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（环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

关于EPRI型风险指引管道在役检查优化方法的探讨及改进建议

李虎伟，依岩，黄志超，陈妍，初永越，钱晓明，周林∗

（环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

当前国内核电厂普遍采用EPRI型方法开展风险指引管道在役检查优化，其需要完成管段失效可能性分析、管段失效后果分析及风险增量计算等工作，对此，本文开展探讨研究并论述其中可能存在的问题。此外，通过对风险指引型分级方法理念及WOG风险指引型管道在役检查优化方法的简要介绍和探讨，本文提出不断提高管段失效可能性计算水平的要求以及结合使用风险减少因子 （Risk Reduction Worth，简称RRW）和风险增加因子 （Risk Achievement Worth，简称RAW）完成管段失效后果分析的改进建议，以在我国当前技术水平条件下，找出一套能够恰当评价核电厂风险变化的在役检查优化方法。

在役检查；风险指引；PSA

在国家核安全局印发 《概率安全分析技术在核安全领域中的应用》［1］技术政策声明及召开运行核电厂概率安全分析技术应用研讨会［2］等背景下，大亚湾核电厂［3］和田湾核电厂等单位采用EPRI方法大量开展风险指引型管道在役检查优化研究。本文以某核电厂2号机组ASG系统为例，优化确定进行体积检查的焊缝可由优化前在役检查计划大纲中规定的15条减少为4条。

分析发现，虽然已完成优化中堆芯损坏频率（Core Damage Frequency，简称CDF）的变化量小于NNSA-0147［4］和NNSA-0153［5］中给出的1×10-6和1×10-7准则要求，但由于采用流动加速腐蚀 （Flow-Accelerated Corrosion，简称FAC）作为管道高破裂可能性的界定，以及1×10-4、1×10-5和1×10-6作为管道高、中、低破裂可能性的年平均值包络值等简化分析和假设，优化结果可能会存在很大的保守性或不确定性。……