核电厂管道风险重要度评估应用研究

王诗荟

摘 要：管道风险重要度评估是识别核电厂安全重要管道的手段，该文阐述了核电厂管道风险重要度评估应用的背景，介绍了管道风险重要度评估的方法和流程，以特定系统作为案例，定性分析案例系统管道破裂对核电厂安全的影响，并通过概率安全评价（PSA）模型进行定量评价，对案例系统管道破裂的后果进行分类，研究其管道破裂对核电厂风险的影响水平。

关键词：核电厂 管道风险重要度 概率安全评价

中图分类号：TP30 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2017）02（c）-0159-04

Abstract：The pipeline risk importance assessment is amethod to identificatesafety important pipeline in nuclear power plant. This paper introduces the background of pipeline risk importance assessment application and expatiates the method and process of pipeline risk importance assessment. Andthis paper take a specific system as a case， qualitatively analyzed the impact of the pipeline rupture on the safety of nuclear power plants， and carried out quantitative evaluation by probabilistic safety assessment （PSA） model， then classified the consequences of the case system pipeline rupture and study the risk affect level tothe nuclear power plant.

Key Words：Nuclear power plant； Pipeline risk importance； Probability safety assessment

概率安全评价（PSA）技术逐渐应用于核电厂的各个领域，风险指引型在役检查是其在核电厂在役检查领域的典型应用，为制定在役检查大纲提供合理的依据。管道风险重要度评估是风险指引型在役检查开发的重要环节，用于识别安全重要度高的管道，从而将检查置于安全重要的位置。文章介绍核电厂管道风险重要度评估方法，并以案例进行应用研究。

1 应用背景

1.1 概率安全评价技术

概率安全评价（PSA）是以概率论为基础的风险量化评价技术，经过30多年的发展，其在核电厂的设计、运行和维修等各个领域的应用范围越来越广泛，程度越来越深入。随着其应用发展，逐渐形成了风险指引型（Risk-Informed）安全管理理念和方法。基于对核电厂安全和经济上的贡献，风险指引型应用在世界范围内越来越被接受和推广，国际上很多国家和地区的核安全管理者和核电厂推进或开展了风险指引型的研究和应用。我国国家核安全监管部门也在大力推动PSA的发展，于2010年颁布了技术政策，期望在国内积极地、有步骤地推动PSA技术更大范围、更深层次的应用。

1.2 风险指引型在役检查

在核电厂的运行寿期内，对于管道裂纹缺陷，可以通过实施在役检查发现。风险指引型在役检查是近年来国际上流行的一项风险指引型应用，它基于概率安全评价（PSA）风险见解和传统工程分析，使得在役检查能够有针对性地实施，从而提高检查效率。管道风险重要度评估是风险指引型在役检查开发的重要环节之一，用于识别安全重要的管段。在风险指引型在役检查中，将管道破裂后果与破裂可能性结合，优先选取风险重要度高且破裂可能性大的部位进行重点检查，从而有效利用有限资源，提高检查效率。

2 管道风险重要度评估方法

管道风险重要度评估的基本流程如图1所示，主要包括管段划分、定性分析、定量评价、后果分类4个要素。

2.1 管段划分

对系统进行管道风险重要度評估，首先要将系统管道划分为若干管段，并对划分的管段进行编码。管段一般依据系统流程图沿流体流向从上游往下游划分，以设备、阀门、管道接口、安全壳作为划分边界，并且使同一管段预期后果影响相同。另外，在完成后果分类后，需要根据定量评价结果重新调整管段以保证每个管段具有相同的后果影响。

2.2 定性分析

定性分析主要对指分析管段破裂对电厂安全造成的影响进行分析。管段破裂对电厂的影响方式包括直接影响和间接影响。直接影响指破裂直接导致系统某列或系统失效，或者直接导致始发事件。间接影响指破裂导致水淹、喷溅或管道甩击，空间上影响相邻结构、系统和部件或导致水箱耗干而使得相关系统失效。

对电厂风险而言，不管是直接影响或间接影响，导致的后果不外乎3种：始发事件、缓解能力丧失、两者的组合。分析范围包括内部事件、早期大量放射性释放、外部事件。

因此在进行定性分析时，需要分析管段破裂对电厂造成的影响，从而判断管段破裂在分析范围内会对电厂风险导致哪种后果，以针对不同后果情况进行定量评价。

2.3 定量评价

定量评价是指根据管段破裂定性分析的结果，定量计算管段破裂对电厂风险的影响，即基于概率安全评价（PSA）模型，计算管道破裂对电厂CDF和LERF的影响，即条件堆芯损坏概率（CCDP）和条件大量放射性释放频率（CLERP）。分析中所使用的PSA模型的范围包括内部事件一级PSA模型，早期大量放射性释放频率LERF模型以及外部事件PSA模型（包括内部火灾、内部水淹、地震等）。计算方法如下。

（1）始发事件。

对于管道破裂直接或间接导致始发事件的情况，CCDP和CLERP的计算公式分别为：

式中：

i为始发事件类；

CDFi为第i类始发事件导致的CDF；

LERFi为第i类始发事件导致的LERF；

Fi为第i类始发事件的发生频率。

（2）缓解能力丧失。

对于管道破裂直接或间接导致缓解功能丧失的情况，CCDP和CLERP的计算公式分别为：

式中：

CDF1为某系统失效导致缓解能力丧失的CDF；

CDF0为计算的基准CDF；

LERF1为某系统失效导致缓解能力丧失的LERF；

LERF0为计算的基准LERF；

T为暴露时间。

T（暴露时间）为故障可能的存在的时间，根据不同情况，可能取技术规范中的后撤时间（AOT）、定期试验间隔、一个班值的时间等。

2.4 后果分类

基于上述定量评价得到的CCDP和CLERP，根据表1中的定量分类准则，可将管道破裂后果进行分类。

由表1可见，管道破裂后果可分为4类：

（1）高：管段破裂导致对电厂风险贡献重要的事件发生，和/或管段破裂明显导致电厂缓解能力下降。

（2）低：管段破裂导致预期的运行事件发生，和/或管段破裂不会明显导致电厂缓解能力下降。

（3）中：介于高于低之间。

（4）无影响：管段破裂对风险无影响。

3 管道风险重要度评估应用

3.1 管段划分

根据上面介绍的管道风险重要度评估方法，以某核电厂主给水系统作为案例，选取3个典型的管段，重点介绍管段破裂定性分析、定量评价、后果分类的过程和结果，对于整个系统的管段划分不做叙述。所选取的管段描述如表2所示，案例系统简化流程简图见图2。

3.2 定性分析

对案例管段进行定性分析，结果如下。

3.2.1 GD-001

功率工况主给水系统运行，该管段破裂会导致丧失主给水始发事件。

停堆工况主给水系统备用，该管段破裂会导致主给水系统功能丧失或降级，暴露时间为一个班值时间。

3.2.2 GD-002

功率工况主给水系统运行，该管段破裂会导致丧失主给水始发事件。

停堆工况主给水系统备用，该管段破裂会导致主给水系统功能丧失或降级，暴露时间为一个班值时间。

对于内部水淹，该管段所属区域有3个主调节阀，管段破裂后会通过喷淋、局部水淹及重大水淹等对周围造成影响，导致内部水淹始发事件。

3.2.3 GD-003

功率工况主给水系统运行，该管段破裂会导致主给水管道破口。

停堆工况该管段作为ASG系统给水管道运行，该管段破裂会导致主给水管道破口。

3.3 定量评价

该案例使用內部事件一级PSA模型、功率工况LERF模型、功率工况内部水淹一级PSA模型、功率工况内部火灾一级PSA模型，对案例管段进行定量评价，分析结果如表3所示。

3.4 后果分类

案例管段的后果分类结果如表4所示。

4 结论与建议

通过以上对管道风险重要度评估方法的介绍可以看出，该方法不仅能够定性识别管道破裂会造成的影响，而且能够得到管道破裂后果的定量化结果。在实施管道破裂后果评估时，PSA模型的质量直接影响定量评价的结果，因此必须确定所使用的PSA模型的范围、详细程度和技术充分性是否满足评价要求。另外，为了确定管道破裂的影响，除了收集相关资料外，还应进行必要的现场巡访，以使分析能够在最大程度内反映电厂的实际情况。

参考文献

[1] EPRITR-112657 Revised Risk-Informed Inservice Inspection Evaluation Procedure[S].1999.

[2] 苏州热工研究院.风险指引型在役检查实施程序[S].2013.

[3] 国家核安全局.PSA技术政策：概率安全分析技术在核安全领域中的应用[Z].2010.