田湾核电站3号、4号机组运行阶段内部事件一级PSA模型开发

杜金雁 董方宇 王怡明

（中国核电工程有限公司，北京100840）

0 引言

田湾核电站1号、2号机组于2014年开发并应用了风险监测器软件，实现了监测电站的风险变化，为电厂运行提供建议，评估和优化电站维修计划的风险水平，以及用于支持其他PSA的风险指引型的应用，如允许后撤时间（AOT）的优化等。

田湾核电站3号、4号机组于2018年投入商运，为实现风险指引型的应用，首先需要开发3号、4号机组运行阶段的PSA模型，将田湾1号~4号机组商运以来的经验和技术改造等内容反映到模型中，使PSA模型能够更真实地反映电厂的运行情况。然后再基于运行阶段的PSA模型开展风险指引工作，如进一步开发风险监测器，优化电厂试验维修等。

本文首先介绍了田湾核电站3号、4号机组运行阶段内部事件一级PSA模型开发的技术路线，然后按照PSA要素介绍模型开发方法，最后给出主要结果及风险见解。

1 技术路线

在进行田湾核电站3号、4号机组运行阶段内部事件一级PSA模型开发的过程中，应充分利用和借鉴国内外核电厂PSA分析的经验，参考ASME RA-Sa-2009、IAEA SSG-3等PSA导则、标准，采用小事件树-大故障树方法，利用RiskSpectrum软件建立PSA模型，开展定性和定量分析工作。

除参考电厂设计资料，如系统手册、电厂运行规程、事故规程等设计资料外，还参考了以下其他方面的资料，以反映3号、4号机组的实际运行情况：

（1）从同类型电厂内部事件一级PSA同行评估、定期安全审评、PSA应用反馈等方面收集的相关问题；

（2）田湾3号、4号机组商运以来的技术改造、物项替换等；

（3）田湾1号~4号机组商运以来的运行经验。

根据以上参考资料，结合PSA要素，判断其对PSA要素的影响，以田湾核电站1号、2号机组运行阶段内部事件一级PSA模型为基础，开发田湾核电站3号、4号机组运行阶段内部事件一级PSA模型。PSA各要素之间的关系如图1所示。

图1 PSA各要素之间的关系

2 田湾3、4号机组运行阶段PSA分析

以下介绍田湾核电站3号、4号机组运行阶段内部事件一级PSA各要素的开发，以及主要分析结果。

2.1 电厂运行状态划分

电厂运行状态（POS）是指运行参数相对恒定，在影响风险的方式上区别于其他状态的电厂状态。根据PSA的需要，将电厂的状态划分为一系列的POS，区别各个POS的参数包括衰变热移出机制、一回路开口状态、系统或设备的可用性、反应堆冷却剂系统参数、电厂活动以及特殊的风险等。

根据电厂特定的文件（如技术规范、正常停堆、换料和启堆规程）和记录（如近期维修计划和记录、运行数据、停堆历史和控制日志），结合电厂在低功率和停堆工况下的一些参数和配置，进行电厂运行状态（POS）的划分。

本分析中POS划分参考了田湾核电站3号、4号机组的运行操作单《机组从额定功率运行转大修再到额定功率运行》和技术规格书，将电厂运行状态进行初步划分后进行合并，最后得到6个POS组，POS持续时间采用1号~4号机组的运行数据，包括大修的记录时间和非计划停堆的记录时间。

2.2 始发事件分析

田湾核电站3号、4号机组始发事件分析参考了VVER-1000/B320的始发事件清单以及田湾核电站确定论安全分析采用的事件清单，结合田湾3号、4号机组的实际情况筛选剔除不符合田湾3号、4号机组设计的始发事件得到初步始发事件清单。通过工程评价补充新的始发事件（丧失取水口始发事件），通过主逻辑图演绎法验证和补充始发事件，并结合电厂1号~4号机组的运行经验得到最终始发事件清单如表1所示。

表1 始发事件类清单（部分）

为了便于事故序列分析，将具有相同的前沿系统成功准则且有相同的事故进程（要求操纵员做出同样的反应或要求核电厂有同样的自动响应等）的始发事件归并成一个始发事件组。始发事件频率来源于俄方PSA报告，部分始发事件频率根据田湾1号~4号机组的运行经验进行了贝叶斯更新或进行了始发事件频率故障树建模。

2.3 事件序列和热工水力分析

针对确定的始发事件，分别建立相应的事件树，事件序列的发展主要基于事故进展及事故规程的要求进行，同时也开展了与电厂操纵员的经验访谈，以使事故缓解，符合电厂对事故处理的策略。此外，根据同行评估的反馈以及目前PSA的良好实践，在进行运行阶段PSA模型开发的过程中采取了以下与设计阶段PSA明显不同的处理方法：

（1）使用故障树计算频率的始发事件，将故障树接入模型，以体现相关性。主要是丧失热阱、丧失余热导出系统事故。

（2）根据新的工程经验统一考虑恢复电源措施。

（3）结合田湾核电厂设计，考虑主泵轴封破口的影响。

采用热工水力分析确定各种始发事件下系统和设备的成功准则。采用电厂稳定运行后的实际参数搭建热工水力模型，根据事件树的发展需求，对成功准则及时间窗口进行计算，并在适当情况下进行包络分析。

2.4 故障树分析

故障树分析是将不希望发生的系统状态作为系统失效的分析目标，以故障树为工具，对系统进行评价，以找出导致系统发生某种失效状态的各种可能因素。根据故障树发展对于前沿系统和人员响应的需求，以及前沿系统对于支持系统的需求开展系统故障树建模分析。本分析中对安注、安喷、余排、事故注硼、容积和硼控制、稳压、仪控、供电、通风机冷却水等系统开展了系统故障树分析。

2.5 人员可靠性分析

在本分析中开展了始发事件前（A类）和始发事件后（C类）人员可靠性分析。在分析的过程中参考了田湾核电站3号、4号机组EOP规程，开展了人因访谈，并充分考虑了人因相关性。

2.6 数据分析

设备可靠性数据以俄方设计阶段PSA报告数据NUREG6928为基础，分析过程中对田湾1号、2号机组商运至2017年12月31日的PSA相关设备的状态报告、隔离票、运行日志等进行了统计整理，获得现场失效记录数据，并基于这些失效数据对设备可靠性数据进行更新。系统设备的试验维修不可用数据根据电厂的实际统计运行经验计算试验维修不可用度。

3 分析结果及建议

3.1 主要分析结果

田湾核电站3号、4号机组PSA分析针对功率工况和低功率停堆工况的总堆芯损坏频率的点估计值是1.05×10-6/堆年， 均值为1.09×10-6/堆年，5%分位值是4.30×10-7/堆年，中值是8.96×10-7/堆年，95%分位值是2.4×10-6/堆年。各POS对堆芯损坏频率的贡献如图2所示。各始发事件组对堆芯损坏频率的贡献见表2所示。功率工况和低功率停堆工况下的前5位支配性最小割集见表3和表4所示。

表2 始发事件组对CDF的贡献（前10位）

表3 功率工况下前5位支配性最小割集

表4 低停工况下前5位支配性最小割集

图2 各POS对堆芯损坏频率的贡献

从分析结果可以看出，POSA、POSE和POSF对总的堆芯损坏频率的贡献较大，均超过10%。从始发事件角度，安全壳内一回路小破口、丧失厂外电源、丧失余热导出系统始发事件对堆芯损坏频率的贡献最大，说明这三类事故是主要的风险贡献项。

通过以上分析可以看出，对于功率工况，共因失效对电厂CDF的贡献较为明显。在电厂的日常管理、维护、维修及试验等过程中，应对共因发生机理加以重视，以在一定程度上防止设备的共因失效，从而降低核电厂的堆芯损坏风险。对于低功率停堆工况，人员失误造成的贡献比功率工况更为显著，因此，停堆工况下的人员失误不容忽视。电厂应考虑增加报警提示手段，或完善相关的培训制度，通过加强核电厂安全文化的理念来减少人员失误的贡献。

3.2 结论和建议

本次PSA分析参考了核电厂的事故处理规程、安全分析报告、运行规程等大量的电厂设计和运行资料。同时也考虑了田湾核电站3号、4号机组在运行过程中实施的改进项，最大限度地贴近了田湾核电站3号、4号机组的设计、运行特点等实际情况。应用PSA技术和方法从影响堆芯损坏的角度出发，评价了电厂设计和运行等方面存在的薄弱环节。根据PSA分析见解，提出以下几项改进建议供设计优化和电厂改进做决策时参考：

通过改善和提高一些重要设备的可靠性和进一步加强电厂运行管理制度、加强电厂的在役检查质量、提高维修管理水平等措施，提高电厂安全水平。

在进入停堆工况后，尤其是在诸多保护逻辑闭锁后，人因事件对电厂的贡献较大，根据电厂的人因访谈结果，建议电厂借鉴其他类型电站的经验，加强事故进程的理解和事故规程的培训。

建议电厂增加针对停堆工况的事故规程，对缓解事故能够更加有效地提供指导，从而有效的管理风险，降低风险。