颜 珍 李肇华 李 琳

上海核工程研究设计院

火灾定性筛选分析方法研究及应用

颜 珍 李肇华 李 琳

上海核工程研究设计院

划分好的火灾隔间必须经过一系列的筛选分析以确定对应每个隔间的火灾风险。定性筛选是这种筛选分析的第一步。定性分析的目的是根据事先确定好的准则，识别那些火灾风险相对其它隔间较低或者根本没有风险的隔间。本文主要介绍火灾定性筛选分析的方法以及在特定电厂中的实际分析应用。

定性筛选；火灾PSA；核电厂

1 概述

核电发展历史表明，核电厂内部火灾对核电厂的危害是不可忽视的。因此，为了降低火灾对电厂的安全威胁，提升电厂的运营效益，有必要开展火灾概率安全评价(PSA)工作。而对于核电厂来说，不是每个区域都是风险重要的，因此为了简化分析并能重点关注那些风险重要的区域，有必要将划分好的火灾隔间进行一系列的筛选分析。定性筛选是这种筛选分析的第一步。定性分析的目的是根据事先确定好的准则，识别那些火灾风险相对其它隔间较低或者根本没有风险的隔间。

2005年9月美国核管理委员会(NRC)和美国电力研究院(EPRI)联合出版了NUREG/CR-6850-“Fire PSA Methodology for Nuclear Power Facilities”[1](以下简称6850)，该报告是目前为止最新的一份专门论述火灾PSA分析方法的文献，它全面而详实地对火灾PSA分析方法进行了介绍，因此本论文主要参考该报告的第4章内容并结合实际工作经验对火灾定性筛选方法进行研究。

2 定性筛选分析方法

本论文通过对6850的方法进行研究并结合电厂的实际情况对某30万千瓦核电厂及第三代非能动核电厂进行了火灾定性筛选分析。考虑到分析电厂均为设计电厂，且定性筛选分析为一个反复的过程，因此本论文在6850的基础上进行了修改和调整，具体如下所示。

2.1 分析步骤

本次分析按下列步骤执行，其中，考虑到要进行定性筛选分析，必须先获得该分析的输入(包括隔间划分、火灾PSA设备和电缆的挑选)，因此这部分内容也在本次分析范围内。此外，为了避免和减少后续工作的反复，本次分析将火灾蔓延分析包含在本任务中执行。

(1)确定所有的电厂隔间。

(2)确定每个隔间内的火灾PSA设备和电缆，也即受火灾影响可能导致电厂停堆或影响火灾PSA中考虑的缓解安全功能及操纵员动作的设备和电缆(包括设备不可用和设备误动的影响)。

(3)对所有隔间分析其内发生突破防火屏障的火灾蔓延的可能性及蔓延的特性。符合下列条件的隔间认为不会发生火灾蔓延：1)可燃物载荷很低，不会产生破坏热气层；2)没有可燃路径；3)边界处没有可燃物载荷集中。不符合上述准则的火灾蔓延认为可信，针对不同类型隔间，火灾蔓延考虑如下：

a)对于防火区(防火屏障完整)，只考虑穿过一个独立防火区屏障的蔓延，且只考虑一步蔓延(即只蔓延至一个相邻的防火区，而不会超越受影响的隔间发生进一步的蔓延)。

b)对于防火小区，由于防火屏障不完整，考虑发生在其内的火灾可能蔓延至多个防火小区，也就是，认为从发生火灾的防火小区同时向多个邻近防火小区的火灾蔓延是可信的并对其进行考虑。

c)一个隔间可能会有多条火灾蔓延路径，在分析时只考虑导致最严重后果的火灾蔓延路径。

d)如果蔓延后的后果与隔间自身火灾后果相同，则可由隔间内火灾包络而不需要考虑此类蔓延。

对于没有可信蔓延路径的独立隔间，执行详细的隔间内火灾对电厂停堆/安全停堆设备产生的损伤分析，确定在给定隔间内所有的设备和电缆都受到损伤后会不会产生电厂停堆要求。对于有可信蔓延路径的独立隔间，执行详细的隔间内火灾对电厂停堆/安全停堆设备产生的损伤分析，确定假想的火灾蔓延至邻近隔间时是否有停堆要求。如果向邻近隔间的所有可能的蔓延都不会产生停堆要求，则不需要考虑进一步的情景发展。除非能论证火灾不会导致自动停堆，也不会由于火灾规程或响应计划、应急运行规程或技术规格书的要求进行手动停堆，否则都假定有停堆需求。如果正常电厂运行工况下火灾不会产生停堆需求，且没有任何事故缓解设备受到损伤，该隔间可被筛选掉而不需进行进一步的风险分析。

认为仅导致执行受控的手动停堆(作为一项预防性措施)而不会影响任何概率安全分析(PSA)中考虑的安全停堆系统的火灾事件可忽略。这是因为不会引起任何PSA中考虑的安全停堆系统失效的始发事件的条件堆芯损伤概率(CCDP)很低。再乘以这类事件的低频率将得到一个更低的堆芯损伤频率(CDF)。

表1 定性筛选分析表格示例

2.2 假设和边界条件

本次分析中采用的假设和边界条件如下所示：

1)采用与内部事件一致的成功准则，即达到和维持一个安全稳定状态。

2)除安全壳外，假设某一隔间内的假想火灾将损坏隔间内所有易受火灾影响的设备和电缆。

3)本分析中认为非可燃的非能动和机械部件，即非电气部件，如热交换器、管道等，不会由于火灾而失效。

2.3 定性筛选分析

2.3.1 确定电厂隔间

参考防火分区设计基础图、电厂总平面布置图、对应各厂房的建筑施工图等相关图纸并通过与相关设计人员讨论，确定电厂隔间。

2.3.2 确定每个隔间内的火灾PSA设备和电缆

2.3.2.1 确定火灾PSA设备

通过审查内部事件PSA模型以及火灾安全停堆分析报告，同时参考电厂布置图、系统管道和仪表图等相关图纸并与相关设计人员讨论，确定每个隔间内的火灾PSA设备。

在审查内部事件PSA模型时，考虑到火灾事件的特性，本次分析从内部事件PSA中排除部分事故序列类型，包括：

1)与涉及非能动/机械失效的始发事件有关的事故序列(见假设3)，如丧失冷却剂(LOCA)事故序列(只指管道破裂导致的LOCA，不包括因阀门开启而导致的LOCA)、SGTR等。

2)与发生频率较低的始发事件(由火灾引起的)有关的事故序列。如未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)。

此外，新增了部分与火灾相关的特定人员动作，如，主控室撤离、操纵员手动切断某个着火系列的电源供应等。

另外，还应评价由于火灾损伤导致的电气回路通电或失电引起的电厂部件的误动作，确定可能影响电厂停堆能力的误动作。本次分析中考虑的可能产生误动作的能动部件的选择基于：

1)审查用于停堆的系统确定主冷却剂边界的高-低压边界；

2)审查系统确定可能干扰系统运行的误动作。

2.3.2.2 确定火灾PSA电缆

在确定了火灾PSA设备后，可进一步确定与其相关的火灾PSA电缆。通过审查与电缆桥架及电缆布置相关的图纸和数据库系统并与相关设计人员讨论，可以确定每个隔间内的火灾PSA电缆以及与某个PSA设备相关的电缆的布线情况和位置。

2.3.3 火灾蔓延分析

火灾可能蔓延出去的路径有两类：防火屏障失效或防火屏障不完整。一般核电厂设计中，采用的防火屏障主要有：防火墙/楼板、防火门、防火阀、排烟阀以及电缆管道等贯穿防火墙/楼板处设置的防火节点，其中管道贯穿件一般为消防水管或通风排烟管等，由于贯穿件和对应防火墙间的缝隙很小且火灾通过这些管道蔓延(防火阀、排烟阀缺少或失效除外)的概率可忽略不计，因此即使这些贯穿件的防火节点失效，也不考虑火灾通过这些管道的防火节点的蔓延。对于一个隔间，上述防火屏障中的任何一个失效(防火墙/楼板除外)或缺失都有可能导致火灾向其它隔间蔓延。由于防火墙/楼板均为钢筋混凝土结构，因此本次分析中不考虑这类防火屏障的失效。

2.3.4 定性筛选分析结果

以上述方法为基础，对30万千瓦核电厂和第三代非能动核电厂开展了火灾定性筛选分析，为了使分析简单明了，对各个隔间的筛选采用了表格的形式，其示例如表1所示。经过筛选及合并，在最初的800多个30万千瓦核电厂的隔间中留下了约130个需进一步开展分析的隔间，在最初的300多个第三代非能动核电厂的隔间中留下了约70个需进一步开展分析的隔间。

从分析的过程内容和结果看，火灾定性筛选方法是通用的，而经过定性筛选分析，都能大大减少所需分析的隔间的数量。此外，通过与ASME标准[2]中相应的要求进行比较，本次分析也基本满足了ASME能力等级II的要求。(见表1)

注释：

(a)与隔间内设备相关的电缆不再列出。

(b)蔓延路径

(1)电缆贯穿件的防火节点失效

(2)防火阀失效

(3)排烟阀失效

(4)防火门失效

(5)通风管道中未安装防火阀或排烟阀

(6)没装门或防火墙不完整

3 总结

随着核电的发展，对核电厂防火安全方面也将越来越关注。火灾定性筛选分析可以简化火灾PSA分析，为火灾PSA的进一步详细深入开展奠定基础，而且也可以通过定性筛选分析初步识别防火设计中的不足，因此熟悉和掌握火灾定性筛选方法也是很有必要的。

[1] EPRI/NRC-RES Fire PSA Methodology for Nuclear Power Facilities，NUREG/CR-6850，Electric Power Research Institute，Division of Risk Analysis and Applications Office of Nuclear Regulatory Commission，October，2005.

[2] Standard for Level 1/Large Early Release Frequency Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications，ASME/ANS RASa-2009，February 2，2009.

Partitioned fire compartments need to be subjected to a series of screening analyses to determine the relative fire risk associated to each.Qualitative screening is the first step of such screening analyses. The purpose of the qualitative analysis is to identify those compartment where， according to pre-determined criteria，the fre risk is expected to be relatively low or nonexistent compared to others.The methodology of the fre qualitative analysis with the application in the specifc nuclear power plant is mainly discussed in this paper.

Qualitative screening， Fire PSA， Nuclear power plant