PSA风险重要度分析在高温堆调试监督中的应用探索

杨丰兆，周 鑫，李学法，陈 威，刘明明，牟 童，孙 凯

（生态环境部华东核与辐射安全监督站，上海 200233）

世界核电厂的运行经验表明，应用概率安全分析（Probabilistic Safety Assessment，简称PSA）可有效提高核电厂的安全性。因此，国家核安全监管部门非常重视并努力推广概率安全分析在核安全领域中的应用，同时，开始推动风险指引的核电厂监管体系探索工作［1，2］。生态环境部华东核与辐射安全监督站（以下简称华东监督站）应用概率安全分析结果，探索全球首座球床模块式高温气冷堆核电站示范工程（High Temperature Gas-Cooled Reactor Pebble-Bed Mod⁃ule，中文简称高温堆，英文简称HTR-PM）［3］调试活动的风险指引型监督，形成了基于概率安全分析的高温堆调试监督项目清单。

1 高温堆调试试验概况

参考调试大纲，高温堆共有调试试验项目314 项，其中，单堆试验138 项（每堆各69项），共用系统试验和联调试验176项。

高温堆调试阶段的划分基本上按照核安全导则《核电厂调试程序》（HAD 103/02）［4］的要求进行设计，分为3个主要阶段，12个子阶段。各阶段的调试试验数量对比如图1所示。

图1 高温堆各调试阶段试验数量对比Fig.1 Comparison of test quantity at each commissioning stage of HTR-PM

具体调试阶段划分如下：

A 阶段，预运行试验阶段，调试试验共计218 项，分为4 个子阶段：A0 为初步试验阶段（不计入调试试验项目总数）；A1 为冷态功能试验阶段；A2 为热态功能试验阶段；A3 为装料准备阶段。

B阶段，首次装料和初始临界试验、零功率试验、低功率试验阶段，调试试验共计27 项，分为3 个子阶段：B1 为首次装料和初始临界前试验阶段；B2为首次装料后除湿阶段；B3为低功率试验阶段。

C 阶段，功率试验阶段，调试试验共计69项，分为5 个子阶段：C1 为15%PFP（电厂额定功率）阶段；C2 为30%PFP 阶段；C3 为50%PFP 阶段；C4 为65%PFP 阶段；C5 为100%PFP阶段。

2 高温堆概率安全分析概况

概率安全分析采用系统可靠性评价技术（故障树、事件树分析）与概率风险分析方法对核电厂各种可能事故的发生和发展过程进行全面分析，对事故的发生频率及造成的后果做出定量估计，是核电厂不可或缺的分析工具［5-8］。

PSA 产生风险重要度结果。风险重要度是指一个部件/事件或割集对系统失效（在核电厂PSA 中一般指堆芯熔化）的贡献。某一事件的风险重要度数值大，则说明该部件/事件重要性高。PSA 常用的风险重要度指标有割集（Fussell-Vesely，简称FV）重要度和风险增加当量（Risk Achievement Worth，简称RAW）重要度。

压水堆核电厂PSA 一般采用3 级分析框架，即1级（以堆芯损伤为分析目标）、2级（分析安全壳行为，得到释放出的源项强度和分布）以及3 级（放射性释放对电站周边产生的影响）。考虑到高温堆的技术特点，压水堆PSA 评价的堆芯损伤和大量早期释放并不适用于高温堆PSA。因此，高温堆PSA采用了始发事件—事件树—释放类的一体化分析框架，如图2所示，即以始发事件为起点，以事件序列为主干，以释放类为终点的事件树框架，释放类成为高温堆PSA事件树的序列终态和主要定量化目标［7-9］。

图2 压水堆与高温堆的PSA框架对比Fig.2 Comparison of PSA framework between PWR and HTR-PM

高温堆概率安全分析给出了全范围内始发事件对风险指标的贡献分布，功率运行工况、低功率停堆工况和乏燃料贮存设施（正常卸料及贮存阶段）全范围始发事件对风险指标的总贡献率为99.9%。因此，应用上述概率安全分析结果可以保证选取的调试试验监督项目能够覆盖风险重要度高的部件。

3 调试监督项目的选取

3.1 调试监督项目选取的步骤

如何从314项调试试验中识别出对核电厂风险有重要贡献的试验项目进行监督，对国家核安全监管部门有效分配监督资源，确保高温堆调试质量，控制高温堆核安全风险具有重要意义。

本节将描述PSA 重要度分析结果在调试监督项目选取中的应用过程。调试监督项目选取的起点是PSA 重要度分析识别出了对核电厂风险有重要贡献的设备失效基本事件。

3.1.1 形成系统的重要基本事件清单

高温堆功率运行工况、低功率停堆工况、乏燃料贮存设施（正常卸料及贮存阶段）的概率安全分析报告产生了风险重要度分析结果。本研究选取针对设备失效的FV重要度分析（前50）和RAW重要度分析（前50）的数据，共计300条设备失效重要度分析结果。

根据设备失效重要度分析结果，本文将设备失效基本事件按照设备合并输出、制作表格，获得各系统的基本事件清单，共对应16 个系统，系统清单见表1，各系统的基本事件数量如图3所示。

表1 高温堆设备失效风险重要度高的系统清单Table 1 List of systems with high failure risk of equipment of HTR-PM

3.1.2 形成设备的重要基本事件清单

将各系统的基本事件清单按照设备进行排序，合并重复的基本事件，去除调试试验无法验证的基本事件（如设备维修不可用），形成各设备对应的重要基本事件清单。

图3 高温堆各系统的设备失效基本事件数量对比Fig.3 Number comparison of equipment failure basic events in each system of HTR-PM

3.1.3 选取调试监督项目和见证点

将各设备对应的重要基本事件与该系统的调试试验程序进行对照，选取验证该设备功能的试验章节为调试监督见证点，相应的试验项目即为调试监督项目。如果某一安全功能在多份试验程序中均进行验证，则选取试验工况更为严苛的试验程序。如热态功能试验的工况“氦气、7 MPa、250℃”比冷态功能试验的工况“空气、常温、常压”更为严苛，因此，应选择热态功能试验作为调试监督项目。

3.2 调试监督项目选取举例

本文以一回路压力泄放系统手动泄压阀1JEG40AA101调试试验选点的过程进行说明。

第一步，对排名前50 的FV 重要度和RAW重要度数据排序合并，本文产生一回路压力泄放系统的重要基本事件清单，见表2。

表2 一回路压力泄放系统相关的重要基本事件Table 2 Elementary events related to JEG system of HTR-PM

第二步，对表2中的基本事件按照设备进行排序、合并，本文得出各设备对应的基本事件清单，手动泄压阀1JEG40AA101 相关的基本事件见表3。去除调试试验无法验证的基本事件“1JEG40AA101 维修不可用”，则手动泄压阀1JEG40AA101 相关的基本事件只有一项，即“1JEG40AA101拒开”。

表3 手动阀1JEG40AA101相关的基本事件Table 3 Elementary events related to valve 1JEG40AA101

第三步，将“1JEG40AA101 拒开”基本事件与一回路压力泄放系统调试试验进行对照，调试试验程序《一回路压力泄放系统隔离阀功能试验》“8.3 手动泄压阀1JEG40AA101功能试验”验证了阀门的开启功能，因此，本文选取该试验作为调试监督项目，8.3 章节试验作为见证点。

3.3 基于PSA重要度分析的调试监督项目清单

应用高温堆PSA 重要度分析结果，本文共选取16个系统28份调试试验程序作为调试监督项目，见表4，同时选取73 个试验章节作为见证点。

表4 基于PSA重要度分析的高温堆调试监督项目清单Table 4 List of inspection objects of commissioning test of HTR-PM based on probabilistic safety assessment

基于PSA 重要度分析的高温堆调试监督项目清单涵盖16 个系统，其中10 个为安全级系统。同时，清单中选取了核岛正常厂用电系统、氦净化系统、厂用水系统等核岛非安全级系统的试验，选取了启动停堆系统、凝结水系统、常规岛交流厂用电系统等常规岛系统的试验作为调试监督项目。这些试验项目在以往基于确定论安全方法的调试监督实践中得到的关注较少，表明概率安全分析对确定论安全分析进行了有力补充。通过对上述调试监督项目清单中的试验采取与其重要度相适应的监管措施，我们可以将资源集中在重要设备，实现资源的优化配置和风险指引型监管。

4 结论

概率安全分析技术的发展为开展风险指引型监督，高效配置监管资源提供了支撑。华东监督站应用概率安全分析结果，探索开展了高温堆调试监督研究，分析了高温堆调试试验项目，选取了安全重要的调试试验和见证点，形成了基于PSA 重要度分析的高温堆调试监督项目清单。华东监督站将积极运用调试研究成果，探索风险指引型监督，合理配置调试监督资源，提高监督效率和效能。