高温气冷堆地震丧失厂外电的风险评价

姜卓尔，赵 军,2,3，王海涛,2,3，史 力,2,3

(1.清华大学 核能与新能源技术研究院，北京 100084；2.教育部先进核能技术协同创新中心，北京 100084； 3.先进反应堆工程与安全教育部重点实验室，北京 100084)

地震是核电厂设计和运行中安全评价需要重点关注的外部事件之一[1]。地震概率安全分析(seismic probabilistic safety analysis, SPSA)是核电厂进行地震风险评价的主要方法，地震导致的丧失厂外电(seismic loss-of-offsite-power, SLOOP)是需要重点关注的典型地震始发事件[2]。核电厂的电力供应是核安全的重要保障，而厂外电的丧失除了直接影响核电厂的正常运行及安全水平外，还可能会进一步导致全厂断电事故，因此必须要评价核电厂在丧失厂外电事件发生时的风险水平。在地震外部事件下，一般通常都会假设丧失厂外电一定发生，因此SLOOP的评价十分重要[2-3]。

本文以高温气冷堆SLOOP作为研究对象，以高温气冷堆内部概率安全分析(probabilistic safety analysis, PSA)的丧失厂外电(loss-of-offsite-power, LOOP)分析模型为基础，构建SLOOP的风险评价模型，以定量化地评价地震导致的丧失厂外电事故对高温气冷堆风险水平的贡献。

1 高温气冷堆内部事件PSA模型

SPSA方法概览如图1所示，其中最重要的3个要素为地震灾害分析、易损度评价和系统分析，前两者是SPSA的特有分析要素，其分析结果作为输入，以内部事件PSA模型的系统分析为基础，建立SPSA模型[3]。因此，内部事件PSA模型是SPSA模型的基础和前提，即SPSA的分析模型是基于对内部事件PSA模型的特定修改而得到的。

图1 SPSA方法概览[3]Fig.1 SPSA methodology overview[3]

高温气冷堆内部事件PSA模型采用标准的小事件树-大故障树方法进行建模，各始发事件根据其涉及的功能事件(functional event，FE)的状态(成功或失败)，建立各自的事件序列以模化事故情景，并采用故障树方法根据事件树中各FE的逻辑定量化其发生概率，进而得到各事件序列的发生频率[4]。图2示出了此过程的方法示意图。

图2 高温气冷堆内部事件PSA模型简例Fig.2 Simplified case of internal event PSA model of HTR

由于高温气冷堆不存在传统水堆定义的堆芯损伤(core damage, CD)，因此高温气冷堆的风险准则无法采用传统水堆的堆芯损伤频率(core damage frequency, CDF)和早期大量释放频率(large early release frequency, LERF)作为概率安全目标。根据《高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则》，高温气冷堆的概率安全目标为“所有导致厂址边界处个人全身剂量超过50 mSv的超设计基准事故序列累积频率应小于1×10-6(堆·年)-1”。根据该风险准则，定义“大量”释放类(large release categories, LARGE)：在高温气冷堆内部事件PSA的分析中超过50 mSv风险接受准则剂量的放射性释放，并用LARGE频率表征高温气冷堆风险评价所关注的目标。同样，本文中对高温气冷堆SLOOP的分析也将以LARGE释放类的发生频率作为定量化评价的目标。

2 高温气冷堆SLOOP风险评价建模方法

本文以高温气冷堆功率工况SLOOP为分析对象，以功率工况内部事件一级PSA模型为基础建立SLOOP的事件序列分析模型。根据高温气冷堆的设计，LOOP事件序列的发展包括反应性控制、余热排出、压力泄放、舱室排风4类缓解措施，根据系统和功能设计的具体情况，它们在LOOP事件树中体现为10个功能题头事件(图3)。

图3 LOOP事件树模型Fig.3 Event tree model for LOOP

2.1 SLOOP始发事件分析

基于美国、德国、法国以及IAEA的数据统计中合计590例LOOP事件的分析，厂外电丧失的原因中最重要的是人员失误，主要的设备故障发生于配电装置、主/辅厂外电、母线[5]。而我国丧失厂外电事件统计也给出4类原因：外电网线路故障、规程不完善、设备故障、人员失误[6]。

理论上，地震导致丧失厂外电始发事件的条件概率应针对上述识别的关键因素做进一步的量化分析，即需要综合考察地震事件对人误、规程、内外电网物项等的影响，这部分工作的不确定性很大，而且目前国内对正常情况下外电网丧失的分析尚不够深入。因此，由于核电厂的外电网设计通常是非安全级的，行业内在进行地震风险评价时，通常保守假设地震时核电厂一定发生丧失厂外电，即假定地震条件下丧失厂外电的条件发生概率为1。

PIE-SLOOP|a(a)=1

(1)

2.2 地震设备清单的确定

根据地震概率安全分析导则[3]第五章系统分析中给出的根据内部事件PSA模型建立SPSA逻辑模型的方法，地震事件序列中需补充受地震影响的构筑物、系统和部件(structure system & component, SSC)由于地震导致的相关失效及对应的失效模式，以保证地震风险评价模型的完整性，具体而言，包括SSC地震失效、地震失效的相关性、继电器震颤等，此外还要恰当考虑地震对人员操作失误的影响[2]。

上述需补充的SSC即为地震设备清单(seismic equipment list, SEL)，是需要在SPSA模型易损度评价的物项的集合[3]，因此确定在地震PSA模型中需补充的SEL是一个首要的基础工作。根据分析方法，通常采用内部事件PSA模型中包含的设备清单作为基础，对其进行增补来得到SEL。根据高温气冷堆内部事件PSA模型，确定高温气冷堆地震PSA的初始SEL包含约1 000个物项。

要将所有物项进行详细的定量化易损度分析，工作量过于庞大，因此通常需对SEL中包含的物项进行筛选，仅对保留的物项进行详细的定量化易损度分析。本文针对高温气冷堆SEL采用物项抗震能力和重要度两个重要维度对高温气冷堆初始SEL进行筛选。

1) 抗震能力筛选

SPSA推荐使用文献[6]的方法对SEL进行筛选[7]，筛选依据物项分类对抗震能力给出定性结论和处理建议。

根据初步筛选，SEL物项中高温气冷堆特有物项占内部事件PSA模型物项的5%，其余可确认筛除的占45%，建议保留进行进一步评价的占15%，需进行现场巡访确认的继电器、支撑、空间相互作用等细节信息的物项占35%。

2) 重要度筛选

重要度筛选在本分析中仅作为一个辅助手段，通过高温气冷堆内部事件PSA的重要度分析确定失效后对电厂风险水平影响较大的物项，以作为SEL筛选的辅助信息。在地震情况下重点关注地震导致设备“失效”而带来的影响，因此根据重要度的定义，选择增险价值(risk achievement worth, RAW)重要度作重要度评价的指标。RAW反映了某物项不可用时总风险的增加倍数，是PSA中常用的重要度指标[8]。在美国的风险指引工作中，通常认为RAW>2的物项对系统安全造成显著影响，重要程度较高[9]。

对于初始SEL中包含物项的筛选中，还需根据现场巡访做进一步的分析[2,7]，巡访的内容包含物项本身及锚固、空间相互作用等多方面，特别要对上述初步筛选后保留的物项进行重点关注。

高温气冷堆系统相对水堆核电厂大幅简化，设备数量明显减少，但厂房并未明显减小，因此其实际安装中设备存在空间干涉的情况极少，此外厂址地震水平较低，因此根据构筑物的设计要求，通常可假设为坚固的，失效概率极低。但在实际巡访中仍需保持警惕，以发现可能存在的设备、构筑物间的相互作用情况。经过巡访，在序列模型中SEL最终保留约30%的物项。

2.3 SLOOP风险评价模型的构建

SLOOP评价模型以内部事件LOOP模型为基础，需从事件树和故障树两个层面进行修改和完善。

事件树的修改是用于体现地震对于事件序列发展的影响，在不考虑地震次生灾害时，SLOOP事故缓解遵循系统的功能设计，功能事件次序也不发生变化，因此，对于事件树方面仅需修改始发事件的发生频率。

故障树的修改用于体现地震对SEL筛选保留物项的失效概率的影响。在内部事件PSA的故障树模型中添加地震导致物项发生失效的基本事件，并通过逻辑门与模型中已包含的物项的随机失效基本事件进行组合，示例如图4所示。此外，还需考虑空间相互作用、地震相关性等，视需要增加其他物项失效事件。

图4 内部事件PSA故障树修改方法Fig.4 Modification method for fault tree in internal event PSA model

此外，人员失误概率也会受地震影响，通常的做法是根据人员操作相关物项所在区域的可达性、地震对人员绩效影响因子的调整等，对人员失误概率进行调整。

3 SLOOP的定量化分析

SLOOP定量化分析中，其特有的两个组成部分包括：通过易损度分析确定地震物项的条件失效概率和通过地震灾害分析确定不同震级地震的发生频率。

3.1 SEL物项的易损度分析

在SPSA中，使用物项的易损度来描述不同的地震加速度下发生失效的条件概率[10]。

易损度分析采用物项抗震能力中值Am以及反映Am固有随机性和认知不确定性的概率误差βc，来描述物项的概率分布：

P|a=Φ(ln(a/Am)/βc)

(2)

精确地定量化分析物项的易损度可较准确反映物项的抗震能力随地震加速度变化的分布，但其工作量大且成本高，因此行业内通常仅针对SEL中重要的物项进行易损度分析，包含抗震能力低、重要度高、高温气冷堆特有的或工程判断的关键物项等(如不间断电源系统(UPS)蓄电池组、吸收球系统、控制棒系统、余热排出系统冷却水主管路)。对SEL抗震能力高、重要度低或工程判断不重要的物项，则可采用易损度数据库的参考值[11-13](表1)。

表1 典型易损度评价结果示例Table 1 Typical result of fragility analysis

在确定相关物项的易损度评价结果后，可针对内部事件PSA模型添加相应的地震失效基本事件，并对其发生概率进行定量化分析。本节以简化模型(图5)来说明相关事件的取值方法。

图5 简化的故障树Fig.5 Simplified fault tree

筛选得到物项E1需考虑地震条件失效，因此其模型中需包含易损度体现的地震失效和随机失效的概率组合。实际操作中简化计算，概率PE1-S|a(a)在给定区间(a1,a2)上取均值近似：

(PE1-S|a(a1)+PE1-S|a(a2))/2

(3)

(4)

3.2 SLOOP发生频率的估计

基于物项易损度工作，理论上可得到序列LARGE与地震加速度a的曲线。考虑到软件模型计算连续性分布的可行性，应用地震间隔将物项地震条件失效概率约化为与随机失效概率数据类型相同的点值。

高温气冷堆厂址地震灾害水平低，其SL-1设计基准地震为0.1g，因此研究的加速度区间取为0.1g～0.7g，取间隔宽度为0.05g划分区间，对地震导致LOOP的发生频率的定量化方法详述如下。

地震始发事件发生频率由地震事件和地震下始发事件的发生两部分组成，故：

fSIE(a)=fS(a)gPIE-SLOOP|a(a)

(5)

其中，fS(a)为地震灾害频率密度，通常由地震灾害曲线得到。地震灾害曲线H(a)表征了发生超越给定加速度地震的年频率(年超越频率)，根据前述的地震下LOOP条件发生概率为1，可得到：

(6)

由上两式得到fSIE(a)并进行积分即可得到不同地震间隔地震事件的发生频率。

为支持上述地震风险的定量化，本文采用了某东部沿海厂址典型地震灾害曲线的拟合曲线作为适合高温气冷堆厂址的灾害曲线。

由以上两个步骤的修改和分析，可利用分析软件基于修改后的SPSA模型定量化不同地震间隔下的LARGE发生频率。

3.3 SLOOP定量化假设

根据上述分析，SLOOP量化需基于一系列的合理假设，且根据目前条件有部分输入资料无法准确获取，因此为更清晰地说明SLOOP风险定量化计算的过程及结果，在定量化中进行了如下的假设：

1) SLOOP始发事件地震条件概率恒为1；

2) 物项易损度使用易损度数据库假设(个别如蓄电池也适用了精确计算)，失效模式取简化的地震失效，考虑物项地震相关性失效为零相关，地震人员失误与内部PSA模型相同；

3) 由于目前没有具体的厂址地震灾害曲线，因此地震灾害曲线由某典型厂址地震灾害曲线拟合近似得到；

4) 序列量化的加速度区间为0.1g～0.7g，地震间隔为0.05g。

3.4 SLOOP风险分析结果与讨论

根据上述的分析方法和假设，得到SLOOP的LARGE结果如图6所示。从图6可看出，SLOOP序列模型LARGE总频率(0.1g～0.7g)为1×10-11(堆·年)-1量级，随震级增大呈单峰分布。在0.45g～0.5g间隔达到间隔频率最大值，为1×10-12(堆·年)-1量级。此外，SLOOP的LARGE频率，远低于高温气冷堆内部事件PSA总LARGE的1×10-8(堆·年)-1量级[15]。

图6 SLOOP的LARGE结果Fig.6 LARGE result of SLOOP

对0.1g～0.7g的结果，根据最小割集分析，不同地震间隔中对LARGE频率具有重要贡献的因素包括如下三方面。

1) 设备：风险贡献大的割集，在0.1g～0.3g段，均包括低压列安全阀(拒开)；在0.1g～0.7g段，均包括吸收球停堆系统(地震失效)与控制棒停堆系统(地震失效)；在0.3g～0.7g段，均包括余热排出系统冷却水主管路(地震失效)。

2) 人误：在0.1g～0.15g，风险贡献大的割集中包括24 h后余热排出系统修复、操作员未能手动开启泄压管路；0.3g～0.7g均包括24 h后余热排出系统修复。

3) 共因：0.1g～0.15g，风险贡献大的割集中均包括余热排出系统空冷器共因失效。

识别出的地震敏感物项有吸收球停堆系统、控制棒停堆系统、余热排出系统冷却水主管路，三者的抗震能力较低是在0.1g～0.7g中LARGE频率较高的主要原因，但其中前两者易损度抗震试验具有较大的保守性，后者则在易损度概率偏差取了保守值，因此使得它们的抗震能力较低。

根据重要度分析(不含始发事件)表明：

1) 在各间隔统计重要度贡献最大的物项与失效模式，0.1g～0.3g为余热排出系统重要设备3/3共因失效，0.3g～0.7g为24 h后余热排出系统修复失败；

2) 在各间隔统计贡献最大的地震物项，在0.1g～0.25g和0.35g～0.4g是控制棒系统，0.25g～0.35g是一回路泄放系统高/低压列主隔离阀，0.4g～0.5g和0.55g～0.7g是余热排出系统冷却水主管路，0.5g～0.55g是余热排出系统膨胀水箱，与1)结果对比，地震物项远小于非地震物项的贡献；

3) 随着加速度的增大，物项在不同间隔的重要度显著减小。

重要度分析反映了余热排出系统在SLOOP模型中的重要性，在关键位置冗余设备的共因失效和人员失误对整个序列模型的LARGE频率贡献较大。

此外，冗余设备在地震下相关性失效的处理方法对LARGE频率也会产生一定的影响；地震下人员失误概率通常都会显著高于内部事件PSA的人员失误概率，预计会对LARGE频率产生较大的贡献。

4 结论与展望

基于地震概率安全分析的方法和流程，本文开展高温气冷堆地震始发事件SLOOP导致LARGE频率的定量化分析。结果表明，相对于内部事件PSA的LARGE水平，SLOOP对于高温气冷堆的风险贡献较小，而割集分析识别出吸收球停堆系统、控制棒停堆系统、余热排出系统冷却水主管路3个地震敏感物项，重要度分析判断出余热排出系统冗余设备和人员失误的重要性，以及地震相关性失效和地震人员失误应作为进一步的研究方向。本工作为SLOOP序列模型进一步精细分析提供了接口，为高温气冷堆其他始发事件序列的建模、量化、分析提供了比照。