史　强，石兴伟，贾　斌，张泽宇，王　逊

核电厂安全壳内操作平台火灾概率安全分析研究

史强，石兴伟，贾斌，张泽宇，王逊*

（生态环境部核与辐射安全中心，北京 102488）

安全壳内操作平台是核电厂火灾风险评价的重要内容之一。本文对典型核电厂的安全壳内操作平台进行火灾风险分析，使用事件树方法演绎分析火灾情境并确定火灾情境的危害，通过对核电厂安全壳内火灾操作平台火灾序列演绎分析，建立安全壳操作平台火灾概率安全分析模型，进行定量化评估。研究分析3个火灾情境对核电厂始发事件和系统设备的影响。风险定量化结果表明：安全壳内操作平台火灾导致的堆芯损坏频率为3.11×10-8/（堆·年）。

安全壳内操作平台；火灾风险分析；火灾情境；堆芯损坏频率

消防作为核安全保障的重要内容，已成为核安全领域最为重要的课题之一，如何确保安全系统和其他安全重要物项免受火灾危害是核电厂必须考虑的一个关键性安全问题。为提升我国核安全消防能力，执行国务院常务会议精神，落实“国四条”相关要求，必须加强我国核安全消防水平，以适应不断提高的核安全监管要求，有效降低核电厂火灾风险，确保核安全。

目前，核电由在建向运行转变，火灾对于核安全的威胁也越来越得到关注。国家核安全局为落实加强核电厂火灾监管要求，指导核电厂实施火灾概率安全评价，进行定性、定量风险评估，使其具备所需的防火能力并提供必要的火灾探测和灭火能力[1]。因此，有必要对核电厂进行概率安全分析研究。

安全壳内操作平台存在众多电缆和电气设备，反应堆等核电厂的核心区域，电缆铺设密集，火灾隐患大。操作平台一旦发生火灾，会使反应堆状态后撤，对安全停堆产生影响，造成严重社会影响及经济损失。20世纪70年代，美国布朗斯福里核电厂，由于明火作业过程点燃封堵材料，致使发生特大火灾事故，损失惨重。火灾由起火点蔓延至安全壳，导致操作平台无法使用，冷却系统及部分监测系统能力丧失，危及核安全[2-4]。可见，安全壳内操作平台是核电厂火灾风险主要来源之一。

国内安全壳操作平台火灾评价主要基于ISO834火灾标准升温曲线，通过计算火灾载荷密度进而评价防火屏障有效性。本文介绍了安全壳内操作平台火灾概率安全评价的方法，通过对防火分区起火频率、火灾情境及火灾风险定性及定量化研究，表明火灾PSA分析方法对核安全监管的支撑作用。

1 安全壳火灾起火频率分析

美国核管会（NRC）发布的《核动力设施火灾概率风险评价方法》（NUREG/CR-6850）数据表明[5]，核电厂安全壳内操作平台点火源多为通用型，通过防火分区的可燃物筛选，安全壳内操作平台内共有30个典型点火源，按照通用火源可以归为6类[6]，归类结果及其起火频率如表1所示。

表1 安全壳内操作平台点火源及起火频率

NUREG/CR6850报告中的《通用起火频率组合表》为核电厂各类火源起火频率的平均值提供了参考，报告中指出火源类型与场所构成多种组合，每一个组合对应一个参考的通用起火频率，条件假设如下。

（1）是相对于时间而言，起火频率总是一个常数；

（2）是所有的核电厂中，同一类设备起火的总频率是相同的，不论这些设备之间可能存在的数量、特性上的差异；

（3）是核电厂内的同一类型设备的起火概率是相同的。

例如：对于电机，不论大小、运转水平、工作环境等，都假设其起火频率都是相同的。场所L内防火分区J的起火频率，是通过该防火分区内所有点火源IS的起火频率叠加得到。计算公式如下：

位置权重因子为共用设备的机组数目，对于单机组电厂，位置权重因子应为1.0。固定起火源都属于可数物项，计算固定起火源的起火源权重因子时需要对每个火灾隔间内的固定起火源进行计数，某类固定起火源的起火源权重因子就等于隔间内的该类起火源数目除以该类起火源所对应的通用区域内此类起火源的总数目。特别是对于电厂范围的起火源，计算起火源权重因子时需要除以整个电厂内该类起火源的总数目。对于安全壳内操作平台内的30个点火源，分别统计该隔间的火源数量以及全厂同类型火源数量。

该防火隔间每一个火源起火频率，汇总得出该防火隔间总的起火频率为：3.57×10-3/堆·年。

2 安全壳内操作平台危害性概率模型

2.1 安全壳内操作平台火灾序列演绎分析

安全壳内操作平台包含核电厂的设备和电缆，主要能够受到火灾影响的包括：启动给水系统、设备冷却水系统、压缩空气系统、B和D序列电源电缆，另外，还可能导致1、2、3级ADS系统的误动作[8]。

以某核电厂为例，对安全壳内的防火分区添加能够提前报警的极早期空气取样火灾探测系统（以下简称VEWFDS），并根据 VEWFDS 系统的报警信号，对相应的防火规程进行修正，考虑切断ADS电源以防止ADS误动作。VEWFDS是一种可提前1 h乃至数天就探测出火灾迹象并发出警报的火灾探测系统，可为操作员响应提供充裕时间，目前已广泛应用在核电厂设计中，并被证明能够有效探测起于电气柜、低压电气线路（如电缆敷设路径、接线盒、终端柜）的初始阶段火灾。

除此之外考虑VEWFDS报警后操作员切断该区域ADS电源的可能性，从而能够防止ADS的误启动。假设VEWFDS系统能够提前1 h发出警报，在此期间操作员未能切断ADS电源的概率设置为0.009[9]。

B和D序列的电缆位于该小区的北部（贯穿防火小区）。该小区的西部存在蒸汽发生器仪表。火灾有可能导致B和D序列、主给水系统以及启动给水系统丧失。运行平台上的变压器位于该防火小区的西部，由于变压器和B和D序列的电缆之间间隔非常远，火灾几乎不可能从变压器蔓延到电缆。因此不考虑变压器和电气柜火灾对B和D序列电缆的影响。安全壳火灾系列描述如图1所示。

图1 安全壳内操作平台火灾序列分析图

表2 安全壳内操作平台火灾序列分析表

2.2 安全壳内操作平台火灾情境危害性分析

根据安全壳内操作平台火灾对电厂系统和运行的影响，将情境分析得到的6个火灾序列归纳为3个火灾情境。不同的事故情境可能会导致丧失主给水和中破口始发事件。

如果ADS系统发生误动作，怎认为导致中破口事故发生，而对于未发生ADS系统误动作的火灾情境，假设导致丧失主给水事故发生，并根据其火源与设备、电缆的相对位置，确定其受到火灾影响的电厂运行功能。各火灾情境引发的始发事件以及对核电厂安全系统的影响总结如表3所示。

表3 安全壳内操作平台火灾情境分析结果

3 安全壳内操作平台火灾条件概率风险评价

通过确定火灾起火频率及火灾对始发事件、系统设备影响后，根据功率运行内部事件一级PSA模型进行CCDP假定。由一级PSA模型设定相应的边界条件，包含受影响的始发事件和系统，计算CDF即可得到火灾情境的CCDP，各个情境的边界条件设置如表4所示。

表4 安全壳内操作平台火灾的边界条件设置

表5 安全壳内操作平台火灾风险定量化结果

4 结论

本文基于定性、定量安全壳内操作平台火灾概率研究，为起火频率、火灾情境及火灾风险定量化的确定提供了安全评价方法。

通过事件树模型建立火灾事故序列，计算出各火灾情境起火频率。通过火灾危害性分析，描述各火灾情境对核电厂始发事件和系统设备的影响。由核电厂内部事件一级PSA模型，根据边界条件设置，建立火灾PSA模型，定量计算得出B序列电源安全壳内操作平台火灾导致的堆芯损坏频率为3.11×10-8/（堆·年），为概率安全分析在核安全研究中的应用提供了数据支持。

［1］ 中国国家核安全局. 核动力厂设计安全规定：HAF102［Z］. 2004.

［2］ 喻新利，郑向阳，赵博. 核电厂内部火灾概率安全评价现状［J］. 核安全，2010，4（4）：29-43.

［3］ 胡小民，曹学武，傅先刚. 核电厂火灾概率安全评价方法研究［D］. 上海交通大学，2009.

［4］ EPRI. NUREG/CR-6850 EPRI/NRC-RES Fire PRA metho- dology for nuclear power facilities：NRC-RES. [R]. U.S. Nuclear Regulatory Commission and Electric Power Research Institute，2005.

［5］ 史强，陈海英，胡文超，等. 核电厂电气设备间火灾概率安全分析研究［J］. 核科学与工程，2018，38（5）：860-863.

［6］ 胡小民. 核电厂起火频率分析［J］. 核动力工程，2010，31（2）：76-80.

［7］ Dandini. Circuit Analysis-Failure Mode and Likelihood Analysi：NUREG/CR-6834 [R]. U.S. NRC，2003.

［8］ EPRI. Fire-induced vulnerability evaluation（FIVE）：EPRI TR-100370 [R]. Electric Power Research Institute，1992.

Study on Fire Probability Security Analysis of Operating Platform Inside the Containment in Nuclear Power Plant

SHI Qiang，SHI Xingwei，JIA Bin，ZHANG Zeyu，WANG Xun*

（Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing，102488，China）

Operating platform inside the containment is one of the important contents of nuclear power plant fire risk assessment. In this paper, the risk analysis of fire between Operating platform inside the containment in typical NPPs is carried out. Based on the deductive analysis of the fire sequence of the containment platform in nuclear power plant, the probabilistic safety analysis model of the containment platform fire is established and evaluated quantitatively. The influence of three fire scenarios on the initial event and system equipment of nuclear power plant is analyzed. Risk quantification results show that the frequency of core damage caused by fires between Operating platform inside the containment is 3.11×10-8/(reactor·year).

Operating platform inside the containment; Fire risk assessment; Fire scene analysis; Core damage frequency

TL364

A

0258-0918（2022）06-1455-05

2020-09-04

史 强（1987—），男，河北沧州人，硕士研究生，高级工程师，现主要从事核电厂火灾数值模拟研究、火灾概率安全分析相关研究

王 逊，E-mail：wangxunmep@126.com