核電廠內(nèi)部火災(zāi)人員可靠性分析方法研究

張佳佳，劉坤秀，丁超，錢鴻濤,*，楊志義

（1.生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 102488；2.中國核電工程有限公司，北京 100840）

火災(zāi)是核電廠面臨的重要風險之一，福島核事故后，包括火災(zāi)在內(nèi)的內(nèi)外部災(zāi)害成為國內(nèi)外核安全監(jiān)管機構(gòu)關(guān)注的重點。國內(nèi)核電廠建造許可證和運行許可證申請中必須開展內(nèi)部火災(zāi)概率安全分析（PSA）工作[1]，而人員可靠性分析（HRA）是其中關(guān)鍵的技術(shù)要素和技術(shù)難點。美國核管會（NRC）專門發(fā)布了核安全導則NUREG/CR-6850[2]和NUREG—1921[3]來指引核電廠開展內(nèi)部火災(zāi)PSA 和火災(zāi)HRA 工作，并通過不斷升版和增補NUREG—1921 來對火災(zāi)HRA 的關(guān)鍵問題進行說明。國內(nèi)何建東等將HCR/ORE 和CBDTM 方法與THERP 方法相結(jié)合應(yīng)用于火災(zāi)情景下的HRA，并進行了實例分析[4]。卓鈺鋮等介紹了早期版本的范圍（Scoping）HRA 方法，并進行了案例分析[5]，劉坤秀等對火災(zāi)HRA 的定性分析開展了研究[6]。國內(nèi)各新建核電廠向監(jiān)管機構(gòu)提交的內(nèi)部火災(zāi)PSA 報告中，內(nèi)部火災(zāi)HRA 工作一般沿用內(nèi)部事件HRA分析方法和思路，未能反映國際最新研究成果和實踐。

本文研究了NUREG—1921 的火災(zāi)HRA 方法，將國內(nèi)核電廠火災(zāi)響應(yīng)機制及火災(zāi)人員響應(yīng)特點反映到火災(zāi)HRA 考慮的績效形成因子（PSF）中，并與國內(nèi)常用的標準化人員可靠性分析（SPAR-H）PSF 因子進行了對比。在不改變導則分析方法和取值的前提下，為便于工程應(yīng)用，優(yōu)化改進形成了篩選HRA 決策樹和主控室內(nèi)Scoping HRA 決策樹。以我國某壓水堆核電廠電氣廠房電氣盤柜間區(qū)域發(fā)生火災(zāi)的HRA 為例，采用篩選HRA 方法、Scoping HRA方法和SPAR-H 方法進行了對比分析。本研究可以為國內(nèi)核電工程項目開展火災(zāi)HRA 提供參考。

1 核電廠火災(zāi)響應(yīng)機制及HRA 需考慮的因素

1.1 核電廠火災(zāi)響應(yīng)機制

我國大部分核電廠均建立了四級消防行動（見表 1），相應(yīng)級別的實施人員和在電廠發(fā)生火災(zāi)后人員的火警響應(yīng)流程如圖1 所示。

表1 核電廠四級滅火行動Table 1 The four-level fire fighting action of nuclear power plant

圖1 某核電廠火災(zāi)響應(yīng)流程Fig.1 The fire response process of certain nuclear power plant

1.2 核電廠火災(zāi)HRA 中需要考慮的因素

火災(zāi)HRA 在信號和指示、時間、程序和培訓、復雜程度、工作負荷和壓力、人機界面、環(huán)境、職責適宜度、班組溝通和人員配備等9 個方面[3]PSF 因子與內(nèi)部事件HRA 存在著差異，需要特殊考慮，結(jié)合核電廠火災(zāi)響應(yīng)流程，總結(jié)其差異和特點反映在表2 中，在分析中需要選定合適的方法來反映上述因素。在這些因素中，時間是最重要的因素。圖2 展示了火災(zāi)HRA 時間模型，其中T0表示火災(zāi)發(fā)生的時刻，Tdelay表示操作員信號接收所需時間，Tsw表示時間窗口或任務(wù)時間，Tavail表示可用時間，Tcog表示診斷和決策的時間，Texe表示操作所需時間，Treqd表示整個緩解行動所需時間。

圖2 火災(zāi)HRA 時間模型Fig.2 The time model of fire HRA

表2 內(nèi)部火災(zāi)HRA PSF 因子與SPAR-H 方法PSF 因子對比Table 2 Comparison of PSFs of internal fire HRA and SPAR-H method

此外，在火災(zāi)HRA 分析中，還需要考慮時間裕量Tm，其計算公式為：

2 火災(zāi)HRA 方法

NUREG—1921 是NRC 專門為火災(zāi)PSA中的HRA 開發(fā)的導則，根據(jù)火災(zāi)HRA 要求的詳細程度，分為篩選HRA、Scoping HRA、詳細HRA 三個層次。根據(jù)分析對象的不同，又將火災(zāi)情景分為主控室火災(zāi)和非主控室火災(zāi)，對于主控室火災(zāi)情景中涉及主控室后撤人誤事件，在參考文獻［7］［8］中進行了詳細說明。

2.1 篩選HRA

篩選HRA 可用于簡化火災(zāi) PSA 模型，篩選出火災(zāi)事故情景下重要的人員動作，篩選值分別是1.0、內(nèi)部事件人員失誤概率（HEP）、10 倍HEP 和0.1。圖3 在不改變NUREG-1921篩選HRA 方法和取值前提下，優(yōu)化改進形成了便于工程使用的篩選HRA 決策樹。

圖3 篩選HRA 決策樹Fig.3 The decision tree for screening HRA

2.2 Scoping HRA

篩選分析獲得的HEP 往往過于保守，因此NUREG-1921 導則提出了一種新的簡化定量化分析方法Scoping HRA 方法，適用于新增的人誤事件，或篩選分析數(shù)值過大的人誤事件。Scoping HRA 方法將人誤事件分為主控室內(nèi)操作（INCR）、就地操作（EXCR）、遠程停堆站操作（ASD）、響應(yīng)誤報警操作（SPI）四種類型。根據(jù)圖4 Scoping HRA 方案選擇圖來判斷進入對應(yīng)類型決策樹，并根據(jù)決策樹對應(yīng)的后果編碼查表獲得HEP 數(shù)值。為便于工程應(yīng)用，圖5 基于NUREG-1921 提供的流程圖，優(yōu)化改進形成了主控室內(nèi)Scoping HRA 決策樹，表3給出了對應(yīng)的HEP 值。

表3 主控室操作的HEP 對應(yīng)值Table 3 The HEP corresponding values of main control room operations

圖4 Scoping HRA 方案選擇Fig.4 The selection scheme for scoping HRA

圖5 Scoping HRA 主控室內(nèi)操作決策樹Fig.5 The decision tree for scoping HRA of main control room operations

2.3 詳細分析

如果經(jīng)過 Scoping HRA 獲得的HEP 仍過于保守，無法滿足 PSA 整體定量化要求，則需要開展詳細分析，以進一步減小定量結(jié)果的保守性。詳細分析需要考慮火災(zāi)情境下的特點即9 個PSF 因子的情形，需要選定合適的HRA方法反映9 個PSF 因子并開展詳細分析。表2與國內(nèi)核電廠內(nèi)外部事件常用的SPAR-H 方法的PSF 因子進行了對比。可以看出，除信號和指示外，其他PSF 因子在SPAR-H 均有反映。若信號和指示不可信時，人員失誤概率取1。

3 案例分析

3.1 分析案例

以我國某壓水堆核電廠電氣廠房電氣盤柜間區(qū)域發(fā)生火災(zāi)為例。該區(qū)域有一列110 V 直流配電柜以及110 V 蓄電池充電器，發(fā)生火災(zāi)可能使一列直流電喪失，控制棒失電下落，觸發(fā)緊急停堆。如果該列設(shè)備在運行，將自動切換到另一列，由于廠外供電母線的切換，主給水將喪失。如果疊加輔助給水失效，二次側(cè)給水全部喪失，蒸汽發(fā)生器水位迅速下降，操縱員進入規(guī)程執(zhí)行一回路充排操作，手動啟動安注系統(tǒng)，開啟穩(wěn)壓器安全閥進行卸壓。根據(jù)熱工計算和電廠訪談，相關(guān)時間參數(shù)如表4 所示。假設(shè)全部喪失直流電時，火災(zāi)仍在持續(xù)，三級消防行動啟動。該人誤事件在內(nèi)部事件已經(jīng)考慮，分析過程如表5 所示，定量化結(jié)果為0.000 9。

表4 時間參數(shù)Table 4 Time parameters

3.2 篩選HRA 方法

火災(zāi)發(fā)生在電氣廠房，喪失一列直流電，由于該區(qū)域有安全相關(guān)儀表的電纜橋架經(jīng)過，可能引起安全系統(tǒng)相關(guān)儀表誤動，要求操作員在火災(zāi)后53 分內(nèi)完成相關(guān)緩解行為。根據(jù)圖3 篩選HRA 決策樹，取編號為D 的篩選值，即0.1。

3.3 Scoping HRA 方法

火災(zāi)發(fā)生在電氣廠房，主控室接到信號后，火災(zāi)仍在持續(xù)，可用時間35 min。由于執(zhí)行充排操作比較復雜，根據(jù)圖5 決策樹取后果編碼為L 的HEP 數(shù)值。根據(jù)公式1 和表4 計算時間裕量Tm為412%，對應(yīng)表3 取INCR30 對應(yīng)的HEP 數(shù)值，即0.05。

3.4 詳細分析

火災(zāi)發(fā)生后，三級消防行動啟動，副值長或隔離經(jīng)理在現(xiàn)場，主控室人員減少，疊加火災(zāi)因素，操縱員壓力巨大，且執(zhí)行充排操作診斷和操作較為復雜，經(jīng)驗培訓相比內(nèi)部事件不充分，相應(yīng)PSF 取值如表5 所示。根據(jù)表5 分析過程HEP 為0.015。

表5 案例人誤事件SPAR-H 分析過程Table 5 The SPAR-H analysis process of human error events

3.5 結(jié)果對比與討論

圖6 給出了篩選分析、scoping 分析和SAPR-H 詳細分析三種方法的結(jié)果。

圖6 分析結(jié)果對比Fig.6 Comparison of analysis results

根據(jù)結(jié)果可以看出，三種方法結(jié)果差異較大，方法的選擇對結(jié)果起決定左右。篩選HRA方法和Scoping HRA 方法均為簡化分析方法，取值的階躍性較大，對結(jié)果有較大的影響，兩種方法適用于簡化初步的對堆芯損壞頻率影響不大的人誤事件。詳細分析結(jié)果較篩選分析和Scoping HRA 方法小，從側(cè)面說明篩選HRA 方法和Scoping HRA 方法更為保守。

4 結(jié)論與建議

本文研究了NUREG-1921 的火災(zāi)HRA 方法，將我國核電廠火災(zāi)響應(yīng)機制及火災(zāi)人員響應(yīng)特點反映到火災(zāi)HRA 考慮的PSF 中，并與國內(nèi)常用的SPAR-H 方法PSF 因子進行了對比，在不改變導則分析方法和取值的前提下，為便于工程應(yīng)用，優(yōu)化改進形成了篩選HRA 決策樹和主控室內(nèi)Scoping HRA 決策樹，并開展了案例分析。

同時，案例分析進一步表明，篩選HRA 方法和Scoping HRA 保守性較大，僅適用于初步簡化火災(zāi)PSA。對PSA 結(jié)果有較大的影響的人誤事件，均應(yīng)開展詳細分析，在分析中應(yīng)詳細考慮電廠特定的火災(zāi)響應(yīng)機制，使得火災(zāi)HRA可以反映電廠的實際情況。本研究為核電廠開展火災(zāi)HRA 提供了參考，奠定了良好的基礎(chǔ)。