內(nèi)部事件概率安全評價在核電廠設(shè)計中的應(yīng)用

(蘇州熱工研究院有限公司,廣東 深圳 518016)

概率安全評價(PSA)是以概率論為基礎(chǔ)的風(fēng)險量化評價技術(shù)。PSA是以真實而非保守的方式將所有有關(guān)的信息,包括核電廠設(shè)計、建造、運行、維修、設(shè)備可靠性、人員行為、堆芯損傷事故物理過程及其對公眾健康與安全的潛在影響,加以綜合分析的一種風(fēng)險評價方法[1]。PSA方法首次大規(guī)模應(yīng)用于核電廠的安全研究是1975年的《反應(yīng)堆安全研究》(WASH-1400)[2]。隨著核安全監(jiān)管與安全管理技術(shù)的深入發(fā)展,概率安全評價(PSA)成為核安全監(jiān)管的必要技術(shù),受到核能業(yè)界及安全當(dāng)局越來越多的認(rèn)可和重視。HAF102—2016《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》要求“必須對核動力廠的設(shè)計進(jìn)行安全分析,在分析中必須采用確定論和概率論的安全分析方法來論證在核動力廠各類狀態(tài)下是否安全”,并明確要求新建核動力廠必須開展PSA分析[3]。福島核事故后,為進(jìn)一步提高我國核安全水平,無論是設(shè)計單位,還是核電廠的營運者,對應(yīng)用PSA支持核電廠設(shè)計的需求也越來越高。

在核電廠設(shè)計階段開展了PSA分析的主要目的有：

1)評估核電廠的整體安全水平；

2)識別薄弱環(huán)節(jié),即找出對機(jī)組整體風(fēng)險貢獻(xiàn)較大的支配性事故序列和失效模式,為設(shè)計改進(jìn)提供參考；

3)評價機(jī)組設(shè)計的平衡性,確認(rèn)分析范圍內(nèi)的始發(fā)事件對核電廠總風(fēng)險的貢獻(xiàn)不會過大；

4)確認(rèn)核電廠參數(shù)小的偏離不會引起核電廠性能嚴(yán)重異常(陡邊效應(yīng))。

在《核安全與放射性污染防治“十二五”規(guī)劃及2020 年遠(yuǎn)景目標(biāo)》中明確要求新建核電廠要開展概率安全評價研究,并提出兩個新建核電機(jī)組應(yīng)達(dá)到的安全目標(biāo)：堆芯損傷頻率(CDF)≤10-5/堆年；放射性大量釋放頻率(LRF)≤10-6/堆年。為了全面地評估這兩個反映核電廠整體安全水平的風(fēng)險量,PSA的分析范圍應(yīng)該包括功率工況和停堆工況、內(nèi)部和外部事件、一級和二級,這樣的PSA可稱為全范圍PSA。其中,內(nèi)部事件PSA是全范圍PSA的基礎(chǔ),在核電廠設(shè)計中的應(yīng)用最為廣泛。

PSA技術(shù)在成熟的大型商用堆設(shè)計中的作用是顯著的,對于沒那么成熟的小型堆設(shè)計來說,PSA技術(shù)更是支持小型堆設(shè)計方案確定和設(shè)計改進(jìn)的利器。PSA的分析結(jié)果不僅可以識別出核電廠設(shè)計中存在的薄弱環(huán)節(jié),還提供了改進(jìn)的方向、重點以及具體措施。PSA可以用于比較各個設(shè)計候選方案,從安全的角度確定出更合理、更有效的解決方案。

關(guān)于PSA技術(shù)在核電廠的設(shè)計、改進(jìn)中的應(yīng)用,IAEA-TECDOC-1200指出“核電廠PSA最重要的應(yīng)用之一就是識別潛在的安全改進(jìn)和支持核電廠性能改進(jìn)方案的選擇、設(shè)計、安裝和執(zhí)照申請”[4]。本文對內(nèi)部事件PSA在核電廠設(shè)計中的應(yīng)用方法和實施流程進(jìn)行闡述,并介紹ACPR1000堆型和小型堆設(shè)計過程中的PSA應(yīng)用案例。

1 運用概率安全評價評估設(shè)計方案或提出改進(jìn)建議的流程和方法

在核電廠設(shè)計過程中,PSA技術(shù)可以從風(fēng)險角度評估設(shè)計方案的合理性,并針對薄弱環(huán)節(jié)提出設(shè)計改進(jìn)建議。

運用PSA評價核電廠設(shè)計方案是否合適的方法是：找出對風(fēng)險起主導(dǎo)作用的各種可能的事故序列,并確定核電廠哪些特性對這些事故序列的出現(xiàn)頻率貢獻(xiàn)最大。這些特性可能是潛在的硬件失效、共因失效、試驗和維修期間的人因失誤,或者規(guī)程不適合或干預(yù)人員本身造成的人因失誤。因此PSA可以揭示核電廠應(yīng)當(dāng)特別注意的那些特性,也為提高安全性提供了依據(jù)。

PSA分析得到的信息庫中給出了對風(fēng)險有明顯貢獻(xiàn)的主要事故序列和核電廠設(shè)計特性,這些見解有助于核電廠應(yīng)對設(shè)計基準(zhǔn)事故之外的事故,也為操縱員提供處理這些事故的信息和指南。此外,這些見解還可以指導(dǎo)設(shè)計人員將注意力放在對核電廠風(fēng)險起支配性作用的特性上,幫助設(shè)計人員為提高安全性而對人力物力的分配做出決策。總之,PSA定量分析可以得出很多重要而且有用的結(jié)果,這些結(jié)果及其在核電廠設(shè)計上的應(yīng)用主要有：

1)CDF：是始發(fā)事件、硬件失效或人因失誤的耦合導(dǎo)致堆芯損傷的頻率。CDF的高低說明了核電廠的安全水平,由于模型的完整性和充分性以及輸入?yún)?shù)的不確定性導(dǎo)致CDF有一定的不確定性,因此,純粹對CDF絕對值進(jìn)行評價和分析的意義并不大。CDF主要應(yīng)用于不同設(shè)計方案之間的相對比較,以及某一設(shè)計方案的利益代價分析。

2)早期大量釋放頻率(LERF)：導(dǎo)致放射性核素在有效地疏散緊鄰核電廠的居民之前大量地、未被緩解地從安全殼向外界釋放,從而可能造成早期健康影響的事故的發(fā)生頻率。LERF在應(yīng)用方面的作用基本與CDF相同。

3)導(dǎo)致堆芯損傷的支配性事故序列：是指對CDF有突出貢獻(xiàn)的事故序列。它們說明了發(fā)生某些始發(fā)事件后,核電廠在系統(tǒng)配置及人員響應(yīng)方面存在的薄弱環(huán)節(jié)。PSA人員可以通過規(guī)程優(yōu)化、制定程序、加強(qiáng)培訓(xùn)等改進(jìn)建議來消除或降低支配性事故序列的發(fā)生頻率。

4)導(dǎo)致堆芯損傷的支配性最小割集：是指對CDF有突出貢獻(xiàn)的始發(fā)事件、設(shè)備故障模式或人因失誤的組合。PSA人員可以提出設(shè)計改進(jìn)建議來避免這些組合或降低其出現(xiàn)的頻率,從而提高安全水平。

5)設(shè)備重要度：說明了某個設(shè)備對CDF的影響程度。主要有3個指標(biāo)：FV重要度(Fussell-Vesely Importance Measure)、風(fēng)險增加值(RAW)和風(fēng)險減小值(RRW),分別從不同的角度說明哪些設(shè)備對核電廠安全是最重要的。核電廠可以根據(jù)設(shè)備的重要度識別安全重要設(shè)備并依此來對設(shè)備進(jìn)行分級、采購。確定出需進(jìn)行重點分析以提高其可靠性的設(shè)備,同時合理地安排核電廠的維修活動。

6)人因重要度：是指人因事件對CDF的影響程度。它說明了核電廠應(yīng)特別注意哪些維修活動和事故處理環(huán)節(jié),為維修人員和操縱員的培訓(xùn)提供了有針對性的建議,同時也指出了事故處理規(guī)程或維修規(guī)程存在的薄弱環(huán)節(jié),使得核電廠可以有針對性地完善相關(guān)的規(guī)程。

7)始發(fā)事件重要度：是指始發(fā)事件對CDF的影響程度。對CDF貢獻(xiàn)大的始發(fā)事件可通過加強(qiáng)規(guī)程準(zhǔn)備、人員培訓(xùn)等響應(yīng)行動來降低其發(fā)生后對核電廠的風(fēng)險影響。

針對薄弱環(huán)節(jié),運用PSA技術(shù)提出設(shè)計改進(jìn)建議的流程如下：

1)建立分析電廠的PSA模型；

2)運用該模型開展電廠設(shè)計定性和定量分析。針對重要的始發(fā)事件,從事故序列、最小割集兩個角度進(jìn)行審查,找出重要風(fēng)險貢獻(xiàn)項,如需要加強(qiáng)的功能,或者是設(shè)備,或者是人員操作；

3)審查CDF和LERF基準(zhǔn)模型的基本事件重要度,包括割集重要度(FV)和RAW,從中找出對風(fēng)險貢獻(xiàn)大的共性基本事件,并與相關(guān)的功能或設(shè)備相對應(yīng),以確定薄弱環(huán)節(jié)；

4)整理初步確定的薄弱環(huán)節(jié),審查和確定出最終需關(guān)注的薄弱環(huán)節(jié),并提出針對性的改進(jìn)策略。

圖1 運用PSA提出設(shè)計改進(jìn)建議的流程Fig.1 Process of design improvements using PSA

2 應(yīng)用案例分析

在核電廠設(shè)計階段,PSA分析的主要目的是優(yōu)化核電廠設(shè)計,并論證核電廠的相關(guān)指標(biāo)滿足國家核安全局法規(guī)的安全目標(biāo)。國家核安全局發(fā)布的HAD102/17 《核動力廠安全評價與驗證》中要求的核電廠概率安全目標(biāo)：1)運行核電廠堆芯損傷壞頻率(CDF)≤10-4/堆年；大量釋放頻率(LRF)≤10-5/堆年；2)新建核電廠CDF≤10-5/堆年；LRF≤10-6/堆年[5]。更進(jìn)一步地,PSA分析除了保證核電廠的設(shè)計滿足安全目標(biāo)外,還能在此前提下為設(shè)計方案的確定和改進(jìn)提供一個重要論證方法。

下面以在國內(nèi)已經(jīng)實施的PSA應(yīng)用案例,來闡述PSA在核電廠設(shè)計過程中發(fā)揮的重要作用。

2.1 ACPR1000設(shè)計方案改進(jìn)

ACPR1000是在CPR1000的基礎(chǔ)上持續(xù)改進(jìn),并增加了多項設(shè)計改進(jìn)后確定的技術(shù)方案。

根據(jù)在CPR000機(jī)組FSAR階段開展的內(nèi)部事件一級PSA分析,PSA人員獲得了以下風(fēng)險見解：

1)安注直接注入晚期和安注再循環(huán)階段,低壓安注泵失效會導(dǎo)致高壓安注和低壓安注都失效,其中低壓安注泵失效占主要比例；

2)安注再循環(huán)階段,安全殼內(nèi)熱量只能由安全殼噴淋系統(tǒng)帶出,其中安全殼噴淋泵的失效占重要的比例；

3)主泵軸封破口對喪失熱阱和全廠斷電事故有重要影響；

4)在喪失壓縮空氣下,輔助給水系統(tǒng)(AFW)流量調(diào)節(jié)閥喪失調(diào)節(jié)能力,影響AFW系統(tǒng)可靠性；

5)二次側(cè)冷卻功能與充排功能安注再循環(huán)階段所使用的儀控信號存在相關(guān)性,直接影響多個系統(tǒng)的可靠性。

基于PSA分析的風(fēng)險見解,以及福島核事故和其他方面的經(jīng)驗反饋,PSA人員在ACPR1000設(shè)計方案確定之初提出了一系列改進(jìn)項。經(jīng)過篩選分析,ACPR1000最終實施了以下6項改進(jìn)項,這些改進(jìn)項對于降低內(nèi)部事件CDF有明顯貢獻(xiàn)(總下降幅度約40%),而且與PSA風(fēng)險見解相一致。

1)事故情況下安注和安全殼噴淋相互快速備用(H4管線)的改進(jìn)建議,并對接入時間提出明確要求；

2)從總體安全性考慮,提出選擇停車靜止密封裝置的建議,改進(jìn)主泵軸封完整性；

3)增設(shè)后備柴油機(jī),并從降低風(fēng)險和成本控制方面綜合考慮,對后備柴油機(jī)的接入時間、所帶負(fù)荷提出要求和建議；

4)ASG系統(tǒng)調(diào)節(jié)閥供氣增設(shè)壓縮空氣罐的設(shè)計改進(jìn)；

5)基于PSA分析,針對二次側(cè)冷卻功能與充排功能安注再循環(huán)階段所使用儀控信號的相關(guān)性,提出優(yōu)化儀控信號處理單元分配的改進(jìn)方向；

6)建議增加儀控多樣化驅(qū)動系統(tǒng)(DAS)。

內(nèi)部事件PSA在ACPR1000設(shè)計中的應(yīng)用是我國全面運用PSA技術(shù)支持核電廠設(shè)計的一次重大實踐，但對于國內(nèi)尚不成熟的小型堆設(shè)計來說,PSA技術(shù)在設(shè)計中的應(yīng)用更多、更深入,主要作用體現(xiàn)在設(shè)計方案的確定和比選,設(shè)計方案的改進(jìn),以及安全—經(jīng)濟(jì)性分析等。下面是內(nèi)部事件PSA在小型堆設(shè)計中的幾個應(yīng)用案例。

2.2 小型堆安注箱注入管線設(shè)計方案確定

某海上小型堆的中壓安注系統(tǒng)(MHSI)布置在反應(yīng)堆艙內(nèi),該系統(tǒng)是一個安全級(FC1)的非能動系統(tǒng),設(shè)置兩列，每列100%容量。每列包括一個中壓安注箱(ACC),和相應(yīng)的注入管線。ACC的注入壓力為5 MPa(a),當(dāng)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)壓力小于該壓力時,ACC在覆蓋氮氣壓力的作用下將除鹽水注到RCS中。在監(jiān)管當(dāng)局的安全評審中，評審專家認(rèn)為ACC注入管線上串聯(lián)的兩個逆止閥不滿足單一故障準(zhǔn)則,任一拒開都會導(dǎo)致ACC無法成功注入。評審方認(rèn)為需要修改設(shè)計方案以使其滿足單一故障準(zhǔn)則,以期提高機(jī)組的總體安全性?？紤]監(jiān)管意見,設(shè)計專業(yè)提出了修改方案,為每個ACC水箱各增加一條注入管線使其滿足單一故障準(zhǔn)則。

圖2 初始設(shè)計方案Fig.2 Initial design scheme

圖2和圖3分別是MHSI系統(tǒng)的初始設(shè)計方案和根據(jù)監(jiān)管部門意見修改后的方案,修改方案在初始方案的基礎(chǔ)上為每個ACC增加了一條注入管線,新增注入管線與原來的注入管線一樣都設(shè)置了兩個串聯(lián)的逆止閥。注入管線的增多降低了由于注入管線上閥門拒開導(dǎo)致中壓安注注入失敗的概率,這對堆芯安全是有利的。但是仔細(xì)分析不難發(fā)現(xiàn),由于新增的注入管線直接與RCS系統(tǒng)相連,是RCS系統(tǒng)壓力邊界的一部分。如果新增的這兩條管道破裂將會導(dǎo)致一回路冷卻劑喪失事故,即會導(dǎo)致安注管線破口始發(fā)事件發(fā)生頻率增加,這對堆芯安全存在不利影響。

圖3 根據(jù)監(jiān)管部門意見修改后的方案Fig.3 New scheme based on Regulator’s opinion

方案變更對堆芯安全存在兩種相反的影響,確定定論分析不好判斷是利大于弊還是弊大于利,而PSA分析對此類問題可以發(fā)揮其獨特的優(yōu)勢。通過PSA建模個分析,該方案變更對堆芯安全的影響如表1所示。

表1 不同方案的PSA定量分析結(jié)果

從表1的數(shù)據(jù)可以看出,增加注入管線的方案,使得安注管線破口以外的始發(fā)事件導(dǎo)致的COF下降了0.02%。但是,由于增加注入管線的方案造成安注管線破口始發(fā)事件發(fā)生頻率增大,導(dǎo)致總COF增大了5.74%。

通過PSA分析我們可以直觀地判斷出設(shè)計方案的修改是弊大于利的,因此從概率風(fēng)險的角度不建議采取該設(shè)計變更方案。根據(jù)PSA分析結(jié)果,最終設(shè)計專業(yè)向評審方給出了維持原來設(shè)計的結(jié)論。

2.3 小型堆安注系統(tǒng)取水管線優(yōu)化

在某小型堆初步設(shè)計階段,根據(jù)內(nèi)部事件一級PSA分析結(jié)果,PSA專業(yè)提出了破口事故是導(dǎo)致芯損傷的最主要因素的風(fēng)險見解,并提出了設(shè)法消除安注系統(tǒng)隔離閥共因失效的改進(jìn)建議。一回路小破口事故(SLOCA)加上安注管線破口事故合計占總CDF的46.37%,其中安注水箱/抑壓水池隔離閥共因拒開失效、抑壓水池濾網(wǎng)共因失效和信號失效占據(jù)主導(dǎo)因素。從堆芯損傷的支配性割集可以清楚地看到,前10位最小割集中有5個與小破口事故有關(guān)。

表2 導(dǎo)致堆芯損傷的支配性最小割集

根據(jù)PSA提出的風(fēng)險見解和改進(jìn)建議,設(shè)計專業(yè)通過方案論證和可行性分析,確定了修改安注系統(tǒng)電動隔離閥備用方式的改進(jìn)方案。該改進(jìn)方案方案的主要內(nèi)容是,將安注系統(tǒng)從安注水箱取水的電動隔離閥(A列SIS1101VP和B列SIS1201VP)的備用狀態(tài)為由原來的常閉改為常開。這樣就消除了原來排在第5位,占到總CDF 3.84%的支配性割集。通過PSA專業(yè)和系統(tǒng)專業(yè)的商議,該改進(jìn)方案在幾乎不花費代價的情況下獲得了較高的安全收益。

2.4 海上小型堆喪失熱阱風(fēng)險識別

作為核電機(jī)組的最終熱阱,設(shè)備冷卻水(CCS)和重要廠用水系統(tǒng)(SWS)是核電廠中非常重要的支持系統(tǒng)。在事故情況下,堆芯余熱的排出最終基本都要依靠CCS/SWS系統(tǒng)。雖然小型堆增設(shè)了非能動的冷卻系統(tǒng),CCS/SWS依然對堆芯的安全起重要作用,因為它們是小型堆重要專設(shè)安全設(shè)施的支持系統(tǒng),包括高壓安注系統(tǒng)、二次側(cè)冷卻系統(tǒng)、安全殼冷卻系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)以及應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)系統(tǒng)等。

海上小型堆在很多情況下為海島等偏遠(yuǎn)沒有外部電網(wǎng)的地區(qū)進(jìn)行供電,這種工作條件導(dǎo)致海上小型堆在喪失熱阱條件下將面臨更嚴(yán)重的堆芯安全風(fēng)險。由于沒有外部電源,事故情況下機(jī)組需要通過柴油發(fā)電機(jī)來進(jìn)行供電,而應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)需要CCS冷卻來，從而使環(huán)境溫度保持在正常運行的范圍內(nèi)。因此喪失熱阱會降低小型堆電源系統(tǒng)的可用性。

另外,由于受空間的限制,小型堆的高壓安注泵房相對大型商用堆要小得多，且與外界通風(fēng)不暢。對于大型商用堆,在喪失熱阱條件下，通過泵房和外部空間的空氣交換可以保持高壓安注泵房的溫度穩(wěn)定，從而能夠維持高壓安注泵的正常運行,但對于小型堆來說，這一點是無法實現(xiàn)的。

在早期的熱阱系統(tǒng)設(shè)計方案中，海上小型堆和大型商用堆類似,僅設(shè)置了設(shè)備冷卻水和重要廠用水系統(tǒng)作為機(jī)組的最終熱阱。

通過PSA分析發(fā)現(xiàn),喪失熱阱將導(dǎo)致所有能動系統(tǒng)不可用,緩解手段僅有非能動二次側(cè)余熱排出系統(tǒng),這時喪失熱阱(包括完全喪失熱阱LCCW和部分喪失熱阱PLCCW)導(dǎo)致的CDF為2.36×10-7/堆年,占總CDF的72.39%。

表3 方案改進(jìn)前后的喪失熱阱風(fēng)險對比Table 3 Comparison of risks of lost heat sinkbefore and after scheme improvement

根據(jù)PSA分析結(jié)果,設(shè)計人員確定了為低壓安注系統(tǒng)增加多樣化冷源的改進(jìn)方法。圖4和圖5分別給出了方案改進(jìn)前、后完全喪失熱阱事故的事件樹。

通過為低壓安注系統(tǒng)增加多樣化冷源,喪失熱阱(包括LCCW和PLCCW)導(dǎo)致的CDF降為2.15×10-8/堆年,占總CDF的14.12%。總CDF也從5.59×10-7/堆年下降為1.52×10-7/堆年,下降了72.81%。根據(jù)PSA分析結(jié)果提出的改進(jìn)建議消除了小型堆設(shè)計的不平衡,并極大地提高了海上小型堆設(shè)計的安全性。

圖4 沒有多樣化冷源的LCCW事故緩解Fig.4 LCCW accident mitigation without diversified cold sources

圖5 為低壓安注系統(tǒng)增加多樣化冷源后的LCCW事故緩解Fig.5 LCCW accident mitigation after adding diversified cold sources to the low-pressure safety injection system

2.5 海上小型堆輔助柴油機(jī)安全等級變更

海上小型堆由于工作在孤立電網(wǎng)中,發(fā)電機(jī)組的供電為該電網(wǎng)中的唯一電源。因此,為應(yīng)對事故的發(fā)生,在供電系統(tǒng)方面海上小型堆和大型商用堆有許多不同之處，海上小型堆設(shè)計了多重的柴油發(fā)電機(jī)在事故情況下為安全系統(tǒng)和其他必要系統(tǒng)供電。

海上小型堆的交流廠用電電源包括汽輪發(fā)電機(jī)組、輔助柴油發(fā)電機(jī)組、應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組和全廠斷電(SBO)電源系統(tǒng)。以上幾種交流廠用電的供電順序如圖6所示,多種供電方式提高了機(jī)組電源的縱深防御能力：

1)2臺汽輪汽輪發(fā)電機(jī)組交叉供電,提高電源可靠性。

2)2臺10 kV輔助柴油機(jī)作為備用電源,汽輪發(fā)電機(jī)停運后為小型堆及海上平臺供電。

3)2臺380 V安全級柴油發(fā)電機(jī)組,為安全重要負(fù)荷供電7 d。

4)1臺SBO柴油機(jī),為全廠斷電工況下必須供電的主控室應(yīng)急可居留等設(shè)備供電4 d。

圖6 小型堆交流廠用電供電順序Fig.6 Power supply sequence forthe small modular reactor

輔助柴油機(jī)設(shè)計的初始目的是作為汽輪發(fā)電機(jī)停運后的輔助電源,可以為包括專設(shè)安全設(shè)施在內(nèi)的電廠重要設(shè)備供電。在事故后輔助柴油機(jī)自動啟動,且在輔助柴油機(jī)不失效的情況下不需要應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)啟動。但是由于輔助柴油機(jī)采用非安全級的設(shè)備,事故后無法實現(xiàn)快速啟動帯載。安全分析專業(yè)及電氣專業(yè)考慮對輔助柴油機(jī)的設(shè)計方案進(jìn)行變更,從而降低對輔助柴油機(jī)的設(shè)計要求。

針對不同的電源配置方案(表4),PSA專業(yè)分別開展分析論證,結(jié)果如表5。方案1考慮瞬態(tài)事故下給水系統(tǒng)(FWS)旁路供水的縱深防御功能,方案3則不考慮FWS的縱深防御功能。方案1和方案3輔助柴油機(jī)自動接入,與應(yīng)急柴油機(jī)構(gòu)成安全系統(tǒng)的冗余電源。方案2則不考慮輔助柴油機(jī)對安全系統(tǒng)的供電作用。

表4 小型堆廠用電配置方案

表5 不同方案的定量化結(jié)果

方案3相對方案1,總CDF上升13.16%,方案2相對方案1總CDF上升15.97倍。根據(jù)以上定性和定量分析結(jié)果,如果可以實現(xiàn)方案1的FWS低負(fù)荷供水的縱深防御功能,對機(jī)組的安全是有利的。方案3不考慮FWS的縱深防御功能,機(jī)組也有較高的安全性。從PSA結(jié)果來看,安全分析和電氣專業(yè)提出的電源配置方案是可行的。

2.6 小型堆減少輔助柴油機(jī)冗余度設(shè)計改進(jìn)

某小型堆在設(shè)計過程中一度設(shè)置三臺輔助柴油機(jī),冗余度較高。PSA分析結(jié)果表明,配置超過兩臺輔助柴油機(jī)對安全性的提升價值有限,從成本和布置條件限制等角度考慮，PSA專業(yè)建議減少一臺輔助柴油機(jī)。

表6 輔助柴油機(jī)配置方案敏感性分析

根據(jù)表6的PSA分析結(jié)果,如果將原來的3臺輔助柴油機(jī)減少為2臺,CDF由1.18×10-7/堆年增加為1.20×10-7/堆年,僅上升1.69%,但該簡化設(shè)計可以節(jié)約可觀的設(shè)備成本和后期維護(hù)成本。該建議被系統(tǒng)設(shè)計專業(yè)采納。

3 結(jié)論和建議

內(nèi)部事件PSA在近年來的ACPR1000、“華龍一號”、小型堆等核電項目設(shè)計中已得到應(yīng)用,包括安全相關(guān)的設(shè)計改進(jìn)評價、重大安全問題的分析支持等,從彌補(bǔ)確定論安全分析的局限性、提出綜合風(fēng)險見解、提升設(shè)計方案的安全性、減少不必要的監(jiān)管負(fù)擔(dān)、提高核電廠經(jīng)濟(jì)性以及支持設(shè)計方案改進(jìn)等各方面都發(fā)揮了不可替代的作用。

目前國內(nèi)已經(jīng)初步形成了內(nèi)部事件PSA在設(shè)計階段應(yīng)用體系的框架,但相關(guān)技術(shù)還需進(jìn)一步完善和提升。希望業(yè)界各方一起共同加強(qiáng)在PSA技術(shù)開發(fā)與應(yīng)用領(lǐng)域的合作,共同推進(jìn)PSA在核電廠更廣泛的應(yīng)用。