核電廠異常重要性判定(SDP)方法及其應(yīng)用

孫樹海，趙 力，鄭麗馨，陶書生，鄒 象，李華升

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082)

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核電廠異常重要性判定(SDP)方法及其應(yīng)用

孫樹海，趙 力，鄭麗馨，陶書生，鄒 象，李華升*

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082)

在核電廠的日常安全管理過(guò)程中，核安全管理人員會(huì)遇到大量的安全事項(xiàng)，正確、快速和有效地處理這些事件和異常是保證核電廠安全運(yùn)行的關(guān)鍵。目前核電廠和核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)都應(yīng)用分級(jí)分類管理的方式來(lái)處理這些核安全相關(guān)事項(xiàng)，這樣做可以使得安全重要度高的事項(xiàng)能夠得到足夠的關(guān)注，保證核電廠的總體安全水平。這種分級(jí)分類管理方式的重要的一環(huán)是能夠正確地確定安全事項(xiàng)的安全重要程度。隨著以概率安全分析(PSA)為代表的風(fēng)險(xiǎn)指引型安全管理方法的廣泛應(yīng)用，核安全管理人員可以利用風(fēng)險(xiǎn)重要程度來(lái)確定安全相關(guān)事項(xiàng)的重要程度。本文主要講述了目前廣泛使用的核電廠異常重要性判定方法(SDP)在開發(fā)及核安全管理中的應(yīng)用，以及其對(duì)未來(lái)我國(guó)核安全管理帶來(lái)的影響。關(guān)鍵詞：核電廠;運(yùn)行事件;篩選;經(jīng)驗(yàn)反饋

現(xiàn)階段，我國(guó)運(yùn)行核電機(jī)組數(shù)量快速增長(zhǎng)，如何保證運(yùn)行機(jī)組的安全是目前核電廠營(yíng)運(yùn)單位和核安全監(jiān)管當(dāng)局所面臨的挑戰(zhàn)。而對(duì)原有的安全管理和監(jiān)管手段進(jìn)行創(chuàng)新，提高管理和監(jiān)管的效率是解決這一難題的手段之一。

核電廠異常重要性判定方法(Significance Determination Process，SDP)是由美國(guó)核管會(huì)(NRC)首先開發(fā)使用的一種風(fēng)險(xiǎn)指引型的安全事項(xiàng)重要度判定工具，目前在國(guó)際上已廣泛使用。運(yùn)用此方法，核安全管理和監(jiān)管人員可對(duì)核安全相關(guān)事項(xiàng)進(jìn)行篩選和評(píng)估，進(jìn)而給出其風(fēng)險(xiǎn)重要性程度(用色塊綠白黃紅表示)[1-3]。

1 異常重要性判定方法概述

2000年，美國(guó)核管會(huì)(NRC)施行了新的反應(yīng)堆監(jiān)督程序(ROP)來(lái)監(jiān)管運(yùn)行核電廠。在程序中，美國(guó)核管會(huì)制定了完整的方法，對(duì)核電廠安全性能和風(fēng)險(xiǎn)狀況進(jìn)行量化評(píng)價(jià)，并依據(jù)評(píng)價(jià)結(jié)果，實(shí)施不同級(jí)別的監(jiān)管。

反應(yīng)堆監(jiān)督程序體現(xiàn)了美國(guó)核管會(huì)從上至下、分層管理的監(jiān)管理念。這種方法從期望的結(jié)果出發(fā)，制定和計(jì)算需要能夠反映這種結(jié)果的性能指標(biāo)，然后監(jiān)測(cè)這些性能指標(biāo)是否與所需要的目標(biāo)相一致。美國(guó)核管會(huì)的監(jiān)管的最終目標(biāo)是確保核電廠在充分保證公眾健康和安全的條件下運(yùn)行。

而確保最終目標(biāo)實(shí)現(xiàn)的這些性能指標(biāo)，在框架結(jié)構(gòu)中被描述為關(guān)鍵領(lǐng)域。他們分別為：反應(yīng)堆安全、輻射安全和電廠保衛(wèi)，形成了監(jiān)管框架的第二等級(jí)。而從風(fēng)險(xiǎn)指引型角度，識(shí)別出每個(gè)關(guān)鍵領(lǐng)域內(nèi)最重要的元素，并將這些元素稱為安全基石，將其置于監(jiān)管框架中的第三等級(jí)，如圖1所示[4-6]。

圖1 美國(guó)核管會(huì)(NRC)監(jiān)管框架Fig.1 Nuclear Safety Commission Regulatory Framework

圖2 SDP方法總體架構(gòu)和實(shí)施流程Fig.2 Overview and process of SDP method

安全基石有7個(gè)，分別是始發(fā)事件、緩解系統(tǒng)、屏障完整性、應(yīng)急準(zhǔn)備、公眾輻射安全、職業(yè)輻射安全和實(shí)體保衛(wèi)。

異常重要性判定方法便是反應(yīng)堆監(jiān)督程序的主要技術(shù)支柱之一。異常重要性判定方法根據(jù)事項(xiàng)涉及的安全基石、工況以及評(píng)估重點(diǎn)的不同，發(fā)展出了許多具體的評(píng)估子程序[7，8]，如圖2所示。

SDP引導(dǎo)程序根據(jù)事項(xiàng)的屬性，將其引導(dǎo)到不同的SDP評(píng)估程序進(jìn)行評(píng)估，各個(gè)評(píng)估程序也可以將評(píng)估對(duì)象引導(dǎo)到其他程序中，最終得到評(píng)估結(jié)果。

2 異常重要性判定方法評(píng)估程序

在核電廠發(fā)生的大量事項(xiàng)中在功率工況下發(fā)生的占有很大份額，下面以功率工況為例，介紹SDP評(píng)估程序的評(píng)估流程。

功率工況SDP結(jié)合了確定論和概率論的評(píng)價(jià)方法，流程包括2個(gè)階段。第1階段通過(guò)一系列基于確定論的問題對(duì)事件進(jìn)行特征評(píng)價(jià)，能快速的篩選出低安全重要度的事件，這些事件不需要進(jìn)入第2階段評(píng)價(jià)。需要說(shuō)明的是，如果事項(xiàng)經(jīng)過(guò)篩選后被判定為更適合其他異常重要性判定方法(SDP)評(píng)估程序，則轉(zhuǎn)向相應(yīng)的評(píng)估程序進(jìn)行分析。具體第1階段評(píng)估流程如圖3所示。

圖3 功率工況SDP第1階段評(píng)估流程Fig.3 Process of phase 1 of At-Power SDP method

第2階段則是對(duì)需要進(jìn)入第2階段評(píng)估的事項(xiàng)進(jìn)一步進(jìn)行評(píng)估，能夠計(jì)算得到發(fā)現(xiàn)項(xiàng)造成的堆芯損壞頻率增量(ΔCDF)的量級(jí)，然后依據(jù)表1，將計(jì)算所得的結(jié)果使用“綠、白、黃、紅”中的一種亮燈顏色標(biāo)識(shí)出來(lái)，以此來(lái)反映事件的風(fēng)險(xiǎn)重要程度，其具體風(fēng)險(xiǎn)等級(jí)如表2所示[9]。如果經(jīng)過(guò)第2階段的評(píng)估發(fā)現(xiàn)，發(fā)現(xiàn)項(xiàng)的風(fēng)險(xiǎn)重要度不是綠色，則需要進(jìn)入概率安全分析(PSA)評(píng)價(jià)。功率工況SDP的第2階段實(shí)施流程如圖4所示。

圖4 功率工況SDP第2階段評(píng)估流程Fig.4 Process of phase 2 of At-Power SDP method

顏色風(fēng)險(xiǎn)大小程度綠色表示安全性能完全滿足相關(guān)安全基石的目標(biāo),電廠性能沒有重大偏離白色表示安全性能偏離期望的正常范圍,安全裕量略有下降,但是滿足安全基石的目標(biāo)黃色表示安全性能下降明顯,安全裕量有所下降,安全基石目標(biāo)滿足情況有所下降紅色表示安全裕量大幅度降低,連續(xù)運(yùn)行有可能將不能確保公眾的健康與安全

表2 顏色表示所代表的風(fēng)險(xiǎn)(定量)Table 2 The Risk Represent by Color identification(Quantitation)

3 異常重要性判定方法(SDP)與概率安全分析(PSA)的關(guān)系

利用概率安全分析(PSA)方法來(lái)對(duì)安全事項(xiàng)進(jìn)行安全重要度評(píng)估是常用手段,而且計(jì)算精度高;但是，評(píng)估成本是非常大的，這是因?yàn)閇10,11]：

首先，要求使用者對(duì)PSA模型非常了解，需要準(zhǔn)確的找出降級(jí)工況在PSA模型中的位置，并且同一個(gè)降級(jí)工況可能影響多個(gè)PSA要素，這對(duì)使用人員的要求很高，工作量也很大。

其次，概率安全分析(PSA)模型的開發(fā)成本和維護(hù)成本都很高，即使是同一類型的核電廠，其PSA模型也是存在區(qū)別的，而且隨著核電廠具體配置的升級(jí)和變更，PSA模型也需要修改。

再次，概率安全分析(PSA)計(jì)算的結(jié)果雖然精確，但是難以簡(jiǎn)單判斷評(píng)估的邏輯性，并且結(jié)果可讀性也較弱。

而對(duì)于核安全管理和監(jiān)管人員，事項(xiàng)來(lái)源于許多不同的機(jī)組，對(duì)于大部分事項(xiàng)而言，其安全重要度明顯是極低的，并不需要進(jìn)行詳細(xì)的PSA分析。此時(shí)，就需要對(duì)PSA模型進(jìn)行簡(jiǎn)化，得到一個(gè)高效率、低門檻、開放性的評(píng)估方法，這就是開發(fā)異常重要性判定方法(SDP)的主要目的。

4 異常重要性判定方法(SDP)判定模型的開發(fā)原則

以功率工況SDP為例，其第2階段的評(píng)估完全是根據(jù)對(duì)PSA模型進(jìn)行簡(jiǎn)化處理所得到的SDP判定模型進(jìn)行的。SDP判定模型的建立關(guān)鍵是通過(guò)合理地對(duì)PSA模型進(jìn)行簡(jiǎn)化，去除對(duì)定量化結(jié)果影響不大的相關(guān)安全因素，其基本原則如下[10]。

4.1 功能題頭的簡(jiǎn)化

對(duì)配置相同、功能一致的功能題頭事件進(jìn)行合并，而不對(duì)其所處的始發(fā)事件序列進(jìn)行區(qū)分。對(duì)于屬于同一功能的連續(xù)動(dòng)作的題頭事件進(jìn)行合并。對(duì)于會(huì)導(dǎo)致轉(zhuǎn)向其他事件樹的功能題頭事件則進(jìn)行刪除，或單獨(dú)建模處理。將導(dǎo)致的堆芯損壞頻率(CDF)值很小(10-10/堆年以下)的事件序列刪除。事件樹中某些題頭事件的配置和成功準(zhǔn)則會(huì)根據(jù)所處序列的不同而不同，可以將其拆分為多個(gè)配置和成功準(zhǔn)則確定的功能題頭事件。

4.2 失效概率的統(tǒng)一

在概率安全分析(PSA)分析中，安全事項(xiàng)的風(fēng)險(xiǎn)增量，就是源于安全事項(xiàng)對(duì)事件樹中所有要素失效概率造成的影響。不同的核電廠由于具體配置和運(yùn)行情況的不同，不僅事件樹模型存在差異，即使是相同事件樹形式，其基本事件的失效概率也是不同的。而SDP方法則通過(guò)列化處理和量級(jí)化處理將要素的失效概率進(jìn)行統(tǒng)一，簡(jiǎn)化了評(píng)估流程。

4.3 始發(fā)事件的簡(jiǎn)化

對(duì)功能題頭事件進(jìn)行簡(jiǎn)化后，將事件樹進(jìn)程基本一致的始發(fā)事件進(jìn)行合并，并以最不利工況進(jìn)行包絡(luò)。合并后的始發(fā)事件頻率為被合并始發(fā)事件頻率之和，同時(shí)將頻率極小且造成的堆蕊損壞頻率小于10-10/堆年的始發(fā)事件進(jìn)行刪除。

4.4 始發(fā)事件和功能題頭事件頻率的量級(jí)化

將經(jīng)過(guò)合并和刪除后的始發(fā)事件和功能題頭事件頻率進(jìn)行量級(jí)化處理，引入始發(fā)事件水平(IEL)來(lái)代替始發(fā)事件頻率(IEF)，IEL=-log(IEF的量級(jí))，例如，始發(fā)事件頻率為2.8×10-3/堆年時(shí)，其IEL為3。如果安全事項(xiàng)造成始發(fā)事件頻率上升，通常情況下，SDP將其處理為將IEL提高一個(gè)等級(jí)，例如，某安全事項(xiàng)會(huì)造成IEL為3的喪失廠外電(LOOP)事件頻率上升則提高一個(gè)等級(jí)，按照IEL為2進(jìn)行計(jì)算。

SDP中對(duì)始發(fā)事件頻率和功能題頭失效概率都進(jìn)行了量級(jí)化處理后，再將安全事項(xiàng)的暴露時(shí)間T0劃分為3天以內(nèi)、3-30天、30天以上三個(gè)區(qū)間，分別對(duì)應(yīng)暴露時(shí)間水平T0L為2、1、0。

所以SDP對(duì)于ΔCDF的計(jì)算公式為：

其中，T0L為暴露時(shí)間對(duì)應(yīng)的暴露時(shí)間水平，IEL為事故序列的始發(fā)事件水平，PL為事故序列中所有功能題頭剩余緩解能力的和[11-13]。

而在將受影響的CD序列進(jìn)行堆蕊損壞頻率量級(jí)求和時(shí)，采用了近似處理，即3個(gè)同一量級(jí)的CD序列等效為一個(gè)高一個(gè)量級(jí)的CD序列。舉例來(lái)說(shuō)，就是3個(gè)量級(jí)為“6”的CD序列相當(dāng)為1個(gè)量級(jí)為“5”的CD序列，3個(gè)量級(jí)為“5”的CD序列相當(dāng)為1個(gè)量級(jí)為“4”的CD序列，以此類推，求和過(guò)程中取整。首先這樣的處理方式肯定是保守的，并且通過(guò)將SDP事故序列同PSA模型的事故序列進(jìn)行比較以及大量應(yīng)用經(jīng)驗(yàn)可以說(shuō)明，這樣的處理是合適的。

下面以某兩環(huán)路M310型核電廠大破口失水事故(LLOCA)事件樹簡(jiǎn)化為例，介紹為建立SDP判定模型而進(jìn)行的簡(jiǎn)化過(guò)程。LLOCA是由大破口(LLOCA1A)和壓力容器直接注入管線大破口(LLOCA2A)簡(jiǎn)化合并而來(lái)，其事件樹如圖5所示。

對(duì)比兩個(gè)事件樹可以看出事故進(jìn)程完成相同，唯一的不同點(diǎn)為中壓安注箱注入題頭存在如下差別，對(duì)其進(jìn)行了相應(yīng)的處理：

(1)2/2臺(tái)中壓安注箱成功注入(M02)：其成功準(zhǔn)則為需要兩臺(tái)安注箱全部投入使用;

圖5 LLOCA1A與LLOCA2A事件樹Fig.5 LLOCA1A and LLOCA2A Event Tree

(2)完好的1臺(tái)中壓安注箱成功(M03)：其成功準(zhǔn)則為需要任一臺(tái)安注箱投入使用，但由于壓力容器直接注入管線產(chǎn)生大LOCA，導(dǎo)致一臺(tái)安注箱不可用，則只有一臺(tái)完好的安注箱可用;

(3)中壓安注箱注入題頭(SIT)風(fēng)險(xiǎn)矩陣已經(jīng)考慮了各種失效模式。

因此，最終決定把安注箱投入相關(guān)的題頭進(jìn)行合并，統(tǒng)一歸為中壓安注箱注入題頭(SIT)。最后確定構(gòu)建大破口失水事故(LLOCA)事件樹形式,如圖6所示。

圖6 SDP模型中LLOCA事件樹Fig.6 LLOCA Event Tree of SDP Model

異常重要性判定方法(SDP)事件序列表包括3方面的信息：事件樹中的功能事件、功能事件的成功準(zhǔn)則、事件樹中全部的CD序列。根據(jù)構(gòu)建的LLOCA事件樹，確定SDP事故序列(CD序列)，進(jìn)而確定所涉及的題頭包括EAS01、EAS02、LPR01、LPR02、LPSI、SIT。根據(jù)始發(fā)事件的邊界條件及相關(guān)題頭的成功準(zhǔn)則，進(jìn)而確定每個(gè)題頭的成功準(zhǔn)則。

根據(jù)核電廠的系統(tǒng)設(shè)備配置及相關(guān)事故進(jìn)程的最小配置要求，最后編制成如下的事故序列表3，各題頭的成功準(zhǔn)則，見表4。

表3 事故序列表Table 3 Accident Sequence

綜上所述，SDP判定模型的建立實(shí)際上是對(duì)核電廠PSA模型的簡(jiǎn)化，其簡(jiǎn)化過(guò)程中遵循一定的原則，其判定的結(jié)果理論上應(yīng)該比核電廠PSA模型計(jì)算的結(jié)果更加保守，這樣才能達(dá)到對(duì)安全事項(xiàng)篩選的目的。SDP模型的建立后，還需進(jìn)行PSA的驗(yàn)證工作，即利用PSA對(duì)SDP模型的正確性和保守性進(jìn)行驗(yàn)證，根據(jù)驗(yàn)證結(jié)果進(jìn)行適當(dāng)?shù)恼{(diào)整。

表4 成功準(zhǔn)則Table 4 Success Criteria

5 異常重要性判定方法(SDP)判定的良好實(shí)踐

美國(guó)104個(gè)在運(yùn)核電廠在2012年2季度至2013年1季度期間，各個(gè)安全基石相關(guān)的安全事項(xiàng)的數(shù)量如圖7和表5所示[13，14]。

圖7 美國(guó)核電廠2012年2季度至2013年1季度期間安全事項(xiàng)分布圖Fig.7 Safety Matter Distribution of American NPPs From the Second Quarter of 2012 to the First Quarter of 2013

風(fēng)險(xiǎn)重要度紅色黃色白色大于綠色綠色數(shù)目22154961百分比0.2%0.2%1.6%0.4%97.6%

從評(píng)估結(jié)果來(lái)看，始發(fā)事件安全基石、緩解系統(tǒng)安全基石、屏障完整性安全基石相關(guān)安全事項(xiàng)占總數(shù)的85%左右。表4對(duì)過(guò)去一年中安全事項(xiàng)的最終判定結(jié)果進(jìn)行了分析，其中最終判定結(jié)果為綠色的占97.6%，判定大于綠色的安全事項(xiàng)僅占2.4%。

可以看出，通過(guò)SDP分析對(duì)風(fēng)險(xiǎn)進(jìn)行量化、推進(jìn)的風(fēng)險(xiǎn)指引型核安全管理，美國(guó)核電廠全年所需關(guān)注的核安全事項(xiàng)不足1000個(gè)，平均每個(gè)機(jī)組在10個(gè)左右，安全重要度較高的事項(xiàng)23個(gè)，平均每個(gè)機(jī)組0.22個(gè)，這使得NRC可以充分關(guān)注核安全重要度較高的事項(xiàng)，合理配置資源。

6 典型案例

下面對(duì)幾個(gè)典型事件的SDP評(píng)估情況進(jìn)行簡(jiǎn)單的介紹。

6.1 美國(guó)Fort Calhoun核電廠電氣開關(guān)斷路器安裝和校準(zhǔn)存在缺陷導(dǎo)致火災(zāi)事件

事件概況：2011年7月7日，核電廠一個(gè)電氣開關(guān)設(shè)備發(fā)生火災(zāi)，該電氣開關(guān)主要用于為乏燃料水池冷卻所需要的重要系統(tǒng)和設(shè)備供電。該火災(zāi)導(dǎo)致相關(guān)系統(tǒng)兩列電源喪失。NRC對(duì)事件進(jìn)行了檢查,發(fā)現(xiàn)造成這次火災(zāi)的是一個(gè)更換過(guò)的斷路器故障導(dǎo)致。該斷路器位于電氣開關(guān)內(nèi)，更換時(shí)間是18個(gè)月前。更換時(shí)電氣部件之間的校準(zhǔn)偏差和連接處的清理不充分(表面有硬化的油脂),使連接點(diǎn)的電阻增加,導(dǎo)致了溫度升高并發(fā)生火災(zāi)，造成了其供電電源喪失。煙灰和煙氣的蔓延穿過(guò)防火屏障，導(dǎo)致另一列設(shè)備的斷路器也發(fā)生動(dòng)作而喪失功能。事件導(dǎo)致乏燃料水池喪失冷卻90分鐘。在隨后的補(bǔ)充檢查中，發(fā)現(xiàn)多個(gè)斷路器的更換情況均存在相同的問題[14]。

重要性判定(SDP)：火災(zāi)事件發(fā)生在機(jī)組冷停堆狀態(tài)。該缺陷的暴露時(shí)間選取了SDP所允許的最大暴露時(shí)間(1年)。評(píng)估人員對(duì)外部事件進(jìn)行了評(píng)估，得出火災(zāi)的發(fā)生頻率為7.0×10-2/堆年。分析中包含了火災(zāi)可能影響到的9個(gè)常閉斷路器，風(fēng)險(xiǎn)重要度判定為“紅色”。PSA精確計(jì)算結(jié)果顯示ΔCDF=1.1×10-4/堆年。另外考慮地震所誘發(fā)的火災(zāi)的計(jì)算結(jié)果為ΔCDF=2.7×10-4/堆年。由于該安全事項(xiàng)并未造成放射性早期大規(guī)模釋放，所以其最終計(jì)算結(jié)果為：

ΔCDF=1.1×10-4/堆年+2.7×10-4/堆年≈4×10-4/堆年

6.2 美國(guó)Arkansas Nuclear 1核電廠設(shè)備冷卻水泵失效事件

事件概況：2012年6月30日，核電廠1號(hào)機(jī)組發(fā)生一起設(shè)備冷卻水泵C失效事件。該事件的根本原因是未能按照采購(gòu)相關(guān)文件進(jìn)行物料采購(gòu)，導(dǎo)致錯(cuò)誤的聯(lián)軸器被安裝于設(shè)備冷卻水泵C上，直接導(dǎo)致了聯(lián)軸器損壞，該泵不可用。

重要性判定(SDP)：該事件對(duì)始發(fā)事件安全基石和緩解系統(tǒng)安全基石都有潛在的影響，評(píng)估人員分析得出其對(duì)緩解系統(tǒng)安全基石的影響占據(jù)主導(dǎo)地位，主要對(duì)堆芯的長(zhǎng)期冷卻功能有影響，通過(guò)SDP分析得出其風(fēng)險(xiǎn)重要度較低—“綠色”。

6.3 美國(guó)Perry 1核電廠撤除反應(yīng)堆廠房?jī)?nèi)源量程中子探測(cè)器事件

事件概況：NRC檢查人員發(fā)現(xiàn)Perry 1核電廠撤除了反應(yīng)堆通道內(nèi)的源量程中子探測(cè)器。該區(qū)域?qū)儆诜派湫暂^高的區(qū)域，撤除源量程中子探測(cè)器后，該區(qū)域的放射性風(fēng)險(xiǎn)將無(wú)法評(píng)估和衡量。

重要性判定(SDP)：評(píng)估人員認(rèn)為該事件導(dǎo)致反應(yīng)堆通道區(qū)域內(nèi)發(fā)生過(guò)度輻射事件的風(fēng)險(xiǎn)大大增加，核電廠并沒有有效的手段去進(jìn)行監(jiān)測(cè)，潛在違反了ALARA原則，且該事件對(duì)于交叉領(lǐng)域中的人員績(jī)效也有影響，最終將其風(fēng)險(xiǎn)重要度定為“白色”[15]。

6.4 國(guó)內(nèi)某核電廠CFI001/002SC接線錯(cuò)誤問題

2015年7月，機(jī)組在執(zhí)行核電廠循環(huán)水過(guò)濾系統(tǒng)(CFI)中高速電機(jī)帶載能力試驗(yàn)時(shí)，發(fā)現(xiàn)以下問題：

(1)A列旋轉(zhuǎn)濾網(wǎng)啟動(dòng)高速電機(jī)后，CFI001SC信號(hào)持續(xù)觸發(fā)，停運(yùn)高速電機(jī)后，在旋轉(zhuǎn)濾網(wǎng)轉(zhuǎn)速較高時(shí)，低速電機(jī)立即啟動(dòng);

(2)B列旋轉(zhuǎn)濾網(wǎng)啟動(dòng)中速電機(jī)后，CFI002SC信號(hào)持續(xù)觸發(fā)，停運(yùn)中速電機(jī)后，低速電機(jī)立即啟動(dòng)。

2015年7月16日，核電廠進(jìn)行CFI001/002SC故障處理時(shí)，發(fā)現(xiàn)CFI001/002SC接線錯(cuò)誤。CFI001/002SC為核電廠循環(huán)水過(guò)濾系統(tǒng)(CFI)低速電機(jī)的轉(zhuǎn)速開關(guān)，分別為低速電機(jī)001/002MO提供啟動(dòng)信號(hào)，CFI001/002SC故障將可能影響到旋轉(zhuǎn)鼓網(wǎng)的運(yùn)行，進(jìn)而威脅到循環(huán)水系統(tǒng)、重要廠用水系統(tǒng)、循環(huán)水處理系統(tǒng)、輔助冷卻水系統(tǒng)的可用性，可能導(dǎo)致熱阱的喪失。

重要性判定(SDP)：CFI001/002SC故障可能威脅到旋轉(zhuǎn)濾網(wǎng)旋轉(zhuǎn)功能，可能造成最終熱阱的喪失，對(duì)其進(jìn)行了重要度判定，結(jié)果為“白色”事件[15]。

7 結(jié)論

目前國(guó)內(nèi)核電廠都已開發(fā)了自身的功率工況和停堆工況下的PSA模型，核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)也已開發(fā)符合監(jiān)管需要的SPAR MODEL(標(biāo)準(zhǔn)PSA模型)，這給SDP的開發(fā)和使用打下了良好的基礎(chǔ)。國(guó)內(nèi)核電廠和核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)在開發(fā)和使用SDP的過(guò)程中積累了一定的經(jīng)驗(yàn)，逐步形成了完善的實(shí)施流程，加強(qiáng)了安全決策的有效性，可以更有效地利用監(jiān)管資源和減輕核電廠不必要的負(fù)擔(dān)，提高了核電廠運(yùn)行、維修的靈活性。其中，國(guó)家核安全局已開發(fā)了“核電廠異常重要性判定系統(tǒng)”。該系統(tǒng)已投入使用，供核安全管理人員使用。田灣核電站和秦山第二核電廠也開發(fā)了自己的SDP判定系統(tǒng)，應(yīng)用于日常安全管理過(guò)程中。

SDP判定方法實(shí)現(xiàn)了風(fēng)險(xiǎn)的量化評(píng)估，真正做到對(duì)涉及核安全相關(guān)的事項(xiàng)進(jìn)行分級(jí)管理，合理配置技術(shù)和監(jiān)管資源。而美國(guó)NRC和核電廠使用SDP后不斷提升的安全和經(jīng)濟(jì)業(yè)績(jī)也對(duì)其效果提供了佐證。

隨著以SDP判定方法為代表的風(fēng)險(xiǎn)指引型方法在核安全管理和監(jiān)管中的應(yīng)用，我國(guó)核安全監(jiān)督和管理將越來(lái)越科學(xué)和有效。

[1] NRC. IMC0308 Attachment3, Significance Determination Process Basis Document[S].Washingtong DC:NRC,2006.

[2] NRC. IMC0308 Attachment3 Appendix A, Technical Basis For The At-Power Significance Determination Process[S].Washingtong DC:NRC,2012.

[3] NRC.IMC0308 Attachment3 Appendix G, Technical Basis For Shutdown Operations Significance Determination Process[S].Washingtong DC:NRC,2005.

[4] NRC.IMC0308 Attachment3 Appendix A, Technical Basis For The At-Power Significance Determination Process[S].Washingtong DC:NRC,2012.

[5] NRC.IMC0609,Significance Determination Process[S].Washingtong DC:NRC,2011.

[6] NRC.IMC-0308 Att 3, App A, Technical Basis for At Power Significance Determination Process[S].Washingtong DC:NRC,2006.

[7]NRC.IMC0308 Attachment3 Appendix B, Technical Basis For Emergency Preparedness Significance Determination Process[S].Washingtong DC:NRC,2012.

[8] NRC.IMC0308 Attachment3 Appendix C, Technical Basis For Occupational Radiation Safety Significance Determination Process[S].Washingtong DC:NRC,2005.

[9] NRC.IMC0308 Attachment3 Appendix F, Technical Basis For Fire Protection Significance Determination Process At Power Operations[S].Washingtong DC:NRC,2005.

[10] 鄭麗馨，孫樹海，陶書生，等.核電廠RCV主泵斷軸事件的重要性判定[J]. 原子能科學(xué)技術(shù)，2015,49(12)：2189-2194.

[11] NRC.IMC0308 Attachment3 Appendix D, Technical Basis For Public Radiation Safety Significance Determination Process[S].Washingtong DC:NRC,2004.

[12] NRC. Reactor oversight process(ROP) basis document (IMC0308)[S].Washingtong DC:NRC,2007.

[13] NRC. Initial characterization of findings (IMC 0609 Attachment 4)[S].Washingtong DC:NRC,2012.

[14] NRC,IMC0609 Appendix K. Maintenance Risk Assessment and Risk Management Significance Determination Process[S].Washingtong DC:NRC,2005.

[15] 顧曄藝.淺談風(fēng)險(xiǎn)指引型核安全法規(guī)體系[S].核安全，2008(1)：26-23.

Significance Determination Process of NPP and Application

SUN Shuhai, ZHAO Li, ZHENG Lixin, TAO Shusheng, ZOU Xiang, LI Huasheng*

(Nuclear and Radiation Safety Center, MEP, Beijing，10082，China)

The nuclear safety supervisor must deal with lots of events in the safety supervision of NPPs. It is important that these are solved quickly and correctly. Now the NPPs and supervision institute solve these events relevant to nuclear safety according to grading and classification, it make the more important events paid much attention and ensure the NPPs safety. the most important part of the mode of grading and classification is how to judge significance of events. With probabilistic safety analysis (PSA) application in nuclear safety supervision, the nuclear safety supervisor could determine the events important significance according to the risk important degree. This paper described Significance Determination Process(SDP) of NPPs application in importance judgment of events, and including influence of the nuclear safety supervision.

NPP; event; screening; PSA

2016- 07- 23

2016- 09- 10

國(guó)家科技重大專項(xiàng)，項(xiàng)目編號(hào)：2011ZX06002-010

孫樹海(1978-)，男，黑龍江牡丹江人，高級(jí)工程師，學(xué)士，現(xiàn)主要從事核安全審評(píng)工作

*通訊作者:李華升，E-mail: lihuasheng@chinansc.cn

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A

1672- 5360(2017)01- 0056- 07