PSA技术在“华龙一号”核电机组运行优化中的应用研究

张佶翱，陈国才，况慧文，孔凡鹏，沙平川，潘延卿，魏　兴，杨　赟

PSA技术在“华龙一号”核电机组运行优化中的应用研究

张佶翱1，陈国才2，况慧文1，孔凡鹏1，沙平川1，潘延卿1，魏兴1，杨赟2

（1. 福建福清核电有限公司，福建 福州，350300；2. 中核国电漳州能源有限公司，福建 漳州，363300）

本文将PSA模型分析应用于电站运行管理工作梳理中，提出了基于PSA风险见解的风险薄弱项查找方法与管理优化流程，并且在“华龙一号”运行机组上进行应用实践，提出并实施“应急硼注入系统管理优化”，“附加柴油机接入方式优化”两项重要的管理与设计优化，研究表明，实施变更后机组功率运行内部事件一级PSA堆芯损伤频率降低约10%。本方法对于核电机组的PSA见解应用与运行安全提升，具有重要现实意义与推广价值。

概率安全分析（PSA）；风险见解；堆芯损伤频率（CDF）；核电机组（NPP）；“华龙一号”（HPR1000）。

1 引言

概率安全分析（PSA）是一种系统的对风险进行定量化分析的工具，可评估各设计要素对于机组堆芯损伤、大规模放射性释放总风险的贡献，评价系统设计变更对于总风险的影响，目前已在核电厂设计、安全监管、生产管理中得到较为广泛的应用。

福建福清核电厂5、6号机组采用中核集团自主研发设计的三代核电技术“华龙一号”压水反应堆堆型（HPR1000）。

在“华龙一号”机组设计阶段，PSA技术已贯穿于的整个设计过程，从识别重要的风险贡献项、支持系统配置设计方案的决策、识别设计的薄弱环节并提出改进建议等方面为设计提供输入或依据。进入运行后，机组管理者如何依据PSA技术分析进一步梳理发现机组的安全薄弱项还缺乏系统的方法与实践。

本文在三代核电站实时风险监测评估与管理技术示范应用研究中，提出依据PSA分析给出的系统管理优化和机组风险薄弱项查找的方法，并针对“应急硼注入系统运行管理优化”，“附加柴油机接入方式优化”进行验证，证明是合理可行的。

2 依据PSA风险见解的系统运行管理优化

根据 PSA建模与分析的一般方法和流程，结合核电机组现场管理流程与要求，设计一套PSA 风险见解在系统运行管理优化中的应用方法和流程。主要包括发现薄弱项、拟定解决方案、提出建议方案3个方面，每个方面又可以分为几个任务步骤，具体如图1所示。

2.1 发现薄弱项

为了从一级PSA结果中发现管理优化的方向问题——从导致堆芯损伤的薄弱项入手，首先应该开发反映电厂实际情况的内部事件一级PSA模型。其次利用一级PSA模型计算得到一级PSA的结果，包括堆芯损伤频率（CDF）、各始发事件贡献、割集分析结果、系统设备重要度排序、敏感性分析结果等。然后分析这些结果，找到对于堆芯损伤频率贡献较大或者对于单个始发事件贡献较大的技术环节，作为核电厂在系统运行管理优化可提升的改进备选项。

图1 依据PSA风险见解进行管理优化流程示意图

2.2 提出改进方案

进一步筛选发现的问题，组织电厂相关专业进行工程进行判断讨论，根据薄弱项与PSA模型的结构特点综合分析，初步给出解决方案。

2.3 可行性工程判断

针对所提出的改进建议，修改一级PSA模型并进行定量化计算，得出实施后一级PSA风险增量，定量化评估各个改进方案的风险增量。

将PSA风险分析结果提交相应的部门，针对实施改进后的安全性和经济性等方面进行综合评定，得出最终结论和建议。

3 依据PSA风险查找电厂风险薄弱项

在风险优化流程中，分析、筛选发现核电厂的风险薄弱项是一大难点。根据PSA模型特点与计算工具相关功能，以下两种方法是最常见的，在PSA模型开发与设计阶段的弱项梳理中得到了广泛的应用。

方法一：分析对于CDF贡献最大的支配性事件序列，查找其中的薄弱环节；

方法二：利用模型分析得到的重要度分析结果，比如FV（Fussel-vesely）重要度、风险增加因子（Risk Increase Factor）和风险减少因子（Risk Decrease Factor），梳理出包括基本事件重要度、始发事件重要度、共因组重要度、人因事件重要度以及设备重要度，查找出其中对机组风险贡献较大的基本事件、始发事件、共因事件、人因事件和设备。

这两种方法能够梳理出对机组总风险贡献明显的关键割集和关键设备失效，但是由于设计阶段已考虑并实施了部分优化，同时筛选出来的如始发事件、控制棒卡棒失效等支配性事件序列在电厂运行后改进的可能不大。因此本文尝试从其他角度采用PSA模型进行分析，提出以下两个新的查找薄弱环节的方向：

方法三：梳理在定量分析中单个设备失效对总的风险贡献不大，但是包含同一个系统中多个同类型设备失效的割集数目很多，相加以后总的风险占比很高的情况，作为优化项考虑；

方法四：梳理由于不满足时间窗口或筛选原则而没有建模分析的缓解措施，通过考虑相应优化手段并在模型中分析考虑，在开展专题敏感性分析基础上确认对机组风险的影响，比如部分应用移动设备的措施往往因为不满足时间窗口而未在PSA模型中建模，如果采取了某些措施能够保证在时间窗口内投运，这些改进措施就是值得考虑的优化项。

为验证这两种新方法的实效性，针对“华龙一号”运行机组进行了应用验证。

4 系统运行管理优化方法的应用

结合“华龙一号”PSA模型优化与人因分析，敏感性分析的结果。对“华龙一号”PSA模型进行系统改进项梳理与工程讨论，提出应急硼注入系统阀门管理优化，附加柴油机接入方式优化两项改进方案。

4.1 应急硼注入系统阀门管理优化

“华龙一号”机组设计的应急硼注入系统（REB），是在如下的事故瞬态下向反应堆冷却剂系统注入硼酸溶液，保证堆芯达到次临界度状态：

（1）在发生未停堆的预期瞬态事故（ATWS）工况下，应急硼注入系统向反应堆冷却剂系统快速注入浓硼酸溶液，将堆芯快速带入次临界状态；

（2）在发生任何需要向反应堆冷却剂系统补硼或者补水的事故工况下，如果其他补硼或补水途径不可用，都可以手动启动应急硼注入系统，实现向反应堆冷却剂系统的补水和硼化。

该应急硼注入系统包括A、B两个系列。每个系列包含：1台硼注泵；1台硼注箱；1条硼酸再循环回路；1台安全阀。

硼酸再循环回路用来定期循环硼注箱内的硼酸溶液，以确保硼注箱内的化学平衡。硼酸注入箱设置冗余的电加热元件，以保证箱内溶液的温度不低于硼的结晶温度。硼注箱上设有用于补水和补充硼酸溶液的管线及阀门。

系统简化流程图如图2所示。

图2 应急硼注入系统简化流程图

根据“华龙一号”机组运行PSA人因分析，应急硼注入系统安全壳内疏水手动隔离阀401VB-403VB、505VB-516VB、521VB在维修试验后，存在由于人误导致其错误的置于打开位置的可能性，并且无法通过A类人误事件筛选原则忽略其人误概率，因此在PSA模型中需考虑这些阀门的A类人误事件；同时相关支路的管径大于主管道的1/3，支路上的隔离阀门隔离失误也会影响整个系统的可用性。A类人误事件是指系统安全相关的仪表、设备进行维修、校验、测试等工作中的人员失误，这些人员失误可能会导致系统或设备在需要投运时处于失效状态。

“华龙一号”内部事件一级PSA结果显示，POSA工况下未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）事故导致的CDF为1.47×10-8/堆年，占比约20%，为功率工况内部事件的支配性序列之一。分析ATWS事故的最小割集，在前20位最小割集中，涉及应急硼注入系统401VB-403VB、505- 516VB、521VB等阀门人误导致其错误的置于打开位置的超过半数，因此本部分阀门的人因失误对于机组总的风险贡献很大。

找出由于应急硼注入系统401VB-403VB、505-516VB、521VB等阀门的人误事件在PSA结果中显示风险重要度高的可改进项目，提出通过行政措施来降低这类人误事件发生的可能性的改进方案。具体在电厂现有《行政隔离规程》中，对应急硼注入系统505VB-516VB、521VB等阀门增加“A类”行政隔离。“A类”行政隔离可以保证这些设备仅在工作隔离或进行定期试验时，必须得到值长的许可后，才可解除隔离。通过这种管理优化，一方面消除了试验人员选错工作对象的可能（因为不参与试验维修的阀门会处于上锁状态），另一方面由于隔离是由运行人员独立实施，在阀门试验后恢复的时候，会经过试验人员、隔离人员、隔离校核人员三次确认，降低人员复位失误的可能，从而显著降低发生这些阀门相关人误事件对电厂安全带来的影响。“华龙一号”机组PSA人员可靠性分析中本身也将行政隔离作为A类人因事件筛选原则之一。

根据此优化方案，在功率运行一级PSA模型中根据优化操作进行模型修改，定量化分析结果表明，POSA工况下未能紧急停堆的预期瞬态事故CDF下降约41.8%，显著降低机组堆芯损伤风险。

该系统管理优化方案的实施成本仅涉及部分人员投入/解除隔离的操作，经济性与管理成本均可接受。经调研分析，“华龙一号”及类似核电机组PSA模型开发中，针对多个系统的手动阀置于错误位置的A类人因事件均进行了筛选分析，考虑到通过新增行政隔离措施可有效降低该类人因失误风险，故本方法具有普遍适用性和推广价值。

表1 REB优化前后CDF结果

4.2 附加柴油机接入方式优化

对于“华龙一号”PSA模型进行总体分析，发现内部事件一级功率、低功率模型的硬件失效中应急柴油机失效均排在前三位。

进一步对模型的支配性基本事件的分析结果进行敏感性分析，研究特定条件或参数变化对堆芯损坏频率的影响程度。敏感性分析的公式如下。其中敏感性因子=10，CDF-U为始发事件发生频率增加到倍时CDF的发生频率；CDF-L为始发事件发生频率降低为1/时CDF的发生频率；敏感度为CDF-U和CDF-L的比值：

敏感性分析结果表明应急柴油机的运行和启动失效排在参数敏感性分析的前10（排名1，5），另外基本事件敏感性分析的前10位中有三项应急柴油机相关的事件。说明应急柴油机的可靠性对于堆芯损坏频率的影响程度很大，可作为重点考虑的提升方向。应急柴油机对于丧失厂外电始发事件序列影响很大，丧失厂外电导致CDF POSA为3.05×10-9，对于功率工况内部事件一级PSA总的CDF贡献占比3.9%，为排序第六的始发事件。对于该事件树进行细化分析分析，发现应急柴油机失效分支对于整棵事件树总的风险贡献大于90%。对于PSA模型的多角度分析，均指明应急柴油机对于电厂安全起到重要作用，需要重点考虑其可用性和可靠性的管理。

“华龙一号”每台机组设置了两台柴油发电机，两台机组之间还设置了一台共用的附加应急柴油发电机组，正常运行时处于备用状态，一旦某台机组发生全厂失电事故，附加柴油发电机组通过应急交流电源切换和连接系统（EMT）向事故机组的6.6千伏交流配电系统系列A（EMA）或系列B（EMB）供电。在6.6千伏交流配电系统系列A和系列B中各设置有一台没装断路器手车的断路器柜，可以连接到相应机组的配电盘上。如需要与EMA、EMB配电装置的连接，操纵人员执行应急规程，需要现场手动断开6.6千伏交流应急电源系统-系列A（EMP）、系列B（EMQ）断路器柜的断路器手车，将其连接到EMA/EMB与EMT的断路器柜上。

通过对于华龙PSA模型与报告的研究，发现由于预估附加柴油机接入总的执行时间超过丧失厂外电人员行动的允许时间窗口，故在初始设计POSA、B、C的相关事件树建模过程中，没有考虑附加柴油机的事故缓解功能。

设计上附加柴油机接入是具有应急柴油机失效后的补充供电手段，如果能够采取措施，确保其接入时间，定性分析是很好的风险降低优化方向。经过人员访谈、现场推演验证与各项操作占用时间对比，发现由于原现场实施中拆卸断路器手车，重新就位连接占用了大量时间，是导致附加柴油机接入时间不能满足恢复行动时间窗口的一个主要因素。经过工程判断，提出在原EMA、EMB、EMT断路器空间隔中增加断路器本体，正常运行时保持在安全隔离（一次回路和二次回路均断开）状态，同时修改运行规程，在发生全厂失电的事故工况时，依据事故规程进行断路器的连接操作。

该设计变更改造完成后，运行人员进行了操作演练，并就附加柴油机接入重新进行人因分析，结果表明接入操作能够满足热工水力窗口要求。基于此结论，在“华龙一号”一级PSA模型POSA、B、C丧失厂外电事件树中，加入手动接入附加柴油机功能题头后，该事件树的定量分析结果都出现数量级的下降（见下表）。功率工况内部事件一级PSA的总CDF值下降约3%。

表2 EMT优化前后结果

5 结语

本文研究并提出了运用PSA风险见解的理念对“华龙一号”系统运行管理优化和查找电厂风险薄弱项的方法，并通过运行机组的实践检验，得出如下结论：

（1）在“应急硼注入系统阀门管理优化”分析中，识别并发现机组应急硼注入系统阀门存在由于人因失误导致未能紧急停堆的预期瞬态的风险，对于机组总的风险贡献也很大。通过本文方法的应用，通过加强运行操作的行政隔离管控后，经分析未能紧急停堆的预期瞬态堆芯熔堆频率降低40.4%。对于功率工况内部事件一级熔堆风险降低约7%。

（2）通过对于丧失厂外电相关事件树的分析，发现原附加应急柴油机接入用时超出该工况下热工水力计算得到的允许时间窗口，相应的事故缓解功能未在建模中考虑，间接影响了机组熔堆风险分析结果。对此提出并实施“附加柴油机接入方式优化”项目，通过优化现场断路器配置，最终降低功率工况内部事件一级熔堆风险3%左右。

因此，本文从PSA技术在“华龙一号”机组生产运行的应用中，提出对系统优化流程与梳理查找薄弱项的方法，经验证是可以用于电厂运行管理，具有可操作性和现实意义。

［1］ 福建福清核电厂5/6号机组内部事件一级概率安全分析报告，中国核电工程有限公司，2018.

［2］ 福建福清核电厂REB，EMT系统手册，中国核电工程有限公司，2020.

［3］ 荆春宁，赵科，张力友等.“华龙一号”的设计理念与总体技术特征，中国核电，2017年04期.

Study of Implementing PSA Analysis in Optimization of Operation Safety in HPR1000 Nuclear Power Plant

ZHANG Jiao1，CHEN Guocai2，KUANG Huiwen1，KONG Fanpeng1，SHA Pingchuan1， PAN Yanqing1，WEI Xing1，YANG Yun2

（1. Fujian Fuqing Nuclear Power Co.，Ltd，Fuzhou of Fujian Prov. 350300，China；2. CNNP Guodian Zhangzhou Energy Co.，Ltd，Zhangzhou of Fujian Prov. 363300，China）

This article concludes a process to figure out weakness points in nuclear power plants’ operation and management applying PSA model analysis method and based on PSA insight. The method is practiced in the HPR1000 of China，and made out two important management and design optimizations- “optimization of emergent boron injection system management” and “optimization of additional emergent diesel generator access design”. The quantitative result shows that the Level one core damage frequency for internal events at power decreases about 10 percent as a result. This method contributes to the application of PSA insight and improvement of NPP operation safety，so it has the potential of further application in other NPPs.

Probabilistic Safety Analysis（PSA）；Safety insight；Core damage frequency；Nuclear Power Plant（NPP）；HPR1000.

TL48 33

A

0258-0918（2023）05-1073-06

2022-12-30

三代核电站实时风险监测评估与管理技术示范应用研究（2019YFB1900805）

张佶翱（1979—），男，浙江海宁人，高级工程师，硕士研究生，现主要从事严重事故与概率安全分析方面研究