核电厂运行经验报告的定量评估方法

吴　杰， 胡军涛， 卓钰铖

(上海核工程研究设计院， 上海 200233)



核电技术

核电厂运行经验报告的定量评估方法

吴杰， 胡军涛， 卓钰铖

(上海核工程研究设计院， 上海 200233)

提出了一套完整的运行经验(OPEX)报告定量化评估方法，从行业可靠性水平和风险重要度水平对OPEX报告进行定量化评估。风险重要度的筛选准则借鉴了RG1.174的风险可接受准则，并做了适应性调整；并通过对核电厂PSA模型的模拟计算验证整个评估方法的合理性。计算结果表明：该评估方法采用了适当的筛选准则，确保采购过程中不引入较大的风险增量并避免采购可靠性水平明显低于行业内平均水平的设备，又不过分要求设计可靠性保证大纲(D-RAP)设备可靠性，适用于核电厂OPEX报告定量评估。

核电厂； 运行经验报告； 可靠性； 概率安全评价； 定量评估

按照核电厂设计可靠性保证大纲(D-RAP)要求，在核电厂设备采购过程中，设备供应商需向工程公司提交运行经验(OPEX)报告，并由工程公司传递给核电厂设计方[1-2]。按照提交的不同阶段，又分为初步OPEX报告和最终OPEX报告。OPEX报告要满足定性要求(设备描述、关键设备特性、安装清单、产品升级)和定量要求(可靠性数据)等内容。对OPEX报告的评估是执行和落实D-RAP的重要环节，既是验证核电厂概率安全评价(PSA)中所用的可靠性假设的重要手段，也是保证D-RAP整个工作的完整性和有效性的重要保证[3]。

目前，开展D-RAP设备OPEX报告定量评估的研究非常少，也没有现行的可以参考的方法。然而，第三代核电在设计之初就考虑并执行D-RAP，因此研究并确立定量评估OPEX报告的方法势在必行。笔者进行这方面的分析研究，借鉴RG1.174准则和PSA模型计算分析，给出了定量评估OPEX报告可靠性参数的方法。

1　定量评估思路

笔者提出从行业可靠性水平和风险重要度水平两方面来综合评估OPEX报告中所涉及的设备是否满足D-RAP要求[4]。

1.1 行业可靠性水平

核电厂设备供应商提供的设备可靠性应是能达到或高于行业内平均水平，当供应商的设备可靠性明显低于行业水平时，为保证D-RAP设备的可靠性，采购方有理由不采购该设备。PSA模型中所用的设备可靠性通用数据是结合了多个电厂多年的运行经验得到的同一类设备的可靠性数据，其可靠性数据能反映核行业内设备的平均可靠性水平，因此可通过对OPEX报告中的可靠性数据与通用数据进行比较，来衡量供应商设备是否达到行业内的平均可靠性水平。

1.2 风险重要度水平

如OPEX报告中设备的可靠性参数水平与PSA模型的假设存在差异(主要是针对采购的设备的可靠性比设计目标差)，可认为是对核电厂设备进行了变更，可参考RG1.174导则[5]进行评价。图1和图2是RG1.174中针对核电厂设计变更给出的堆芯损伤频率(CDF)和大量放射性早期释放频率(LERF)的风险可接受准则，横坐标是电厂整体CDF(或LERF)，纵坐标是该变更引起的电厂CDF增量(或LERF增量)，区域Ⅰ是不允许的，区域Ⅱ是可以接受的，但要跟踪累计影响，区域Ⅲ是可接受的。在评价供应商提供的设备的可靠性时可以引用和借鉴这一方法。当然RG1.174中的设定准则并不适用于第三代核电厂的OPEX报告定量评估，因此需要进行研究作出调整。

在评估OPEX报告时，将单个供应商设备的可靠性数据代入PSA模型计算得到的CDF和大量放射性释放频率(LRF)，与基准PSA模型的定量化结果差值即为单个设备引起的风险增量，如果这一增量较大，表明采用该设备引入的风险增加较高，设定相应的限值防止引入较高的风险增量。目前国内PSA模型一般计算的是LRF，LRF包络LERF，同样的筛选基准下，采用LRF更保守。本文在评价时，统一计算并评估CDF和LRF值。

2　定量评估流程

本文提出的OPEX报告定量评估流程为：

(1) 可靠性数据处理。

(2) 可靠性数据预评估。

(3) 可靠性数据风险重要度评估。

(4) 给出设备评估意见和运行管理建议。

2.1 可靠性数据处理

在设计可靠性保证大纲中，要求供应商提供的OPEX报告中需包含设备运行经验的原始数据、数据处理过程以及处理得到的可靠性参数，其中可靠性参数包括设备可能出现的失效模式及对应的失效模式下的失效率或平均故障间隔时间(MTBF)(运行失效)和失效概率(需求失效)、平均修复时间(MTTR)、失效探测因子(仪控系统设备)等。可靠性数据处理主要分为：

(1) 评估OPEX报告中数据处理的方法是否合理，处理结果是否准确。

(2) 结合PSA模型的要求，对OPEX报告中给出的可靠性数据进行处理，如将MTBF转化为失效率。

2.2 可靠性数据预评估

比较供应商设备的可靠性数据与通用数据之间的差距，得出初步的结论。假设供应商提供的失效率为b，该设备通用数据的失效率为a，则供应商数据分为三类：b≤a，a

2.3 可靠性数据风险重要度评估

对OPEX报告的可靠性数据风险重要度评估分为两部分：单设备风险重要度评估和多设备累计风险重要度评估。

2.3.1 单设备风险重要度评估

单个设备风险增量=单个设备的OPEX报告数据代入PSA模型计算的风险-基准PSA模型的定量化结果。

RG1.174中ΔCDF以1.0E-6和1.0E-5作为区域Ⅲ、区域Ⅱ的限值，RG1.174是用于特定电厂许可证基础变更的风险指引决策方法，直接引用该准则并不适用于第三代核电厂的OPEX报告评估，需要进行适应性的调整。因此参考RG1.174中的准则，设定设计目标的a%和b%分别作为区域Ⅲ、区域Ⅱ的上限值，设计目标值的c%作为整体风险的限值。

单设备CDF评估：根据电厂的设计目标值，设计目标的a%和b%分别作为区域划分的限值制定筛选准则(见图3)。当CDF增加量处于区域Ⅰ，风险增量大，建议不采购；当CDF增加量处于区域Ⅱ，风险增加量较大，不建议采购，若采购需要制定详细的运行期间的定期检修方案，关注其功能表现；当CDF增加量处于区域Ⅲ，风险增加量较小，允许采购，但要跟踪累计影响。考虑到安全裕量和不确定性，以c%设计目标值作为电厂整体CDF的限值，即电厂CDF计算值接近c%设计目标值时，应该考虑的是降低CDF，而不是引入CDF增加量。

单设备LRF评估：根据图4，当LRF增加量处于区域Ⅰ，风险增量大，不允许采购；当LRF增加量处于区域Ⅱ，风险增加量较大，不建议采购，若变更需要制定详细的运行期间的定期检修方案，关注其功能表现；当LRF增加量处于区域Ⅲ，风险增加量较小，允许采购，但要跟踪累计影响。考虑到安全裕量和不确定性，以c%设计目标值作为电厂整体LRF的限值，即电厂LRF计算值接近c%设计目标值时，应该考虑的是降低LRF，而不是引入LRF增加量。

2.3.2 多设备累计风险重要度评估

累计风险增量=所有D-RAP设备的供应商数据代入模型计算的风险-基准PSA模型的定量化结果。

对于单个设备，满足限值条件，处在区域Ⅲ，但是D-RAP设备较多，如果每一种设备都引起电厂风险增加的话，其最终的电厂整体风险会增加较多，因此对电厂累计风险增加量也要进行限制。

多设备CDF评估：所有D-RAP设备代入模型引起的累积CDF增量不超过设计目标值的d%；并且整体的CDF不超过限值。

存在单个设备可靠性评价时，其CDF增量小于限值，但是所有D-RAP设备的可靠性参数代入模型计算的累计CDF增量超过限值的情况。按照基本事件引起的CDF增量，并结合其可靠性参数与通用数据的比值综合排序，引起的CDF增量表明，该设备对整体CDF的贡献，优先避免单设备引起过高的CDF增量；可靠性参数与通用数据比值表明该设备与行业内水平的差距，比值越大，表明其可靠性提高的空间越大，进行改进的可能性更高，对CDF增量大的，可靠性参数与通用数据比值高的设备要求供应商进行改进，以满足整体CDF增量不超过限值的要求。

多设备LRF评估：多设备LRF评估与多设备CDF评估类似，累积LRF增量不超过设计目标值的d%；并且整体的LRF不超过限值。

行业可靠性水平和风险重要度水平是从两个不同的角度评估供应商提交的OPEX报告中的设备可靠性，两者相互补充，相辅相成。对于某些风险贡献大的D-RAP设备，当其失效率为通用数据的1.5倍时，认为其可靠性与行业平均水平相当，但是通过PSA模型定量评估可得，其引起的CDF增量却大于b%设计目标值(认为引入的风险增量较大)，因此仅按照上述行业可靠性水平的筛选准则判断可靠性参数是否满足要求并不合理，而应从行业可靠性水平和风险重要度水平两方面综合评价。

类似的，对于风险增加贡献小的基本事件，有些D-RAP设备对应的基本事件其失效率扩大至50倍，风险增加量也是小于a%设计目标值，按照风险重要度筛选准则，如果认为其满足要求的话并不合理。通用数据是反映设备平均失效率的比较合理的值，以10倍通用数据值作为限值，高于10倍失效率，可以认为其可靠性明显低于行业平均水准，可以不予采购。

2.4 评估结论和意见

根据预评估和风险重要度评估的计算结果给出单个设备的评估意见和运行建议，结合多设备的风险重要度计算结果给出整个电厂D-RAP设备的整体评估意见和运行建议。

3　实例模拟计算

在制定OPEX报告评估的准则时，需要进行实例计算，论证其是否合理。现在还没有电厂经历完整的D-RAP过程，并且设备供应商提供的OPEX报告也并不完整，难以进行实例计算。因此采用某压水堆核电站PSA模型进行模拟计算。

3.1 模拟计算条件

以功率运行和低功率停堆PSA模型作为实例模拟计算，主要计算功率运行内部事件一级PSA模型，功率运行内部事件二级PSA模型，功率运行火灾一级PSA模型和低功率停堆内部事件一级PSA模型，截断值为1E-15。

3.2 单设备实例计算

计算功率运行内部事件一级PSA模型、二级PSA模型、低功率停堆内部事件一级PSA模型和功率运行火灾一级PSA模型，分别对单个基本事件的失效率增加到原来的1.1倍、1.2倍、1.5倍、2倍、5倍、10倍、20倍和50倍，计算风险增加量。

模型扩大相应倍数之后筛选出的ΔCDF、ΔLRF超过限值的基本事件数见表1。结果表明：随着单个基本事件失效率扩大倍数的增加，超过限值的基本事件数目也相应地增加。统计单个设备失效数据设为10倍通用数据，功率运行一级PSA模型筛选28个基本事件，对应的设备类14个；低功率停堆一级PSA模型筛选9个基本事件，对应的设备类5个；功率运行二级PSA模型筛选17个基本事件，对应的设备类10个；功率运行火灾一级PSA模型筛选20个基本事件，对应的设备类7个。汇总四个模型的筛选结果，总体筛选设备类21个(某些重要设备在不同模型中都被筛选出来，剔除重复的设备，共21个)，D-RAP设备中共有81个设备类，筛选比例25.9%，对计算结果进行处理，其中基准CDF加上设备引起的ΔCDF未超过CDF限值，并且基准LRF加上设备引起ΔLRF未超过LRF限值。

表1　各模型相应倍数基本事件筛选个数

因此，单设备风险重要度分析结果表明：筛选准则能有效地筛选出风险贡献大的设备，并且筛选比例适度。

3.3 多设备实例计算

实例计算多设备引起的整体CDF和LRF的变化可以利用不确定性模型进行模拟计算。每一种D-RAP设备的OPEX报告中，失效率都有可能比通用数据好或比通用数据差。假定D-RAP设备的可靠性服从某一分布，很显然，这一分布用通用数据[6-7]的分布较合适，通用数据中分布参数就是根据行业内目前该设备大量运行经验得到的，那么采购的设备就相当于在该可靠性分布中取了一个样本，每一种设备都有不同的可靠性分布。每种设备在其对应的可靠性分布中取样的点计算得到的整体CDF和LRF就相当于多设备实例计算的一个样本点，当样本点足够多时，就可以得出多设备实例计算整体CDF和LRF的分布情况。因此计算方法为：PSA模型结构不变，D-RAP设备设定失效率分布，其他的设备和始发事件都以定值(均值)给出，从而计算D-RAP设备可靠性不确定性引起的CDF和LRF不确定性分布。

功率运行一级PSA不确定性分布的拟合的概率密度见图5，功率运行二级PSA不确定性分布的拟合概率密度见图6，低功率一级PSA不确定性分布的拟合概率密度分布见图7，功率运行阶段火灾一级PSA不确定性分布见图8，将功率运行、低功率停堆以及功率运行阶段火灾的CDF的进行整合，利用蒙卡抽样进行分布拟合，整体的CDF不确定性分布拟合概率密度见图9。根据分位点表的数据利用插值法得到对应于分位点为93.1%，即筛选剩余的6.9%不符合要求的情况。LRF根据分位点表的数据利用插值法得到对应分位点为94.54%，即筛选掉剩余5.46%不符合要求的情况。

4　结语

该OPEX报告定量评估方法借鉴了RG1.174的评估思路，做了适用性的参数调整；并且综合考虑了行业可靠性水平和风险重要度水平，结合了两方面的定量化评估，避免了D-RAP设备引起过高的风险增量，避免了采购可靠性明显低于行业同类的设备。从模拟计算的结果来看，筛选出了引起较大风险增量的设备，筛选比例适中，在确保采购过程中引入的整体风险增加在较小范围内的基础上，又不会过分要求D-RAP设备的可靠性。因此该方法能以量化的角度给电厂设计方评估采购设备的可靠性提供分析依据和数据支持，保证了采购的设备满足电厂设计的可靠性要求，为电厂的顺利运行和安全运行提供有力保障。

因此，该筛选准则适用于核电厂的D-RAP设备OPEX报告定量评估。

[1] 陈芳, 许荣斌. 先进核电厂可靠性保证大纲(RAP)初探[J]. 核安全, 2009(3): 47-53.

[2] 陈芳, 许荣斌. 试论可靠性保证大纲在先进核电厂的应用[C]//中国核学会核能动力学会核电质量保证专业委员会第十届年会暨学术报告会论文专集. 北京: 中国核学会, 2010.[3] International Atomic Energy Agency. Reliability assurance programme guidebook for advanced light water reactors[R]. IAEA TECDOC No. 1264. Vienna: Nuclear Power Technology Development Section International Atomic Energy Agency, 2001.

[4] U.S. Nuclear Regulatory Commission. Standard review plan for the review of safety analysis reports for nuclear power plants, Revision3: NUREG-0800[S]. Washington, DC: U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2007.

[5] U.S. Nuclear Regulatory Commission. An approach for using probabilistic risk assessment in risk-informed decisions on plant-specific changes to the licensing basis: RG 1.174[S]. Washington, DC: U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2009.

[6] U.S. Nuclear Regulatory Commission. Handbook of parameter estimation for probabilistic risk assessment: NUREG/CR-6823[S]. Washington, DC: U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2003.

[7] U.S. Nuclear Regulatory Commission. Industry-average performance for components and initiating events at U.S. commercial nuclear power plants: NUREG/CR-6928[S]. Washington, DC: U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2007.

Method of Quantitative Evaluation of Operating Experience Reports in Nuclear Power Plant

Wu Jie, Hu Juntao, Zhuo Yucheng

(Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute, Shanghai 200233, China)

A comprehensive method on quantitative evaluation of operating experience (OPEX) reports in nuclear power plant is put forward from the aspect of industry reliability and risk importance. The screening criteria of risk importance is identified and then modified by referring to RG 1.174. With PSA models, simulated calculations are performed to verify the applicability of the evaluation method. Calculation results show that by using applicable screening criteria in the evaluation method, significant risk increase would not be introduced, and the equipment whose reliability is significantly below the average level in the industry would not be purchased, while no exorbitant reliability is to be required on the design reliability assurance program (D-RAP) equipment, proving the method to be applicable in quantitative evaluation of OPEX reports in nuclear power plant.

nuclear power plant; OPEX report; reliability; PSA; quantitative evaluation

2016-03-03

吴杰(1990—)，男，助理工程师，主要从事爆破阀可靠性实验数据处理、D-RAP数据库及OPEX报告定量化评估。

E-mail: wujie@snerdi.com.cn

TM623.8

A

1671-086X(2016)05-0314-05