顏寒 楊磊

摘? 要：本文研究了風險指引方法尤其是風險指引事件選擇方法的發(fā)展歷史與研究見解，介紹了其定義、技術原理、技術流程，包括概率安全分析模型修訂、序列頻率以及不確定性分析，縱深防御分析等技術要素并將其與現(xiàn)有的確定論方法進行了對比研究，將其嘗試性應用于大型鈉冷快堆，得到其技術特點與技術特征，對其應用提出了相應的建議。

關鍵詞：風險指引? 事件選擇方法? 概率安全分析? 大型鈉冷快堆

中圖分類號：TM623? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ?文獻標識碼：A? ? ? ? ? ? ? ? ? ?文章編號：1674-098X（2020）10（b）-0058-08

Abstract： This paper studies the development history and research insights of the risk informed method， especially the risk informed event selection method， and introduces its definition， technical principles， technical processes， including the revision of the probabilistic safety analysis model， sequence frequency and uncertainty analysis， defense-in-depth analysis， etc. The technical elements were compared and studied with the existing deterministic methods， and they were applied to large-scale sodium-cooled fast reactors tentatively to obtain their technical characteristics and technical features， and put forward corresponding suggestions for their application.

Key Words： Risk guidance; Event selection method; Probabilistic safety analysis; Large sodium cooled fast reactor

PSA的方法自在20個世紀70年代被創(chuàng)立以來，經(jīng)歷兩個嚴重事故——三里島、切爾諾貝利事故后，在業(yè)內(nèi)逐漸被重視[1]。

1986年美國核管會發(fā)布了一個政策聲明，該政策聲明表示，核管會監(jiān)管的目標為“兩個千分之一”目標，該安全目標是一個完全基于風險的描述，即承認核設施的運行是存在風險的，核安全的目標是控制該風險，這個認識是PSA在核設施的設計以及運行中能夠得到應用的基礎。

之后，NRC一方面開放核電廠以風險評價作為電廠各類技術申請的基礎，同時基于實際應用情況出版基于風險指引的導則、法規(guī)，包括[2-3]：

RG 1.174，一種使用概率風險評價方法進行風險指引的電廠許可基準技術規(guī)格變更的決策方法;

RG 1.175，一種使用概率風險評價方法進行風險指引的電廠特定在役檢查的方法;

RG 1.176，美國核管會，電廠特定風險指引決策：質(zhì)保分級;

RG 1.177，美國核管會，電廠特定風險指引決策：技術規(guī)格書;

RG 1.178，美國核管會，電廠特定風險指引決策：管道的在役檢查;

我國基于概率安全分析的系統(tǒng)性安全要求最早來自于技術政策聲明——《新建核電廠設計中幾個重要安全問題的基礎政策》。

該基礎政策中的內(nèi)容后續(xù)已經(jīng)先后通過法規(guī)修訂的形式加入HAF 102以及相關的HAD導則之中。該技術政策聲明中關于PSA的要求主要有兩個方面。

首先，提出了對于新建核電廠的概率安全目標，并認為該目標是總的安全目標的一種體現(xiàn)方式。同時，明確了政策鼓勵的概率安全應用范圍，如下：

上述風險指引的應用主要以在運核電廠為主，在設計上，風險指引的應用還處于輔助的位置。對于安全設計而言，有兩個核心命題[4-5]：

選擇哪些基本事件作為設計基準事件;

哪些物項被確保能夠用于應對這些設計基準事件;

本文先是介紹了風險指引的定義以及其方法原理，后詳細調(diào)研了基于風險指引的事件選擇方法的研究進展，并將其嘗試性用于大型鈉冷快堆，得到其技術特點與技術特征，對其應用提出了建議。

1? 風險指引事件選擇方法

美國核管會（NRC）在1994年7月的《先進型核電廠法規(guī)的政策聲明》中表達了“改善先進型核動力反應堆的許可證申請環(huán)境以盡可能減少管理過程中的復雜性和不確定性”的意圖。并于1995年頒布PSA應用的政策聲明，其目的是通過應用PSA技術來改進核安全監(jiān)管，更有效地利用監(jiān)管資源和減輕核電廠不必要的負擔。在1998年頒布了一系列的風險指引型管理導則。1999年，NRC就開始反應堆安全法規(guī)（10CFR Part50）的更新工作，以反映風險指引和基于績效的方法。

為了推動有關新法規(guī)體系的討論，核工業(yè)界在2002年5月發(fā)表了“風險指引型的、基于績效的反應堆法規(guī)體系”（NEI02-02）的白皮書。該白皮書描述了新法規(guī)體系的原理、基本準則和框架結(jié)構，同時也提出了一系列臨時性的法規(guī)以供討論。在制定有關新反應堆法規(guī)的白皮書的過程中，核工業(yè)界有一個專項任務是將最新的風險評價技術、反應堆運行經(jīng)驗及新的技術信息與現(xiàn)行的管理要求相結(jié)合。最終提議的法規(guī)定義了什么是必須達到的，而不是如何達到。

作為響應，在其NUREG-1860報告中，NRC提出了一種“風險指引的未來電廠設計基準框架”，框架研究大都兩個主題：（1）怎樣確定風險可接受準則，（2）怎樣為新反應堆執(zhí)照申請選擇執(zhí)照基準事件（Licensing Basis Events， LBEs）[6]。此處Licensing Basis Events （LBEs）用來代替Design Basis Events （DBEs），后者包括 Design Basis Accidents （DBAs）以及Anticipated operation event（AOO）。

NUREG-1860中風險可接受準則的代表形式是一條風險—后果曲線（F-C Curve）。這條曲線用頻率值的大小以及他們相關的后果（劑量值的大小）描繪出預計運行事件或者非正常事件的可接受限度。如圖1所示：

F-C曲線可以用在第四代核電站的設計階段，基于完整的PRA，對比每一個發(fā)生頻率較明顯的事故序列（比如，大于1E-7/堆年），看他們的后果劑量是否在圖中可接受范圍之內(nèi)。另外，這個F-C曲線也用在確定執(zhí)照申請基準事件中[7]。

NRC在其TNF方法中給出了LBE選擇的過程如圖2所示，參考該圖制定LBE選擇的過程如下。

步驟一：修訂PRA模型，僅反映認為安全重要的物項：

LBE總是與SSC的分類過程伴隨，通過識別那些滿足施加在LBE上的驗收標準是必要的SSCs，可以定義了一組安全重要SSCs。這些的SSCs能夠降低LBE的頻率或限制其結(jié)果，或者同時具備以上兩種情況。

傳統(tǒng)的PRA開發(fā)中會考慮全部的具備預防或緩解功能的部件，即使這些部件并未按照安全級來設計，PRA中也可以現(xiàn)實的考慮其相關的功能。而在TNF方法中，設計人員先確定關鍵SSC的范圍，然后將這個范圍以外的SSC全部設定為失效。如果分析結(jié)果使得LBE不滿足對應的驗收準則，則應當擴展或者調(diào)整關鍵SSC的范圍，這樣形成一種PRA過程與LBE選擇、分類與分析的迭代。沒有被認為“關鍵”的SSC相關的不利故障以及人員動作依然被考慮。這個“SSC清單”-“LBE選擇、分類”-“F-C曲線驗收”的迭代過程直到全部的LBE滿足驗收準則為止。

步驟二：基于修訂后的PRA模型，確定每個序列的點估計值;

刪去全部點估計值小于1E-8以下的事故序列，這一步建立了的完整用于篩選LBE的事件序列清單。

步驟三：計算每個序列的確定性，給出中位值，95分位值，5%分位值等分析結(jié)果;

本步驟的目的是更為充分地考慮PRA分析的不確定性，這里的不確定性主要是由于設備可靠性數(shù)值的不確定性帶來的。

步驟四：識別95%分位置信度大于1E-7以上的事故序列

這一步的具體作為是基于步驟三的結(jié)果，從步驟二獲得序列中刪除95%以上置信度頻率不會大于1E-7以上的序列。

步驟五：將剩余的序列分類到事故類別中去。

在LBE篩選過程中，通過將類似的事故序列分組到一個事件類中來選擇LBE。

類似的事故序列是指：在系統(tǒng)配置和/或事故現(xiàn)象方面具有類似性，并導致類似的源項。以LWRs為例，類似的事故序列可能是這樣的事件：沒有緊急停堆的預期暫態(tài)（ATWS）、具有類似設備響應（安注）的不同大小的各種破口事故 （LOCAs）、安全殼旁通、各種類型的瞬態(tài)（其中每種類型都表現(xiàn)出類似的設備響應）。被認為類似的事故序列應當由大致相同的SSCs用于事故預防和/或緩解。

分組過程的技術目標是：

要考慮到所有的95%百分位頻率大于每年1E-7，這些序列都比如歸入某個分類;

并在事件類的數(shù)量和分組過程中使用的穩(wěn)健性程度之間取得合理的平衡。

分組過程的結(jié)果是，所有剩余PRA序列都被一個LBE（組）所包絡。劑量更小，頻率更低的事件可以被劑量后果、頻率更高的事件所包絡，包絡的原則與結(jié)構是每組的代表事件，如果能夠滿足F-C曲線的需求，則被包絡的事件也應當滿足響應的要求。

這種分組方法勢必產(chǎn)生一些比較低頻率的事件，例如：一般認為，在美國的監(jiān)管體系中，對于設計基準事故（DBA）考慮的截斷值為1E-5/堆·年。但是該方法考慮到名義頻率大約1E-8且95%分位置信度大于1E-7的頻率。這一方面是為了避免PRA分析所固有包含的不確定性使得重要的頻率在早期被篩選掉（例如，如果采用較大的樣本，完全可能論證大LOCA事故頻率低于1E-5），另一方面是為了增加設計的健壯性（robustness）。

步驟六：從事件類別中選擇事故序列以代表其邊界性的后果。

從事件類別中選擇一個事件序列代表其極限的后果，選擇的事故序列應對能夠從事件行為和事故后果上代表這個事故分類。如果一個類別中的幾個事件具備相似的后果，那么可以任意選擇，如果沒有清晰的邊界事件，可以選擇頻率最低的事件，事件類頻率的確定方式見步驟七。

步驟七：給定事件分類代表LBE的頻率。

以最高事故序列的名義頻率決定事件類的頻率，相應分位為置信度頻率依然以最高值決定。這可能導致95%分位置信度的頻率以及名義頻率不來自同一事故序列，但是這不產(chǎn)生實際影響。

步驟八：確保LBE滿足相應的概率論與確定論準則

LBE必須滿足F-C曲線和縱深防御要求，這是覆蓋LBE頻率范圍的一個函數(shù)，如表1所述。如果不滿足標準，則要么對事件類進行改進，要么對設計進行修改。

2? 應用風險指引方法于某大型鈉冷快堆的研究

本節(jié)的研究基礎是某設計中的大型商用鈉冷快堆核電廠，以及其相應的PSA模型，在此基礎上開展工作。

首先，對于的題頭事件進行改造與重新設定，題頭僅描述前沿系統(tǒng)，輔助系統(tǒng)在“通用調(diào)整”中考慮，全部修訂項目如表2所示。

利用修正過的PRA模型，剩余的序列作為備選的序列，這些序列的清單如下所述，在總計110個事故序列中，尚剩余53個。表3是其中部分序列：

按照NUREG-1860給出的步驟，應該通過95%置信度分位值進行進一步的篩查，但是由于剩余的序列并沒有頻率恰好位于1E-8到1E-7之前的，所以此步驟在本次的工作中可以省略，不刪除任何剩余的序列。

之后進行分組，合計獲得23組LBE，如表4。

我國的法規(guī)體系與美國有較大差異，因此參考CEFR以及示范快堆的經(jīng)驗，同樣給出F-C曲線如表5和圖3所示。

本小節(jié)討論前述LBE是否能夠滿足相關的驗收準則。

首先，我們可以初步判定，本節(jié)所述的23個LBE中11個與原本PIE名稱相同的，僅包含始發(fā)事件本身的LBE應該能夠滿足相關的驗收準則。理由是，根據(jù)PSA所采用的現(xiàn)實假設，這些事件瞬態(tài)熱工分析的產(chǎn)生的事故后果必然是低于采取了卡棒準則，單一故障假設等邊界條件的相關同名PIE的，而其頻率則與原本的PIE相當，因此這11個事件滿足F-C曲線的要求沒有任何難度。

對于3個ATWS事故，其中一般ATWS序列頻率在1E-5的量級，而反應性引入ATWS、部分二回路列喪失的ATWS均在1E-6的量級，如果按照我國法規(guī)，這兩個事件均屬于設計基準事故中的極限事故分類。不過如果按照NRC的分類方法，則只有一般ATWS會被留在DBA類別中，其余兩個事件均會被移動到設計擴展工況分類。

對于鈉冷快堆而言，ATWS事故的緩解可能有以下幾種措施：

依靠各類副反應性反饋，降低反應堆功率，但是由于沒有冷卻劑喪失過程引入的負反應性反饋，這種效應相對壓水堆較弱

利用DAS等后備的停堆系統(tǒng)時間略微延遲（相較于保護系統(tǒng)）的停堆;

利用非能動停堆裝置實現(xiàn)停堆;

較長時間后操作員手動停堆;

在我國已有的大型鈉冷快堆安全分析中，這些ATWS事故被認為屬于超設計基準事故或設計擴展工況，最終主要使用DAS系統(tǒng)以及非能動停堆裝置實現(xiàn)反應堆停堆。如果按照LBE相關的分析規(guī)則，那么以上系統(tǒng)均因為不屬于安全級系統(tǒng)而不能使用。最終只能是較長時間后操作員手動停堆，這種情況下雖然最終反應堆能夠停堆，但是勢必會由于長時間的無保護工況對于包殼造成一定的損傷，但是應當不至于突破設計擴展工況（DEC）的驗收準則。

對于剩余的8個“IE+第1余排系統(tǒng)失效”，其中主容器泄漏+第1余熱排出系統(tǒng)失效被列入了設計擴展工況分類，運行部分燃料損傷。由于在事故序列中用于緩解主容器泄漏的保護容器包容，保護容器超壓保護系統(tǒng)壓力調(diào)節(jié)等題頭均成功，因此一回路壓力邊界能夠保持完整，事故后果最后為典型的喪失熱阱熔堆。但是能夠滿足對應的DEC驗收準則[8-10]。

剩余7個序列均被列入了極限或者稀有事故，按照LBE事故分析，不考慮非安全級物項事故緩解能力的原則，最終都會發(fā)生堆芯損傷并且超過對應LBE分類的驗收準則。

3? 結(jié)語

從本文的實踐來看，風險指引的LBE選擇利用的是一個非常保守的PSA模型，這個模型中直接假定非安全級物項不可用，與WASH-1400以來PSA分析中提倡的“現(xiàn)實假設”有較大的差異，盡管這種保守化的PSA模型并沒有被用以評價總體風險。

這種假設下，非能動系統(tǒng)的優(yōu)勢被極大的放大，同時能動系統(tǒng)，尤其是需要應急柴油機電源以維持長期連續(xù)運行的能動系統(tǒng)的劣勢被放大，除非是專門應對非常極限的事故如大LOCA（壓水堆），主容器泄漏（鈉冷快堆）所用的專門系統(tǒng)，否則很有可能在LBE選擇的結(jié)果中要求在始發(fā)事件的基礎上疊加能動系統(tǒng)的失效或者疊加應急柴油機組故障?？紤]應急柴油機組的可靠性至多能夠達到1E-3的量級，而NRC規(guī)定的設計基準事故頻率上限為1E-5/堆·年，這也就意味著，對于全部1E-2/堆·年以上的事故（相當于我國法規(guī)體系中的AOO），都需要疊加全廠斷電假設并計算滿足原極限事故的驗收準則，明顯只有采取非能動安全電廠才能實現(xiàn)該指標。

大型鈉冷快堆如果需要滿足以上要求，必須由一套冗余的非能動安全級余熱排出系統(tǒng)，也就是說，需要將第1停堆系統(tǒng)調(diào)整為依賴自然循環(huán)實現(xiàn)中間環(huán)路循環(huán)，或者以第2停堆系統(tǒng)替代第1停堆系統(tǒng)作為安全級余熱排出系統(tǒng)，而將能動的第1停堆系統(tǒng)降為非安全級。

這配置方法國內(nèi)主流設計思路是相沖突的，從設計實現(xiàn)的角度，要論證非能動的措施具備安全級事故緩解能力可能帶來較多的系統(tǒng)驗證問題，同時，非安全級的能動系統(tǒng)可靠性也比較難以保證，因為能動系統(tǒng)的可靠性比非能動系統(tǒng)更加依賴安全級供電以及頻繁的定期試驗。

同時，這套風險指引的LBE選擇方法還帶來一個額外的重要影響，那就是非安全級物項的安全緩解能力被弱化了，如DAS、第2余熱排出系統(tǒng)，在LBE是否能夠滿足F-C曲線的驗收準則的問題上，非安全級物項起到的作用非常小。這就意味著這座設計基準事件選擇方法與過去二十年間流行的設置多套非安全級安全緩解措施，并在超設計基準事故期間寄希望與參與超設計基準故緩解的思路似乎背道而馳。

不過，在風險指引的框架下對于非安全級的既用于正常運行、且能夠參與事故緩解的設備——如主循環(huán)泵，提高其可靠性依然是非常有效的提高電廠安全冗余的措施，這是因為風險指引的事件選擇方法在構建保守的PSA模型時并不會調(diào)整始發(fā)事件發(fā)生的頻率，這也符合“performance based”的理念——提高運行效率，降低非計劃停機頻率即有利于提高電廠的經(jīng)濟效益，還能夠同時提高電廠的安全性。

參考文獻

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