DOI：10.16660/jki.1674-098X.2007-5640-9219
基于风险指引的事件选择方法的应用研究①
颜寒  杨磊
(中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部  北京  102413)
摘  要：本文研究了风险指引方法尤其是风险指引事件选择方法的发展历史与研究见解，介绍了其定义、技术原理、技术流程，包括概率安全分析模型修订、序列频率以及不确定性分析，纵深防御分析等技术要素并将其与现有的确定论方法进行了对比研究，将其尝试性应用于大型钠冷快堆，得到其技术特点与技术特征，对其应用提出了相应的建议。
关键词：风险指引  事件选择方法  概率安全分析  大型钠冷快堆
中图分类号：TM623                          文献标识码：A                  文章编号：1674-098X(2020)10(b)-0058-08
Application Research of Event Selection Method Based on Risk
Informed
YAN Han  YANG Lei
(Department of Reactor Engineering Technology, China Academy of Atomic Energy, Beijing, 102413
China)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
①作者简介：颜寒（1989—），男，汉族，湖北洪湖人，硕士，工程师，研究方向为概率安全分析。
PSA的方法自在20个世纪70年代被创立以来，经历两个严重事故——三里岛、切尔诺贝利事故后，在业内逐渐被重视[1]。
1986年美国核管会发布了一个政策声明，该政策声明表示，核管会监管的目标为“两个千分之一”目标，该安全目标是一个完全基于风险的描述，即承认核设施的运行是存在风险的，核安全的目标是控制该风险，这个认识是PSA在核设施的设计以及运行中能够得到应用的基础。
之后，NRC一方面开放核电厂以风险评价作为电厂各类技术申请的基础，同时基于实际应用情况出版基于风险指引的导则、法规，包括[2-3]：
RG 1.174，一种使用概率风险评价方法进行风险
指引的电厂许可基准技术规格变更的决策方法；
RG 1.175，一种使用概率风险评价方法进行风险指引的电厂特定在役检查的方法；
RG 1.176，美国核管会，电厂特定风险指引决策：质保分级；
RG 1.177，美国核管会，电厂特定风险指引决策：技术规格书；
RG 1.178，美国核管会，电厂特定风险指引决策：管道的在役检查；
我国基于概率安全分析的系统性安全要求最早来自于技术政策声明——《新建核电厂设计中几个重要安全问题的基础政策》。
该基础政策中的内容后续已经先后通过法规修订
的形式加入HAF 102以及相关的HAD导则之中。该技术政策声明中关于PSA的要求主要有两个方面。
首先，提出了对于新建核电厂的概率安全目标，并认为该目标是总的安全目标的一种体现方式。同时，明确了政策鼓励的概率安全应用范围，如下：
上述风险指引的应用主要以在运核电厂为主，在设计上，风险指引的应用还处于辅助的位置。对于安全设计而言，有两个核心命题[4-5]：
选择哪些基本事件作为设计基准事件；
哪些物项被确保能够用于应对这些设计基准事件；
本文先是介绍了风险指引的定义以及其方法原理，后详细调研了基于风险指引的事件选择方法的研究进展，并将其尝试性用于大型钠冷快堆，得到其技术特点与技术特征，对其应用提出了建议。
1  风险指引事件选择方法
美国核管会（NRC）在1994年7月的《先进型核电厂法规的政策声明》中表达了“改善先进型核动力反应
堆的许可证申请环境以尽可能减少管理过程中的复杂性和不确定性”的意图。并于1995年颁布PSA应用的政策声明，其目的是通过应用PSA技术来改进核安全监管，更有效地利用监管资源和减轻核电厂不必要的负担。在1998年颁布了一系列的风险指引型管理导则。1999年，NRC就开始反应堆安全法规（10CFR Part50）的更新工作，以反映风险指引和基于绩效的方法。
为了推动有关新法规体系的讨论，核工业界在2002年5月发表了“风险指引型的、基于绩效的反应堆法规体系”（NEI02-02）的白皮书。该白皮书描述了新法规体系的原理、基本准则和框架结构，同时也提出了一系列临时性的法规以供讨论。在制定有关新反应堆法规的白皮书的过程中，核工业界有一个专项任务是将最新的风险评价技术、反应堆运行经验及新的技术信息与现行的管理要求相结合。最终提议的法规定义了什么是必须达到的，而不是如何达到。
作为响应，在其NUREG-1860报告中，NRC提出了一种“风险指引的未来电厂设计基准框架”，框架研究大都两个主题：（1）怎样确定风险可接受准则，（2）怎样为新反应堆执照申请选择执照基准事件(Licensing Basis Events, LBEs)[6]。此处Licensing Basis Events (LBEs)用来代替Design Basis Events (DBEs)，后者包括 Design Basis Accidents (DBAs)以及Anticipated
operation event(AOO)。
NUREG-1860中风险可接受准则的代表形式是一图1  NUREG-1860建议的F-C曲线
条风险—后果曲线(F-C Curve)。这条曲线用频率值的大小以及他们相关的后果(剂量值的大小)描绘出预计运行事件或者非正常事件的可接受限度。如图1所示：F-C曲线可以用在第四代核电站的设计阶段，基于完整的PRA，对比每一个发生频率较明显的事故序列(比如，大于1E-7/堆年)，看他们的后果剂量是否在图中可接受范围之内。另外，这个F-C曲线也用在确定执照申请基准事件中[7]。
NRC在其TNF方法中给出了LBE选择的过程如图2所示，参考该图制定LBE选择的过程如下。
步骤一：修订PRA模型，仅反映认为安全重要的物项：
LBE总是与SSC的分类过程伴随，通过识别那些满足施加在LBE上的验收标准是必要的SSCs，可以定义了一组安全重要SSCs。这些的SSCs能够降低LBE的频率或限制其结果，或者同时具备以上两种情况。
传统的PRA开发中会考虑全部的具备预防或缓解功能的部件，即使这些部件并未按照安全级来设计，
图2  LBE选择流程
PRA中也可以现实的考虑其相关的功能。而在TNF方法中，设计人员先确定关键SSC的范围，然后将这个范围以外的SSC全部设定为失效。如果分析结果使得LBE不满足对应的验收准则，则应当扩展或者调整关键SSC的范围，这样形成一种PRA过程与LBE选择、分类与分析的迭代。没有被认为“关键”的SSC相关的不利故障以及人员动作依然被考虑。这个“SSC清单”-“LBE选择、分类”-“F-C曲线验收”的迭代过程直到全部的LBE满足验收准则为止。
步骤二：基于修订后的PRA模型，确定每个序列的
分类频率基准
常见大于1E-2在电厂60年生命周期可能出现的事件频率
稀少大于1E-5而小于1E-2
假定美国有1000堆的核电厂，那么在这个电厂生命周期内是可能出现的
罕见大于1E-7而小于1E-5
即使美国有1000堆年的核电厂，这个事件出现的可能性依然非常低，但是为防止陡变效应依然能够实现NRC的安全目标
表1  NUREG-1860推荐的LBE分类系统修改内容
反应堆停堆
多样化驱动系统不属于安全级系统，将该系统故障树顶事件DASAA0000设定值为TRUE，即失效必然发生
主容器超压保护
系统成功排气
主容器以及超压保护系统均为安全级，不调整其模型
保护容器不发生
泄漏
保护容器的完整性是反应堆必备的安全功能，不调整其模型
第1事故余热排出系统保持排热
能力
在该系统的中间环路中，认为电磁泵与二回路主泵互为备用，任何一个成功顶事件即成功。二回路主泵为非安全级，调整故障树，使其必然失效。同时，驱动该系统的多样化驱动系统不属于安全级系统，将该系统故障树顶事件DASAA0000设定值为TRUE，即失效必然发生
一回路主冷却剂
系统保持强迫循
环
一回路主冷却系统考虑为不具备能动的安全功能，认定失效
第2事故余热排
出系统保持排热
能力
第2事故余热排出系统考虑为不具备能动的安全功能，认定失效
二三回路界面
LOCA隔离
二回路边界完整性是设计必须考虑的安全功能，不调整其模型
二回路泄漏位置
的隔离
二回路边界完整性是设计必须考虑的安全功能，不调整其模型
应急供电投入应急供电系统是必备的安全功能，不认为其失效
通用调整丧失以下非安全级系统或者功能：1.供电系统中，不考虑正常供电母线以及可靠性柴油机组的作用，使其自动失效
2.润滑油冷却系统认为属于非安全级，直接设定为失效
3.蒸馏水、厂用水系统属于非安全级，直接设定为失效
表2  基于LBE选择要求对于PSA模型的修订
始发事件序号始发事件
序列
编号
序列描述（确定论角度）频率
1主容器泄漏1主容器泄漏，初始工况为4环路  5.80E-05
5
主容器泄漏，叠加第1余热排出系统失
效，初始工况为4环路
1.92E-07
6主容器泄漏，初始工况为3环路  3.05E-05
10
主容器泄漏，叠加第1余热排出系统失
效，初始工况为3环路
1.06E-07
表3  部分备选序列
点估计值；
删去全部点估计值小于1E-8以下的事故序列，这一步建立了的完整用于筛选LBE的事件序列清单。
步骤三：计算每个序列的确定性，给出中位值，95分位值，5%分位值等分析结果；
本步骤的目的是更为充分地考虑PRA分析的不确定性，这里的不确定性主要是由于设备可靠性数值的不确定性带来的。
步骤四：识别95%分位置信度大于1E-7以上的事故序列
这一步的具体作为是基于步骤三的结果，从步骤二获得序列中删除95%以上置信度频率不会大于1E-7以上的序列。
步骤五：将剩余的序列分类到事故类别中去。
在LBE筛选过程中，通过将类似的事故序列分组到一个事件类中来选择LBE。
类似的事故序列是指：在系统配置和/或事故现象方面具有类似性，并导致类似的源项。以LWRs为例，类似的事故序列可能是这样的事件：没有紧急停堆的预期暂态(ATWS)、具有类似设备响应（安注）的不同大小的各种破口事故 (LOCAs)、安全壳旁通、各种类型的瞬态(其中每种类型都表现出类似的设备响应)。被认为类似的事故序列应当由大致相同的SSCs用于事故预防和/或缓解。
分组过程的技术目标是：
要考虑到所有的95%百分位频率大于每年1E-7，这些序列都比如归入某个分类；
并在事件类的数量和分组过程中使用的稳健性程度之间取得合理的平衡。
reactor technology分组过程的结果是，所有剩余PRA序列都被一个LBE（组）所包络。剂量更小，频率更低的事件可以被剂量后果、频率更高的事件所包络，包络的原则与结构是每组的代表事件，如果能够满足F-C曲线的需求，则被包络的事件也应当满足响应的要求。
这种分组方法势必产生一些比较低频率的事件，例如：一般认为，在美国的监管体系中，对于设计基准事故（DBA）考虑的截断值为1E-5/堆·年。但是该方法考虑到名义频率大约1E-8且95%分位置信度大于1E-7的频率。这一方面是为了避免PRA分析所固有包含的不确定性使得重要的频率在早期被筛选掉（例如，如果采用较大的样本，完全可能论证大LOCA事故频率低于1E-5），另一方面是为了增加设计的健壮性（robustness）。
步骤六：从事件类别中选择事故序列以代表其边界性的后果。
从事件类别中选择一个事件序列代表其极限的后果，选择的事故序列应对能够从事件行为和事故后果上代表这个事故分类。如果一个类别中的几个事件具备相似的后果，那么可以任意选择，如果没有清晰的边界事件，可以选择频率最低的事件，事件类频率的确定方式见步骤七。
步骤七：给定事件分类代表LBE的频率。
以最高事故序列的名义频率决定事件类的频率，相应分位为置信度频率依然以最高值决定。这可能导致95%分位置信度的频率以及名义频率不来自同一事故序列，但是这不产生实际影响。
步骤八：确保LBE满足相应的概率论与确定论准则
LBE必须满足F-C曲线和纵深防御要求，这是覆盖LBE频率范围的一个函数，如表1所述。如果不满足
LBE组序号LBE组
1主容器泄漏
2主容器泄漏+第1余排系统失效
3中间热交换器泄漏
4
中间热交换器泄漏+第1余排系统失效
5
第二余热排出系统独立热交换器泄漏
6
第二余热排出系统独立热交换器泄漏+第1余排系统失效
7二回路冷却剂丧失（隔离成功）
8
导致一列二回路及其余热排出系统不可用的泄漏
9
导致一列二回路及其余热排出系统不可用的泄漏+第1余排系统失效
10二三回路界面泄漏（隔离失败）11成功停堆的瞬态B1
12成功停堆的瞬态B2，DHRS失效13一台一回路主循环泵停运
14
一台一回路主循环泵停运+第1余排系统失效
15二回路失流
16二回路失流+第1余排系统失效17三回路停运
18三回路停运+第1余排系统失效19LOOP
20SBO
21反应性引入ATWS
22部分二回路列丧失的ATWS 23一般ATWS
表4  LBE分组

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