核电厂内部火灾人员可靠性分析方法研究

张佳佳，刘坤秀，丁超，钱鸿涛,*，杨志义

（1.生态环境部核与辐射安全中心，北京 102488；2.中国核电工程有限公司，北京 100840）

火灾是核电厂面临的重要风险之一，福岛核事故后，包括火灾在内的内外部灾害成为国内外核安全监管机构关注的重点。国内核电厂建造许可证和运行许可证申请中必须开展内部火灾概率安全分析（PSA）工作[1]，而人员可靠性分析（HRA）是其中关键的技术要素和技术难点。美国核管会（NRC）专门发布了核安全导则NUREG/CR-6850[2]和NUREG—1921[3]来指引核电厂开展内部火灾PSA 和火灾HRA 工作，并通过不断升版和增补NUREG—1921 来对火灾HRA 的关键问题进行说明。国内何建东等将HCR/ORE 和CBDTM 方法与THERP 方法相结合应用于火灾情景下的HRA，并进行了实例分析[4]。卓钰铖等介绍了早期版本的范围（Scoping）HRA 方法，并进行了案例分析[5]，刘坤秀等对火灾HRA 的定性分析开展了研究[6]。国内各新建核电厂向监管机构提交的内部火灾PSA 报告中，内部火灾HRA 工作一般沿用内部事件HRA分析方法和思路，未能反映国际最新研究成果和实践。

本文研究了NUREG—1921 的火灾HRA 方法，将国内核电厂火灾响应机制及火灾人员响应特点反映到火灾HRA 考虑的绩效形成因子（PSF）中，并与国内常用的标准化人员可靠性分析（SPAR-H）PSF 因子进行了对比。在不改变导则分析方法和取值的前提下，为便于工程应用，优化改进形成了筛选HRA 决策树和主控室内Scoping HRA 决策树。以我国某压水堆核电厂电气厂房电气盘柜间区域发生火灾的HRA 为例，采用筛选HRA 方法、Scoping HRA方法和SPAR-H 方法进行了对比分析。本研究可以为国内核电工程项目开展火灾HRA 提供参考。

1 核电厂火灾响应机制及HRA 需考虑的因素

1.1 核电厂火灾响应机制

我国大部分核电厂均建立了四级消防行动（见表 1），相应级别的实施人员和在电厂发生火灾后人员的火警响应流程如图1 所示。

表1 核电厂四级灭火行动Table 1 The four-level fire fighting action of nuclear power plant

图1 某核电厂火灾响应流程Fig.1 The fire response process of certain nuclear power plant

1.2 核电厂火灾HRA 中需要考虑的因素

火灾HRA 在信号和指示、时间、程序和培训、复杂程度、工作负荷和压力、人机界面、环境、职责适宜度、班组沟通和人员配备等9 个方面[3]PSF 因子与内部事件HRA 存在着差异，需要特殊考虑，结合核电厂火灾响应流程，总结其差异和特点反映在表2 中，在分析中需要选定合适的方法来反映上述因素。在这些因素中，时间是最重要的因素。图2 展示了火灾HRA 时间模型，其中T0表示火灾发生的时刻，Tdelay表示操作员信号接收所需时间，Tsw表示时间窗口或任务时间，Tavail表示可用时间，Tcog表示诊断和决策的时间，Texe表示操作所需时间，Treqd表示整个缓解行动所需时间。

图2 火灾HRA 时间模型Fig.2 The time model of fire HRA

表2 内部火灾HRA PSF 因子与SPAR-H 方法PSF 因子对比Table 2 Comparison of PSFs of internal fire HRA and SPAR-H method

此外，在火灾HRA 分析中，还需要考虑时间裕量Tm，其计算公式为：

2 火灾HRA 方法

NUREG—1921 是NRC 专门为火灾PSA中的HRA 开发的导则，根据火灾HRA 要求的详细程度，分为筛选HRA、Scoping HRA、详细HRA 三个层次。根据分析对象的不同，又将火灾情景分为主控室火灾和非主控室火灾，对于主控室火灾情景中涉及主控室后撤人误事件，在参考文献［7］［8］中进行了详细说明。

2.1 筛选HRA

筛选HRA 可用于简化火灾 PSA 模型，筛选出火灾事故情景下重要的人员动作，筛选值分别是1.0、内部事件人员失误概率（HEP）、10 倍HEP 和0.1。图3 在不改变NUREG-1921筛选HRA 方法和取值前提下，优化改进形成了便于工程使用的筛选HRA 决策树。

图3 筛选HRA 决策树Fig.3 The decision tree for screening HRA

2.2 Scoping HRA

筛选分析获得的HEP 往往过于保守，因此NUREG-1921 导则提出了一种新的简化定量化分析方法Scoping HRA 方法，适用于新增的人误事件，或筛选分析数值过大的人误事件。Scoping HRA 方法将人误事件分为主控室内操作（INCR）、就地操作（EXCR）、远程停堆站操作（ASD）、响应误报警操作（SPI）四种类型。根据图4 Scoping HRA 方案选择图来判断进入对应类型决策树，并根据决策树对应的后果编码查表获得HEP 数值。为便于工程应用，图5 基于NUREG-1921 提供的流程图，优化改进形成了主控室内Scoping HRA 决策树，表3给出了对应的HEP 值。

表3 主控室操作的HEP 对应值Table 3 The HEP corresponding values of main control room operations

图4 Scoping HRA 方案选择Fig.4 The selection scheme for scoping HRA

图5 Scoping HRA 主控室内操作决策树Fig.5 The decision tree for scoping HRA of main control room operations

2.3 详细分析

如果经过 Scoping HRA 获得的HEP 仍过于保守，无法满足 PSA 整体定量化要求，则需要开展详细分析，以进一步减小定量结果的保守性。详细分析需要考虑火灾情境下的特点即9 个PSF 因子的情形，需要选定合适的HRA方法反映9 个PSF 因子并开展详细分析。表2与国内核电厂内外部事件常用的SPAR-H 方法的PSF 因子进行了对比。可以看出，除信号和指示外，其他PSF 因子在SPAR-H 均有反映。若信号和指示不可信时，人员失误概率取1。

3 案例分析

3.1 分析案例

以我国某压水堆核电厂电气厂房电气盘柜间区域发生火灾为例。该区域有一列110 V 直流配电柜以及110 V 蓄电池充电器，发生火灾可能使一列直流电丧失，控制棒失电下落，触发紧急停堆。如果该列设备在运行，将自动切换到另一列，由于厂外供电母线的切换，主给水将丧失。如果叠加辅助给水失效，二次侧给水全部丧失，蒸汽发生器水位迅速下降，操纵员进入规程执行一回路充排操作，手动启动安注系统，开启稳压器安全阀进行卸压。根据热工计算和电厂访谈，相关时间参数如表4 所示。假设全部丧失直流电时，火灾仍在持续，三级消防行动启动。该人误事件在内部事件已经考虑，分析过程如表5 所示，定量化结果为0.000 9。

表4 时间参数Table 4 Time parameters

3.2 筛选HRA 方法

火灾发生在电气厂房，丧失一列直流电，由于该区域有安全相关仪表的电缆桥架经过，可能引起安全系统相关仪表误动，要求操作员在火灾后53 分内完成相关缓解行为。根据图3 筛选HRA 决策树，取编号为D 的筛选值，即0.1。

3.3 Scoping HRA 方法

火灾发生在电气厂房，主控室接到信号后，火灾仍在持续，可用时间35 min。由于执行充排操作比较复杂，根据图5 决策树取后果编码为L 的HEP 数值。根据公式1 和表4 计算时间裕量Tm为412%，对应表3 取INCR30 对应的HEP 数值，即0.05。

3.4 详细分析

火灾发生后，三级消防行动启动，副值长或隔离经理在现场，主控室人员减少，叠加火灾因素，操纵员压力巨大，且执行充排操作诊断和操作较为复杂，经验培训相比内部事件不充分，相应PSF 取值如表5 所示。根据表5 分析过程HEP 为0.015。

表5 案例人误事件SPAR-H 分析过程Table 5 The SPAR-H analysis process of human error events

3.5 结果对比与讨论

图6 给出了筛选分析、scoping 分析和SAPR-H 详细分析三种方法的结果。

图6 分析结果对比Fig.6 Comparison of analysis results

根据结果可以看出，三种方法结果差异较大，方法的选择对结果起决定左右。筛选HRA方法和Scoping HRA 方法均为简化分析方法，取值的阶跃性较大，对结果有较大的影响，两种方法适用于简化初步的对堆芯损坏频率影响不大的人误事件。详细分析结果较筛选分析和Scoping HRA 方法小，从侧面说明筛选HRA 方法和Scoping HRA 方法更为保守。

4 结论与建议

本文研究了NUREG-1921 的火灾HRA 方法，将我国核电厂火灾响应机制及火灾人员响应特点反映到火灾HRA 考虑的PSF 中，并与国内常用的SPAR-H 方法PSF 因子进行了对比，在不改变导则分析方法和取值的前提下，为便于工程应用，优化改进形成了筛选HRA 决策树和主控室内Scoping HRA 决策树，并开展了案例分析。

同时，案例分析进一步表明，筛选HRA 方法和Scoping HRA 保守性较大，仅适用于初步简化火灾PSA。对PSA 结果有较大的影响的人误事件，均应开展详细分析，在分析中应详细考虑电厂特定的火灾响应机制，使得火灾HRA可以反映电厂的实际情况。本研究为核电厂开展火灾HRA 提供了参考，奠定了良好的基础。