PSA分析技术在船用核动力装置定期安全审查中应用研究

2016-05-30叶博书陆古兵张龙飞朱利文王飞

科技创新导报 2016年1期

叶博书陆古兵张龙飞朱利文王飞

摘要：概率安全评价（PSA）是定期安全审查中（PSR）非常重要的一个安全要素。该文介绍了PSA分析技术在核电厂定期安全审查中的应用现状，从技术要求和实际需求两个方面对船用核动力装置定期安全审查应用PSA分析技术的必要性进行了探讨。针对船用核动力装置特点，探讨了在其定期安全审查中应用PSA分析技术的研究范围和实施程序，并归纳了船用核动力装置定期安全审查中PSA专题评审的主要步骤，提出了以故障树分析为主的定性及定量安全评价方法。

关键词：概率安全分析船用核动力装置定期安全审查专题评审应用方法

中图分类号：U664 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2016）01（a）-0018-03

定期安全审查（PSR）是以规定的时间间隔对运行核电厂的安全性进行的系统性的再评价，以应对老化、修改、运行经验、技术更新和厂址方面的积累效应，目的是确保核电厂在整个使用寿期内具有高的安全水平。为了便于审查，一般根据审查任务将其划分为14个安全要素，概率安全评价（PSA）是其中非常重要的一个安全要素。在核电厂定期安全审查中，要求进行针对每个审查对象的实时概率安全分析。

概率安全评价（PSA）又称为概率风险评价（PRA），是一种系统的工程安全评价技术。其在核电厂中的应用相当广泛，逐渐成为核电厂设计、制造、运行过程中必须执行的关键步骤，已经形成了比较成熟完整的基于PSA核电厂规程及相关方法制度。2004年4月国家核安全局已经明确规定所有核电厂必须进行PSA，各核电厂也已经完成了各自的PSA报告并经审评，正在开展PSA的应用。而船用核动力装置至今尚未有PSA规定要求，还处于方法应用研究过程中。该文针对船用核动力装置特点，探讨了其应用PSA的研究范围和实施程序，提出了以故障树分析为主的定性及定量安全评价方法。

1 PSA分析技术在核电厂定期安全审查中应用现状

概率安全评价的主要作用是能够通过分析评价来深入了解核电站的设计、性能和环境影响，包括对支配性风险因素的鉴别以及对可降低风险的各种方案进行比较。根据IAEA safety seiers No.106和IAEA-TECDOC-1200，PSA可以应用于设计和变更、事故管理、核电厂运行、安全分析和研究、核安全部门管理等几方面。IAEA在其相关文件中提出了在核电站的PSR中建议应用PSA。在法国，PSA首先被用于900MW机组的第二次PSR，包括确认电厂改进的有效性（如对VD2、PIS2等批次的改进项目进行评价）。

在我国，NNSA在各个方面都有PSA的要求，如在核安全政策中“新建核电厂设计中的几个重要安全问题”以及在HAF0312中的建议等。HAF 0312的第7.2节第4款关于在PSR中应用PSA的具体描述为：“如果已经进行PSA，并且得到了核安全部门的认可，则该PSA的结果就可以被用来衡量每个缺陷未解决所引起的风险。PSA的信息显然是有帮助的，但由于其数据和技术的不确定性，只依据PSA的结果还不能对核电厂的继续运行做出决定。”

我国将技术状态与运行安全评估运用在大亚湾核电站、秦山一期核电站以及中国核动力研究设计院高通量工程试验堆，国家核安全局进行了安全审查。根据大亚湾核电站十年安全审评大纲的要求，在确定论安全分析的基础上应充分利用PSA技术，对在PSR过程中发现的问题（偏差）进行分析评价；对于确实影响安全运行的偏差，需要论证采取纠正行动后电厂运行的安全水平能满足新的法规、标准要求。大亚湾核电站PSR的11个安全因素为：核电厂的实际状态；安全分析；设备合格鉴定；老化管理；安全性能；其他核电厂经验和研究成果的利用；规程；组织和行政管理；人因；应急计划；环境影响。而安全分析和规程两个因素是对PSA提出应用要求的主要安全因素。在近两年内，大亚湾核电站进行了设计审查专题的审评工作（属于安全分析因素），主要是通过借鉴法国电力公司（EDF）的经验反馈及确定论的方法提出了大亚湾核电站的纠正行动建议，其中包括系统的改造及规程的修改等内容。为了更全面地评价这些纠正行动，需要利用大亚湾核电站现有的PSA评价工具对相关改进项目进行评价，以评估相关纠正行动对核安全的贡献。

2 船用核动力装置定期安全审查应用PSA分析技术的必要性

本章主要对PSA在船用核动力装置中应用的必要性进行研究，通过对国内外定期安全审查中PSA应用及研究情况的调查可以看出，PSA分析技术基本都应用于核电动力厂，其在船用核动力装置方面的应用基本无公开发表的相关文献公开发表。但是，随着其在核电厂中应用的相关技术和制度的逐渐成熟，将其应用于船用核动力装置定期安全审查也将成为必然的发展趋势。因为，对于船用核动力装置来说，其的关键部分（即动力来源、核设施中潜在危险最严重的部件）与核电厂均相同，根据相关性思想，在PSA分析技术应用于船用核动力装置定期安全审查的研究中，可以利用其在核动力厂中法规体系及相关技术作为背景进行研究。下面主要从目前船用核动力装置PSR在安全监督方面所需的技术要求及实际需求两个方向进行分析。

2.1 技术要求

目前，PSA在核电厂安全评价中已经具有相关的法规体系，并成为核电厂安全评价的一个标准化工具，而船用核动力装置安全评价尚无标准化的工具的研究。安全性在核反应堆运行过程中是重中之重，尤其是在核潜艇、核动力船方面，因为目前这两种动力装置主要应用于军事，在民用上还未出现核动力装置。随着各种相应鉴定安全的相应技术的不断发展，在船用核能安全方面，应具有以下特性。

（1）原子核裂变产生的放射性物质具有不稳定性，其安全分析技术无法进行固定模式的确定。

（2）船用核动力装置在运行过程中，其运行环境随时可变，在针对运行的过程中进行作安全分析时，需要加入运行环境这一要素。

（3）核动力装置运行过程中，其运行功率随时在变动，无法以固定的安全分析模式技术对其进行过程安全评价，遇到突发状况时只能依靠经验中出现的频率情况估计后再下命令进行处置。

（4）船用核动力装置的人员配置在设计时也实行了最优选择，造成了运行过程中每一操纵员所遇状况不同，因此经验式的安全评价技术也各不相同。

鉴于以上的船用核动力装置所具有的特性可以看出，在进行船用核动力装置安全评价方面所采用的技术应具有全面性、综合性的特点。因此选取PSA相关技术作为船用核动力装置安全评价的方法，将会大大提高运行过程中的安全性，同时提升高效率，减少过程预估的时间的浪费。

2.2 实际需求

目前，PSA在核动力厂定期安全审查中已经形成了一套完整的法规体系，具有比较成熟的相关理论，在实际应用中，它可以作为技术指导。随着第一座核电站建立以来，商用核电厂得到了迅速的发展，也有几十年的运行历史，在相关行业已经积累了非常丰富的经验，同时也已经形成了各种安全评价方法体系及相关法规体系。

船用核动力装置主要是用于巡航、护卫等的任务舰船的动力装置，其安全的重要性的重要程度不言而喻。在运行过程中，涉及到很多相关技术人员，这就意味着在安全方面需要具有一套可依据的参考方案。因此在实际设计中，依据PSA在核电动力厂中的应用研究技术进行船用核动力装置的安全评价，并形成一种规格报告书作为船用核动力装置PSR的重要内容，以提高其航行及作战效率。而且对于船用核动力装置，在每一期的安全评审中都应进行安全评价的报告式文件供参考。

3 PSA在船用核动力装置定期安全评审中应用方法探讨

3.1 船用核动力装置定期安全评审的特点

在船用核动力装置的运行过程中，为了保证其运行的安全性、可靠性，需要对整个船用核动力装置进行定期安全评审，即以规定的时间间隔对核动力装置的安全性进行系统性的再评价，以应对运行经验、技术更新、设备老化及修改等方面的积累效应。船用核动力装置在整个运行史中，可能会出现设备更换，监测系统升级，设备老化等情况，并且出现的时间无法确定，这就需要当出现这种情况时，对核动力装置进行安全评审，以估计该核动力装置的运行可靠性，即具有以下特点。

（1）就目前的船用核动力装置来说，其紧急运行时间无法确定，这在安全方面就要求随时做好安全评审的准备，以保证船用核动力装置在紧急运行过程降低风险，提高可靠性。

（2）船用核动力装置运行环境不是稳定不变的，它随时可能会遇见强大的震动等外在因素影响，容易造成设备问题继而发生事故，如果具有定期安全评审，将可以根据以往的评审结果进行判断，从而降低事故的发生。

（3）当船用核动力装置在维修后，设备性能可能发生改变，从而隐藏风险，此时进行安全评审，可以大大降低这种隐患。

（4）船用核动力装置在运行过程中，其运行功率随时变动，造成设备可能出现一些无法适应这种突变的情况，此时的安全评审在解决该类问题时具有重要的作用。

鉴于以上的特点，在船用核动力装置中引进PSA技术，可以对定期安全评审的结果进行频率分析，查找出船用核动力装置在设计和运行过程中的薄弱环节，并对这些薄弱环节进行评价，然后弥补。需对潜艇核动力装置定期安全评价与审查技术方法开展深入、系统的研究，以切实掌握核动力装置实际技术状态与安全水平。

3.2 应用方法探讨

在船用核动力装置进行定期安全评审后，就可以得到该次评审结果中核动力装置所显示的状态。但是，船用核动力装置在整个寿命限期内，涉及了设计、运行管理及安全监督等方面，定期安全评审的报告文件将会复杂多变，在应用过程中将会比较耗时。因此，可以在安全评审中采用PSA的方法对船用核动力装置安全评价分析，评价各种不同的设计选择方案。在应用PSA时，通过考虑由各种假设始发事件、人因差错和安全系统的重要措施对于风险的贡献来识别薄弱环节，特别是在早期核动力装置设计中未充分考虑潜在的交联耦合和共因事件的相互影响。

PSA作为整体研究工作，需要大量的初始信息，如船用核动力装置设计、航行范围内水文、气象环境信息和一般性数据、装置运行具体信息等。PSA分析要基于管路系统图、电气系统图和仪表系统图，各个分系统的说明性资料，船用动力装置试验、维修、运行规范。并且，要反应堆冷却剂系统和安全壳的设计资料。

在收集数据的过程中，用通用数据和船用核动力装置累积特有数据形成数据库，进行堆芯、安全壳发生事故物理过程分析和放射性核素释放运行的分析，计算放射性在船体空间内弥散造成的工作人员收到的放射性剂量和造成的健康效应。

先通过定期安全评审的方式得出一份报告文件，然后根据这份报告文件的情况找出装置的薄弱环节，综合这些薄弱环节按照概率分析法的特点对其故障检修，即按出现频率高低排位进行风险排除。并在核动力装置运行寿期内应保持概率安全分析更新，以便将其用于决策过程。

该文结合船用核动力装置特点，借鉴地核电厂PSR中概率安全分析技术应用经验，将船用核动力装置PSR中PSA专题评审的主要步骤归纳如下（见图1）。

（l）明确PSA的目标和范围，编写PSA专题的评审细则。

（2）建立审查组织和团队，完成评审细则的审查和批准。

（3）选择恰当的分析方法并构建船用核动力装置三级PSA模型。

（4）熟悉设施装置并收集数据信息，对构建的三级PSA模型进行评审。

（5）对于在PSR过程中发现的偏差和纠正措施，讨论确定哪些需要进行概率风险评价。

（6）使用PSA评价工具及方法进行评价，选择初始事件，进行事故序列建模和危害识别及筛选。

（7）对数据进行评价并估算参数，对存在的风险数据量化，并完成相应的评价报告。

（8）编写并提交PSA专题评审报告。