张 柳，黄 灿

（海南核电有限公司，海南海口 572700）

0 引言

概率安全分析（Probabilistic Safety Assessment，PSA）是以概率论为基础的风险量化评价方法。它提供了一种综合的结构分析方法，用来确认事故情景和导出风险的数值估计。通常PSA分成三个级别，一级PSA 确定导致堆芯损坏的事件序列，预估堆芯损坏频度，深入了解用于防止堆芯损坏的安全系统和规程的能力和不足[1]。

《核动力厂设计安全规定》明确提出了必须在核动力厂的整个设计过程中进行全面的确定论安全评价和概率安全评价等要求[2]。《核动力厂安全评价与验证》导则提出，概率安全评价的结果应该用于识别核动力厂设计和运行中的薄弱环节，需要考虑各组始发事件和安全系统重要程度对风险的贡献、以及人员差错对总风险的贡献。如果概率安全分析的结果表明修改核动力厂的设计或者运行可降低其风险，则考虑修改的相关代价和利益后，只要合理可行就应进行相关修改[1]。

海南昌江核电厂1/2 号机组为CNP650 机型，主系统为两环路设计的压水堆。功率运行内部事件一级PSA 结果显示，丧失全部热阱事故导致的堆芯损坏频率占所有堆芯损坏频率的35%，是该核电厂面临的主要风险之一。本文从丧失全部热阱事故的始发事件出发，分析了事件序列和主要割集序列，识别出电厂目前存在的薄弱环节并进行原因分析，提出相应的改进方案，并对改进方案进行PSA 风险评价，综合考虑安全性与经济性，提出了最优的改进方案。

1 丧失全部热阱事故简介

丧失全部热阱事故为超设计基准事故，可能引起的原因有两个：①重要厂用水系统（Essential Service Water，SEC）泵站堵塞或者重要厂用水泵丧失；②设备冷却水系统（Component Cooling，RRI）热交换器结垢，或设备冷却水泵丧失。

在功率运行工况下发生丧失全部热阱事故时执行H1.1 规程，“轴承温度过高”信号或者“密封回流流量高”信号导致主泵自动停运，主泵停运后如果主泵停车密封投运成功则轴封不会出现泄漏，否则需要有轴封注入水持续注入，则主泵轴封不会出现泄漏；为了保证主泵的密封注入，操作员必须执行保护上充泵措施。若操作员动作失败，主泵失去轴封水注入，会在主泵轴封处产生60 t/h（每台泵）的轴封破口（概率为10%），由于低压安注泵需要设备冷却水冷却，所以安注系统不能成功运行，事故不能被缓解；当主泵轴封处产生5 t/h（每台泵）的轴封破口（概率为90%）时，可以由水压试验泵补水维持一回路水装量。

最终退防至温度小于170 ℃、压力低于4.5 MPa 的次临界中间停堆状态。在这样的温度、压力下，即使冷却完全丧失（没有密封水注入），反应堆冷却剂泵密封泄漏流量几乎为零。这种状态只要求向反应堆冷却剂回路提供非常少的补水，这是由两个机组共用的水压试验泵保证的。余热通过蒸汽发生器排出。由于RRA（Residual heat Removal System，余热排出系统）不能投入，需采取所有可能手段向ASG（Auxiliary feedwater system，辅助给水系统）水箱补水[3]。

2 基准模型结果分析

海南功率运行内部事件一级PSA 的结果得出电厂总的CDF（Core Demage Frequency，堆芯损坏频率）点估计值为5.68E-06/（堆·年），此值为人因事件割集后处理的值，后续的所有CDF 均为割集后处理值。其中，丧失全部热阱事故导致的CDF 为1.99E-06/（堆·年），在总的CDF 中占比达35%。丧失全部热阱造成堆芯损坏的主要事件序列如表1 所示。

表1 主要割集序列及CDF 占比

通过主要割集序列、各基本事件的重要度及风险增加因子分析发现，丧失全部热阱造成堆芯损伤的基本事件有：①丧失全部热阱始发事件；②人因事件“未能进行H1.1 规程保护上充泵”和“轴封破口发生后操作员未能启动水压试验泵进行上充补水”；③主泵发生2×60 t/h 轴封破口；④DVN 系统（Nuclear Auxiliary Building Ventilation，核辅助厂房通风系统）全停检修；⑤主泵停车密封失败。海南核电采用德国生产的KBS 泵，较国内同电厂多了非能动的停车密封，已对丧失全部热阱事故进行了较大缓解，而停车密封失效数据来源于厂家，因此本文暂不将主泵的停车密封作为薄弱环节进行分析。

3 薄弱环节原因分析及改进方案PSA 定量化分析

3.1 丧失全部热阱事故始发事件频率

海南丧失全部热阱事故始发事件属于支持系统丧失导致的始发事件，与电厂的特定设计相关，海南采用始发事件故障树的方式进行建模，其中鼓网失效、贝类补集器堵塞及维修不可用的数据采用海南电厂特定数据，计算得到始发事件频率1.93E-03/（堆·年），通用数据是3.9E-04/（堆·年），实际使用数据较通用数据大5 倍左右。

海南昌江核电厂已经运行了约4 堆·年，根据运行经验表明，由于海南海水中海生物比较丰富，并且取水渠为直渠，导致鼓网和贝类补集器较同类电厂更容易堵塞。根据海南PSA 可靠性数据库统计，2015 年12 月31 日到2018 年12 月31 日，海南省发生2 次“因鼓网压差高引起循环水泵跳泵与自动停堆事件”，鼓网堵塞的特定数据是每小时6.33E-06，同类型参考电厂数据为每小时1.6E-06，高出5 倍左右；贝类补集器共失效2次，贝类补集器堵塞的特定数据为每小时1.06E-05，同类型参考电厂数据为每小时1.6E-06，高出10 倍左右。

改进方案：电厂可对取水口及相关设备设施进行实体改进措施和制定相应的管理措施，比如取水明渠改进、循环水过滤系统技改、提高取水口及相关设备进行定期检查及定期清理的频度等，降低鼓网和贝类补集器的堵塞频率至同行水平或者通用数据水平。

利用丧失全部热阱始发事件故障树模型，利用海南电厂特定数据、NNSA（National Nuclear Safety Administration，国家核安全管理局）通用数据及同类型电厂数据计算的CDF 如表2所示。

表2 鼓网及贝类补集器数据变化前后的CDF 变化

3.2 人因事件

此事件序列过程是：丧失全部热阱后，主泵因失去轴封冷却水而停运，停运后主泵自动启动停车密封，但停车密封失败，操作员执行H1.1 规程中的保护上充泵操作，维持主泵轴封水失败，导致主泵发生2×5 t/h 的极小破口，此时操作员根据轴封破口规程进行上充补水操作进行缓解失败，一回路完整性丧失，最终导致堆芯损伤。

“未能进行H1.1 规程保护上充泵”和“轴封破口发生后操作员未能启动水压试验泵进行上充补水”都属于始发事件后人因事件，采用标准化人员可靠性分析（SPAR-H 方法）进行评价。SPAR-H 方法将人员动作分成诊断部分和动作执行部分，基本失误概率分别为1.00E-2 和1.00E-3。SPAR-H 方法还考虑了8 个PSF（Performance Shaping Factor，绩效形成因子）对以上两部分人员行为的影响，这8 个PSF 分别是可用时间、压力、复杂程度、经验/培训、规程、工效学/人机界面、职责适宜度、工序。分析人员仅需根据情况分别给出诊断部分和动作执行部分的8 个PSF 取值，然后乘以相应的基本概率值，即可分别得到诊断部分失误概率（HEP1）和动作执行部分失误概率（HEP2），而总的人误概率即为以上两部分失误概率之和[5]。

经过对操作员的现场访谈以及模拟机的演练，PSF 的取值及人误失效概率如表3 所示。

由表3 可知，丧失全部热阱事故后，操作员的诊断部分压力很高导致人误失效概率高，可通过针对性培训及加强模拟机演练来提高操作员的能力，使操作员掌握丧失全部热阱事故的事故规程，达到缓解心理压力，降低人误失效概率的目的。

丧失全部热阱事故针对性培训后，压力PSF 的变化主要影响的是“未能进行H1.1 规程保护上充泵”的人误失效概率，针对性培训前后对CDF 的计算如表4 所示。

3.3 主泵发生2×60 t/h 的轴封破口

在主泵发生2×60 t/h 的轴封破口后，必须启动安注系统才能保证一回路的水装量，而由于在直接注入阶段高压安注泵需要低压安注泵增压，但低压安注泵又必须依靠RRI 的冷却，所以安注将失败，事故不能被缓解。

基于此，在事故规程中应该采取多种手段来保证主泵轴封水的注入，以防止发生主泵轴封破口，目前H1.1 规程中没有指导通过上充泵进行轴封注入失败后的操作，而是在主泵轴封LOCA 后才启动水压试验泵进行上充补水，建议在H1.1 规程中添加“保护上充泵措施”失败后，立即启动水压试验泵进行轴封水注入操作，以降低发生主泵轴封破口的概率。

表3 始发事件后人因事件的访谈

表4 人误失效概率改变前后的CDF 变化

改进规程在PSA 模型中体现在丧失全部热阱事故题头事件的变化，对改进后的事故规程和目前的事故规程进行PSA 定量化分析，结果如表5 所示。

表5 改进H1.1 规程前后的CDF 变化

3.4 DVN 风机全停检修

根据定期试验《DVN 全部风机停运试验》要求和现场实际运行经验，每年需4～5 d 时间DVN 全部风机停运。3 台上充泵分别位于房间N219/N218/N217 中，正常运行时由DVN 进行通风冷却，两台进风风机和两台排风风机运行，另外一台进风风机和排风风机备用。简化流程如图1 所示。当DVN 故障时，由DVH（Charging Pump Room Emergency Ventilation，上充泵房应急通风系统）进行通风冷却。当丧失全部热阱时，由于DVH 由RRI 冷却，DVH 不可用，因此当DVN 全停检修时发生丧失热阱事故，上充泵将失去冷却，无法维持主泵轴封。

图1 DVN 系统简化流程

（1）改进方案：①修改定期试验规程《DVN 全部风机停运试验》，按照1 次1 台排风机、1 台进风机的方式进行试验，这样可以保证上充泵房的通风冷却；②缩短DVN 全停的时间，如1 d。

（2）改进方案PSA 定量化评价：2 种方案对PSA 模型的影响是基本事件DVN 维修不可用数据的变化，对模型进行修改后，改进前后对CDF 的影响如表6 所示。

表6 改进DVN 定期试验规程前后的CDF 变化

4 结论

综上所述，PSA 见解提出4 种方案：对取水口相关设施采取实体防护措施和相应的管理措施降低丧失全部热阱始发事件频率；对操作员进行丧失全部热阱事故针对性培训降低人误失效概率；修改H1.1 规程；修改DVN 定期试验规程。4 种方案均可以有效降低机组的堆芯损坏风险，但是从PSA 定量化结果来分析，前3 种方案效果显著，且方案2 对操作员进行针对性培训和方案3 修改H1.1.事故规程的改进成本低，因此方案2 和方案3是可行的降低机组堆芯损坏风险的措施。