应时间，Tfb-s为特定核电厂的消防队响应时间。其中，不同类型火灾的平均灭火速率［9］见表4。

表4 平均灭火速率表（部分）Table 4 M ean fire suppression rates

4 结论

日本福岛核电站事故是继三哩岛核电站事故和切尔诺贝利核电站事故之后又一次世界重大核事故［14］。福岛事故后，我国出台的《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》中提出“新建核电机组具备较完善的严重事故预防和缓解措施，每堆年发生严重堆芯损坏事件的概率低于十万分之一”［15］。火灾概率安全评价定量化的结果是论证核电厂满足概率安全目标的重要手段，同时，也是发现核电厂火灾薄弱环节并提出风险见解的有效工具。

火灾情景分析是火灾概率安全评价中非常重要的一个要素，也是火灾风险定量化的基础。一个火灾隔间可能有多个火灾情景，而火灾情景分析涉及到点火源频率计算、火灾情景模拟、灭火失效概率等，因此，火灾情景分析也是一项繁复的工作。目前，我国实际开展的火灾概率安全评价工作中，也都广泛使用了上述方法对火灾情景进行分析。首先，对风险重要的火灾隔间进行火灾情景分析可以减少保守性，使结果更贴近核电厂实际；其次，通过分析隔间内火灾的发展及蔓延趋势，计算目标物损坏时间及灭火失效概率，可以提出相关建议，为核电厂的安全决策提供技术支持。此外，需要注意的是，通用的火灾情景分析方法中采用的数据多以美国核电厂为基础。以热释率为例，方法中所列举的数据是在大量试验基础上得出的。我国在开展相应分析工作时，应考虑数据对我国核电厂的适用性，并也应逐步开展相关试验。随着火灾概率安全评价技术的不断发展，火灾情景分析也将是一个不断发展完善的过程。

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Discussion on theM ethodsof Detailed FireScenario in FirePSA ofNuclear Power Plant

NIMan，GONGYu，XIAO Jun，JINHongbo，LIJuan*
（Nuclearand Radiation SafetyCenter，Beijing100082，China）

Fire PSA is theeffective tool forassessing the risk of nuclear power plantand finding theweakness.Firescenario analysisisan important tache in fire PSA.Theanalysisof fire compartmentisusually conservative during quantitative screening process，in order tomake the resultsmore actual，it isnecessary to analyze fire scenario of the fire compartmentwhich risk important.Determ ining the specific fire scenario，analysising fire spread and evaluating theoccurrence frequency of firescenario，provides thebasis for the finalquantitative fire risk.Thispaperdiscussesthe firescenarioanalysisapplication in fire PSA，and introduce themethod of firescenario forsingle fire compartment，then to providesupport for firePSA innuclearpower plant.

firePSA；fire compartment；firescenario

TL48

：A

：1672-5360（2015）04-0090-05

2015-08-11

2015-09-25

环保公益性行业科研专项，项目编号201309054

倪 曼（1984—），女，河北省石家庄人，工程师，现主要从事核电厂PSA审评工作

*通讯作者：李 娟，E-mail：Lijuan90112@163.com