五大联赛揭幕战/曼联 乌龙球/篮球直播360/2026世界杯在哪

      (趙瑞昌 1．國家核電技術研發中心，北京100190；林誠格 2．國家核安全局，北京100035)

      摘  要：介紹了APl000核電廠的概率安全分析(PSA)的目的、范圍、方法、結果，包括內部事件的一、二、三級PSA分析，低功率及停堆工況、內部水淹、內部火災以及地震的PSA分析等。分析結果顯示，由于APl000核電廠的設計充分采用了非能動特性，其堆芯損壞頻率以及大量放射性物質釋放頻率均比現役壓水堆核電廠低，具有更為優越的安全性能。

      關鍵詞：概率安全分析；非能動；堆芯損壞頻率

      AbStFact：ThiS paper in troduces the aim，SCope，method and resultS of PrObabiliStic Safety AnalySiS (PSA) of APl000 nuclear power plants，including tbe level Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ PSA of intemal events，and the PSA oflow power and shutdown，intemal flooding，intemal fire hazard and SeiSmic．The resultS of PSA show that the Core Damage Frequency (CDF) and Large Release Frequency(LRF) of APl000 nuclear power plants are less than the existing operating nuclear power plants with the incorporation of passiVe safety features,so the AP1000 nuclear Power plantS will provide a better safety performance.

      Key words：Probabilistic Safety Analysis; Passive; Core Damage Frequeency.

      1  APl000 PSA分析的目的和范圍

      APl000的PSA分析工作是在AP600的基礎上進行的，在原有的基礎上，通過修改某些具體的模型細節而體現APl000的設計特征。為了確定系統成功準則，還對APl000進行了特定的熱工水力(T—H)分析。對APl000核電廠內部事件的分析得到堆芯損壞頻率與大量放射性釋放頻率的具體結果，然后再對外部事件及停堆模型進行分析，從而得到針對核電廠安全性的整體評價結論。

    對AP1000進行PSA分析的目的如表1所示；其分析范圍如表2所示。

      2  APl000的PSA分析方法

      PSA分析的主要工作任務都依據相關導則的內容，以保證各項工作任務的協調。在導則中也說明了需要對PSA分析時所涉及的不確定性進行處理，并明確了PSA分析工作中要盡量使用最佳估算的方法進行建模分析與評價，包括對安全系統成功準則進行分析、對事故現象進行模擬以及放射性物質的遷移分析等。但最佳估算不可行時，應采用合理的保守假設。

      對APl000進行PSA分析的主要方法見表3。

      3 APl000的PSA分析結果

      APl000應用了PSA成功準則分析、嚴重事故研究與分析等，在設計階段就考慮了嚴重事故的預防與緩解措施，因此在嚴重事故方面的安全性能要比現役核電廠高得多。并且，由于在設計之初就把PSA方法整合到了APl000的設計過程中，因此PSA的應用能夠方便、迅速地反饋到核電廠的安全設計中。一、二、三級的PSA結果也顯示，在設計過程中即引入PSA分析方法，能夠充分降低風險水平。APl000的PSA分析結果也表明，其設計能夠滿足新型非能動壓水堆較高的設計要求。

      APl000在功率情況下內部事件(包括地震、火災、水災等)的CDF(堆芯損壞頻率)與LRF(大量放射性釋放頻率)值分別為2．4l×10^-10/堆·年與1.95×10^-8／堆·年。該頻率值比當前在役核電廠的相應值低大約2個數量級。這一風險值的減少較大程度上是由于APl000核電廠的設計特征，比如高可靠性與多重的非能動安全相關系統的應用。與當前在役核電廠相比，這些非能動系統對操縱員及支持系統的依賴更少。
      經過偏保守的分析得出，火災與水淹情況的堆芯損壞風險要比功率或停堆工況下的堆芯損壞風險小些。

      3．1  帶功率運行下的PSA分析

      APl000帶功率運行下的PSA分析內容主要有始發事件、事故序列、對核電廠風險貢獻較大的系統或設備、共因、人因等，并對CDF的計算結果進行了敏感性分析。

      3．1．1  帶功率情況下的內部始發事件導致的CDF

      從PSA的分析結果可以得到，APl000帶功率始發事件所導致的CDF值為2．4l×l0^-7／堆·年，相當于核電廠運行400萬堆年可能發生1次堆芯損壞的頻率。這一數值要比當前在役壓水堆的相應CDF值低2個數量級(100倍)。

      在APl000的PSA分析中共定義了26個獨立的始發事件類別，其中11類屬于LOCA事故，12類為瞬態，3類為未能停堆的預期瞬態(ATWS)。這些始發事件類中包括安注管道破裂、堆芯補水箱管道破裂、非能動余熱排出系統熱交換器管道破裂等。

      在核電廠帶功率PSA計算中，有了類具體的始發事件對CDF計算結果的貢獻較大，分別是6類LOCA事故以及1類SGTR事故，這7類事故所導致的CDF可以占到總CDF的92％左右，另外的8％則由除此以外的其他始發事件所導致。這7類始發事件具體是：#page#

      (1)安注管道破裂；

      (2大破口(破口尺寸大于9英寸)；

      (3)自動降壓系統(ADS)誤動作；

      (4)小破口(破口尺寸在3／8英寸與2英寸之間)；

      (5)中破口(破口尺寸在2英寸與9英寸之間)；

      (6)反應堆壓力容器破裂；

      (7)蒸汽發生器傳熱管破裂(SGTR)。

      前3類始發事件中，每一類對CDF的貢獻都超過了10％，3者總的貢獻大于70％。小破口、中破口以及反應堆壓力容器破裂事故分別占整個CDF的7％，6％以及4％。

      APl000的PSA分析結果還顯示，稀有事故(預期在核電廠整個壽期中都不會發生的事件)對CDF的貢獻很小(>1％)。這也表明，APl000的設計不但能夠經受發生頻率相對較高的瞬態的挑戰，還能通過縱深防御特征對更為嚴重的事故所造成的威脅提供充分的防護。

      3．1．2  占主導的堆芯損壞事故序列

      APl000的PSA分析在帶功率情況下的內部始發事件建模過程中，共建立了791個堆芯損壞事故序列。這些堆芯損壞序列由始發事件的發生以及后續能夠導致堆芯損壞的系統或操縱員動作的成功與失效狀態組合而成。在這791個事故序列中，有190個序列所導致的堆芯損壞頻率在7×10^-8／堆·年至l×10^-15堆·年。剩下的序列對CDF并不會產生多大的貢獻。

      在這791個堆芯損壞事故序列中，能夠導致高堆芯損壞頻率的前10個事故序列總共對CDF貢獻為(約為1．92X10^-7／堆· 年)，前19個序列為90％(約2．18×10^-7/堆·年)，前58個序列為99％(約2．39X10^-7／堆年)，前100個序列為99．9%約2．41×10^-7／堆·年)，見圖1。

      其中，占主導的前19個事故序列如表4所示。

      上述對CDF貢獻最大的4個主導事故序列占總CDF值的比例已超過50％。對這4個事故序列的相關事故進程描述如下：

      (1)安注管道、堆芯補水箱(CMT)、安全殼內置換料水箱(1RWST)中的某一列發生破裂，反應堆會先行停堆，并啟動第2個CMT進行注入，同時啟動ADS。序列還假設了IRWST中的1條管線注入失敗，因此，反應堆冷卻系統壓力較低，堆芯損壞將在RCS較低壓力下發生。

      (2)大破口事故發生后，反應堆因空泡的作用而停堆或處于次臨界，RCS會快速降壓，堆芯損壞將在RCS低壓情況下發生，同時，序列還假設了1個安注箱向RCS注入失效。

      (3)ADS誤動作事件發生后，反應堆因空泡的作用而停堆或處于次臨界，RCS快速降壓，2個安注箱至少有1個會進行注入，從而在較短時間內對RCS進行補水，且序列假設CMT注入失效，IRWST自動注入不會啟動，此時堆芯損壞將在RCS中等壓力條件下發生。

      (4)安注管道、堆芯補水箱(CMT)、安全殼內置換料水箱(1RWST)中的某一列發生破裂，反應堆會先行停堆，且假設第2個CMT注入成功，ADS啟動失敗；在序列中還假設IRWST中的管線注入失敗，因此，反應堆冷卻系統壓力較低，堆芯損壞將在RCS低壓情況下發生。

      每個堆芯損壞序列都由部件級的割集組成，全部序列總共約有19000個割集。其中對CDF數值貢獻較高的前2000個割集占了總CDF的98％，見圖2。

3．1.3重要度及敏感性分析

      在系統功能正常執行的過程中，各個設備所處角色的重要程度是不盡相同的。重要度分析的主要目的則是通過對系統整體及組成系統各個設備間的關系進行深入的研究，給出所研究的各個設備對于系統功能的正常執行所作貢獻的重要程度。通過重要度分析，確定對核電廠堆芯損壞有最大影響的那些因素，從而使核電廠的風險控制更具針對性。APl000的PSA分析中進行了部件重要度、共因失效重要度、人因失效重要度以及敏感性幾個方面的分析。

      3．1．3．1部件重要度

      風險降低分析(RRW)結果顯示，APl000中有6個部件的RRW值大于1．05，IRWST泄放管堵塞的RRW值最高。具體如表5所示。

      對于其他RRW值低于1．04的設備和部件失效事件可以忽略，因為通過事件樹的分析和計算表明，這些事件對于CDF的貢獻并不大。

      對于RAW(風險增加權重因子)的研究則表明，除了共因失效外，安注系統元件的RAW值最高，其次為非1E級直流電與不間斷電源(EDS)、多樣的1E級直流電與不間斷電源、CMT部件等。

      3．1．3．2共因失效的重要度

      共因失效(Common Cause Failure，CCF)對CDF也有比較重要的影響。有關的共因失效包括：

      (1)核電廠保護系統、安全監測系統以及控制系統的軟件共因失效；

      (2)保護系統與安全監測系統中所用的變送器失效；

      (3)安全殼地坑再循環濾網堵塞，

      (4)反應堆停堆斷路器失效；

      (5)IRWST重力注入管路逆止閥與爆破閥失效；

      (6)IRWST的過濾系統堵塞；

      (7)ADS-4爆破閥以及保護及安全監測系統輸出失效。

      上述共因失效對于核電廠要維持較低的CDF值的影響很大。

      對風險降低貢獻較大的共因失效硬件系統主要有：ADS-4爆破閥、重力注入與IRWST再循環管路部件、儀控組件與傳感器。#page#

      3．1．3．3人因失效的重要度

      在PSA的分析中評價了主控制室對不同操作任務的完成效果。風險降低分析結果表明，共有10種操縱員動作的RRW因子大于1％。當假設所有操縱員執行動作都成功時，并沒有發現對CDF貢獻大于3％者。這也表明，相關操縱員的行為動作水平的提高對電廠整體CDF的減小并沒有太大影響。

      風險增加分析結果也表明，有7種操縱員失誤行為的RAW因子大于100％(假定所考察的操縱員行為錯誤，所能引起的CDF增加值與原CDF值之比)。這其中比較重要的失誤行為足操縱員沒有判斷出蒸汽發生器發生傳熱管破裂(SGTR)，該行為的失誤所對應的RAW值為6．3，與設備或系統的RAW值相比并不是很大。可見操縱員行為對于APl000核電廠的整體CDF貢獻并不是很重要。

      更進一步的分析表明，在假設30種操縱員操作無誤的情況下，CDF的計算結果也并沒有大的改善。而當這30種操縱員操作行為都假設失誤時，CDF值會增加至1．4X10^-5／堆·年，前100個序列為99．9%約2．41×10^-7／堆·年)，見圖1。但與當前在役核電廠相比，該CDF值依然是較低的。這表明，APl000對于操縱員行為的依賴程度非常低，在無需操縱員干預時，APl000仍然可以滿足安全目標。

3．1．3．4敏感性分析

      PSA中的敏感性分析主要用于分析系統或部件之間及其與核電廠整體CDF之間的相互關系(其自身參數的變化所導致的其他各項參數的變化)，以及特定條件或參數的變化對結果的影響。一般用百分比的形式表示。

      其主要內容則包括兩方面：(1)確定CDF值對于設備、部件失效(主要是相依失效)以及人因失效的敏感性；(2)分析對PSA分析結果有重要影響的模型假設條件。

      對APl000的有關系統進行的敏感性分析結果顯示，保護系統、安全監測系統以及1E級直流電源這些系統對維持CDF較低值的作用最大。在對5個后備的非安全相關系統(包括化學和容積控制系
統CVS、啟動給水系統SFW、正常余熱排出系統RNS、多樣化驅動系統DAS、柴油發電機DGs)進行敏感性分析時，假設了這些系統都不可用，并得到相應的CDF為7．40×10^-6／堆·年，約足總CDF值的31倍。這說明APl000的CDF值對上述這5個系統同時失效還是比較敏感的。但實際上，由于這5個系統同時失效的發生概率極低，因此這對電廠整體CDF計算結果的貢獻并不大。

      APl000核電廠在帶功率條件下內部事件所致的堆芯熔化模型上共進行了36個重要度及敏感性分析。

      重要度分析論證了下述內容：

      (1)單個基本事件對于電廠CDF的影響與重要性；

      (2)安全相關與非安全相關系統對維持電廠較低CDF值的重要程度；

      (3)安全殼保護系統對維持較低LRF的重要性；

      (4)人因或班組對于核電廠CDF的影響；

      (5)其他非能動系統(如逆止閥)的可靠性對CDF的影響等。

      敏感性分析則顯示：

      (1)操縱員行為都失誤時，APl000的CDF值為1．4×10^-5／堆·年。這個值相當于當前在役核電廠在操縱員行為全部成功時的CDF值；

      (2)對阻止堆芯熔化最為重要的系統包括保護系統與安全監測系統、1E級直流電源、ADS、IRWST再循環系統、CMT、安注箱。但非安全相關系統都不存在較高的系統重要度；

      (3)操縱員行為可靠性的提升并不會對風險降低有顯著的貢獻，只有7種操縱員行為(在假設其都失效時)會對CDF產生風險增大的影響，其中最重要者是操縱員未能診斷出SGTR的發生；

      (4)當所有逆止閥的失效率都增大10倍時，CDF會增至8．8×10^-7堆·年 ，這表明即使是在比較悲觀的假設下，依靠逆止閥進行動作的非能動安全相關系統的運行是能夠滿足安全要求的；

      (5)由于APl000的非能動設計不需要交流電源，因此柴油機的運行持續時間并不會對核電廠的整體CDF造成影響；

      (6)共因失效基本事件，特別是安全相關系統的共因失效基本事件中的單個事件或事件組，對CDF的影響都很大，通過增大安全相關系統多重性或多樣化方式，可以顯著地降低單個部件隨機失效對系統失效的貢獻。

      3．2帶功率運行條件下內部事件導致的LRF

      APl000的二級(安全殼響應)與三級(核電廠整體風險)PSA的分析結果表明，帶功率運行時的內部事件所導致的事故后果，不會帶來嚴重的影響。APl000的安全殼設計可以在嚴重事故后充分阻止放射性物質的釋放，防止其對公眾造成傷害。APl000的LRF(直接關聯到安全殼失效頻率)可分為兩種類型的失效：(1)安全殼初始即失效(安全殼的完整性因始發事件的發生而立即失效)；(2)安全殼因產生高能釋放的嚴重事故現象而發生完整性失效。綜合這兩類失效即可得到總的LRF值。   經PSA的分析可知，APl000的LRF值為1．95×10^-8／堆·年。

3．2．1  占主導的LRF序列

      對現有各種釋放類進行的分析表明，旁路(BP)類型釋放類是LRF的主導，占LRF的54％；安全殼早期失效則占38％。這2個釋放類總的發生頻率是1．8×10^-8／堆·年 ，約占到LRF總值的92％，安全殼隔離失效釋放類占7％，余者由其他釋放類貢獻。

      各個釋放類、相應電廠損壞狀態及其占總的LRF份額如表6所示。

3．2．2帶功率條件下二級PSA對APl000設計特性的評價

      APl000的設計特性能夠使LRF處于一較低值，并使放射性物質僅有很少量釋放至環境，甚至可與常規能源相比：#page#

      (1)堆腔室的淹沒能力使嚴重事故下反應堆壓力容器不會失效。壓力容器及其堆外冷卻的設計可保證堆腔室中的水能夠對壓力容器進行持續冷卻，防止其失效(達到堆內熔融物持留，即IVR的目的)。壓力容器的完整性得以維持，則可消除熔融物釋放到壓力容器外，進而對安全殼構成潛在威脅的可能性。

      (2)RCS的降壓能力緩解了高壓嚴重事故下可能導致的事故后果，并減小了高壓嚴重事故下的LRF值。在進行分析時假設了在嚴重事故下若RCS長時間處于高壓狀態，則會對RCS壓力邊界、管道、蒸汽發生器傳熱管等造成的破壞，而高壓RCS失效則可能產生安全殼失效或旁路。

      (3)鋼制安全殼與安全殼屏蔽構筑物之間空氣流道的環段設計能夠減小放射性物質向環境的釋放，在其釋出安全殼之前增大其沉積量。

      從APl000的二級PSA分析中能夠得到有關其設計特點的一些啟示：

      (1)APl000的安全殼有效性超過90％(所謂安全殼有效性是指一旦堆芯熔化發生，安全殼能夠阻止釋放的效能，一般計算時可用1與一旦發生堆芯熔化造成放射性釋放的條件概率值之差來計算，結果一般用百分比表示)，對LRF值量級的降低起到了積極作用；

      (2)堆芯熔化后RCS處于高壓時，安全殼的有效性最低，并且由于造成ADS失效并導致堆芯熔化的共因失效也會對事故后系統降壓造成不利影響；

      (3)更為具體的分析表明，對LRF貢獻較大的事故中，主要事故為SGTR；由于該事故序列下，假想的堆芯熔化事故后RCS為低壓狀態，因此放射性產物仍可能存在于壓力容器中，并通過冷卻劑散布到已失效的蒸汽發生器中去；該事故下的敏感性分析表明，安全殼有效性有小幅降低(從91．9％降至89．7％)，這說明LRF對于SGTR事故并不很敏感；

      (4)壓力容器始發事件的頻率被定為1．0×10^-8／堆·年 ，該事件一經發生則有90％的可能會導致壓力容器的筒身區之上發生失效，在這種失效狀況下，熔融物能夠得到冷卻，安全殼完整性也不會受到威脅；其余10％則可能導致壓力容器失效發生在筒身區之下。此時，保守假定安全殼會發生失效。利用這一保守假定進行敏感性分析，結果表明安全殼有效性會降至88．2％，降幅不大；

      (5)LRF值對于氫氣點燃系統的失效是比較敏感的，若氫氣點燃系統失效，則安全殼有效性可降至74％；

      (6)若處于3D與1A(或IP)事故類時，保守的假設通過IRWST造成的氫氣釋放可導致安全殼失效，則安全殼有效性會降至84．5％，LRF值會相應增至7．58X10^-8／堆·年，增幅較明顯，約為原值的4倍；該敏感性分析考慮了氫氣混合模型的不確定性，即氫氣會釋放到IRWST中，并經IRWST排氣管道釋放到操作平臺之上；

      (7)安全殼因SGTR造成的旁路失效占LRF值的53。9％，其余的安全殼失效則由反應堆壓力容器淹沒失效所致的安全殼早期失效所主導；

      (8)LRF對于PCS(安全殼非能動冷卻系統)的可靠性并不敏感，若假設PCS的可靠性為0．001，則LRF值為1．97×10^-8／堆·年，與原值(1．95X10^-8／堆·年)相比增幅很小；

      (9)由于堆腔室淹沒對保證壓力容器的完整性非常重要，因此在堆芯熔化發生后的較短時間內，LRF對完成堆腔室再淹沒的操縱員行為成功與否是比較敏感的，為此該行為動作已被移至應急響應規程(Emergency Response Guideline，ERG)的開始部分，以盡可能提高事故發生后操縱員成功進行堆腔室再淹沒操作的可能性；

      (10)放射性產物釋放至環境中去的可能性是微乎其微的，這主要是由于較小的CDF值以及同樣很小的釋放頻率；安全殼的設計也增大了嚴重事故時可能釋放的放射性物質的沉積效應，而PCS系統也能夠使放射性物質從安全殼中可能獲得的能量最小化。

      以上分析結果表明，APl000的多重性、多樣化設計特征是非常充分的。所設置的安全相關非能動系統的啟動過程也無需交流電源或操縱員進行操作。在預防與緩解事故后果方面，其設計是非常穩健的。盡管在PSA模型中存在不少保守性，APl000的CDF與LRF值仍要比當前在役核電廠小得多。分析表明，嚴重事故時所假設的大量放射性釋放也滿足相關標準(如GB-18871-2002)的要求。(待續)