核电厂维修规则中确定风险重要类的方法研究

张博平，马喜良，张 适，钱晓明，初永越,*

(1.生态环境部核与辐射安全中心,北京 100082；2.苏州热工研究院有限公司,广东 深圳 518038)

维修规则(Maintenance Rule，MR)是20世纪美国核管理委员会(NRC)为提高核电厂构筑物、系统和设备(SSC)维修活动的有效性提出的一套规则体系。维修规则的实施能够确保核电机组运行过程中，各主要系统设备可在各种运行工况、设计基准事故工况、以及选定的超设计基准事故工况下有效的执行其预定的安全功能，减少挑战核电厂安全瞬态次数的潜在风险，从而确保机组运行的安全性和经济性[1]。

核电厂实施以结果为导向的维修规则体系，需要针对所有纳入维修规则的SSC设定性能指标，但实际中对所有SSC均设定性能指标是不切实际的。为此，核电厂通常会采取以实现某一特定功能的设备组或整个系统为单位来确定性能指标，其过程依据这类SSC的风险重要度和常运行状态。因此，对纳入维修规则体系SSC如何进行有效的风险重要类划分成为关键。

1 美国核电厂确定SSC风险重要度的实践

美国核资产管理委员会发布的NUMARC93-01和NUMARC93-02对确定SSC风险重要度和性能指标层级提出了基本的原则。确定风险重要类的目的就是为了确定某系统部件制订什么层级的性能指标，判定结果一般按系统设备风险重要度和常用模式分为4类，如表1所示。

表1 风险重要分类原则Table 1 Principles for determining risk significant category

按照风险重要度的高低结合其常运行模式，只有非风险重要且在运行中的系统部件，才制订电厂级的性能指标，其余三者均可制订系统或列级的性能指标，必要时可制定设备级指标。

NRC在审查核电厂时利用NUMRAC93-01中所建议的方法来确定SSC重要度的过程文件及结果。美国大多数核电厂采用了NUMARC93-01中推荐的风险减少值(RRW)、风险增加值(RAW)和堆芯损坏频率(CDF)贡献度方法，但也有一些核电厂采用了替代的定量方法，包括Birnbaum或FV重要度方法[2]。

美国核电厂在采用RRW和CDF贡献度方法确定风险重要类时，会排除与维修不相关的因素(如人因失误或外部事件等)；如果核电厂曾有过重要的设计变更、概率安全评价(PSA)模型升版或应用新的可靠性数据时，会对风险重要类的结果进行重新评价，以确保反映现实情况[3]。部分核电厂还利用对不同安全功能给予不同权重值的专家判断Delphi 方法进行定性的判断，以弥补PSA方法的不足。两个美国核电厂确定SSC风险重要度的实例如表2所示。

表2 美国2个核电厂风险重要度分类实例Table 2 Two examples of risk significant category at NPPs in the United States

值得注意的是，如果统一按照NUMARC93-01中所给定的阈值(RAW≥2,RRW>1.005,组成90%CDF贡献度的最小割集)，有可能无法反映出核电厂某些特定的风险配置情况。因此核电厂采取专家判断的方式作为补充，并结合实际的运行经验来最终确定纳入维修规则范围内SSC的风险重要类更为科学合理。

2 风险重要类判断的一般流程及方法

按照《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》中的要求，在确定典型核电厂维修规则中SSC风险重要类的分析过程中可主要采用以下两种方法：

(1)基于PSA技术的定量分析;

(2)基于专家判断的综合决策。

两种分析方法相互补充，以使风险重要类的分析更为合理。根据核电厂PSA模型的特点，PSA模型范围内的MR功能可采用PSA重要度分析的方式予以确定；PSA分析结论为非风险重要或不在PSA模型范围的SSC，可结合实际运行经验，采用专家判断的方法进行补充分析。以上不同方法分析的结论还最终需要通过维修规则专家组(MREP)最终审查确认，针对MR功能的风险重要度分析流程如图1所示。

图1 SSC的风险重要类判定流程Fig.1 Process for determining SSC risk significant category

目前国内核电厂在开展维修规则SSC风险重要类判定过程中，一般还会在MREP以外设定维修规则协调人(MRC)、成立项目专家组和PSA小组，其分工负责的内容如表3所示。

表3 SSC风险重要类判定过程的说明Table 3 Explanation of process for determining SSC risk significant category

3 基于PSA技术确定风险重要度

3.1 确定PSA模型基本信息

(1)建立基本事件对照表

建立基本事件与电厂实际设备的对照表，将模型中模化的各基本事件重要度转化为电厂实际设备的重要度。

(2)确定截断值

根据NEI-00-04中建议，计算设备重要度时，所选取的截断值应至少比核电厂的基准CDF结果低5个以上的量级。针对典型核电厂PSA模型实际，用多种截断值分别对各模型进行敏感性分析，综合考虑不同截断值下各模型的CDF或LERF的计算结果、最小割集的数量、基本事件的数量及计算机运算速度后，选取截断值。国内某核电机组选取的截断值如表4所示。

表4 截断值选取表Table 4 Picklist of truncation limit

3.2 PSA相关参数计算

计算三种PSA中风险重要度参数，即RAW重要度、RRW重要度和CDF贡献度，任何一项高于限值则认为从PSA角度是风险重要的，并作为MREP的风险决策输入。

(1)RAW重要度

RAW重要度表示如果一项SSC不论何种失效模式(例如：启动失效、运转失效)下都失效，由此造成风险的增加值即为该SSC的风险增加因子，RAW按公式(1)计算：

RAWi=Qi+/Q

(1)

式中：Q——基准CDF或LERF;

Qi+——将i基本事件发生概率设定为1后的CDF或LERF。

如果SSC的RAW达到阈值(RAW≥2)时，则认为它是风险重要的。

(2)RRW重要度

RRW定义：如果使一项SSC不出现任何故障模式(例如：启动故障、运转故障)，也即非常地可靠，由此造成的现存风险的减少值即为该SSC的减险价值，RRW按公式(2)进行计算：

RRW=Q/Qi-

(2)

式中：Q——基准CDF或LERF;

Qi-——将i基本事件发生概率设定为0后的CDF或LERF。

如果SSC的RRW超过阈值(RRW>1.005)时，则认为它是风险重要的。

(3)CDF贡献度

如果一项SSC包含在若干割集之中，这些割集按递减排序且累计对CDF的贡献超过90%，则认为它是风险重要的。识别风险重要的SSC可按以下步骤：

识别出占总CDF 90%以上的割集；

排除与维修无关的割集(例如人因、外部事件或始发事件)；

确定SSC风险重要度类别。

3.3 确定MR功能的表征设备

根据PSA风险重要度参数的特性，使用PSA方法进行MR功能的风险重要度分析时，可通过选择实现该MR功能的关键设备进行风险重要度分析，进而确定该MR功能的风险重要度类别。关键设备的选取，可通过计算实现该功能的多个设备的风险重要度结果后，选择参数值较大的设备或者计算结果可以表征此功能的设备。

3.4 表征设备的风险重要度计算分析方法

PSA模型中对某一设备可能模化多种失效模式，且由于设置了截断值的影响，单个设备可能对应多个基本事件的RAW和RRW参数。根据参数特性，单个设备的风险重要度参数可应用公式(3)和公式(4)计算：

RAW=MAX(RAWi)

(3)

RRW=MAX(RRWi)

(4)

式中：i——此设备涉及基本事件。

以国内某核电机组PSA模型中安全壳喷淋泵为例进行计算，结果如表5所示。

表5 EAS001PO风险重要度计算示例表(内部事件功率/停堆工况一模型)Table 5 Example of EAS001PO risk significant (level one, internal events PSA at powerutdown conditions)

由于模型存在不平衡性，所以可能会导致两列对称功能位置的设备所计算的风险重要度参数存在差异，此种情况以计算参数较大的值为准。

实际执行的过程中，针对某一特定MR功能计算PSA模型中的RAW、RRW、最小割集，若计算过程中有任何一项重要度高于限值，则认为此项MR功能从PSA角度判断是风险重要的，不必再继续对其他模型或者其他重要度表征参数进行计算、分析，具体流程如图2所示。

图2 通过PSA方法分析SSC风险重要度的流程Table 6 Weights of Delphi function in expert judgment

4 基于专家判断确定风险重要度

专家判断可采用Delphi方法，即通过组建项目专家组，评定SSC在4个事故响应功能与6个正常运行功能中的重要程度(给予不同权重因子)，对于总值超过风险重要限值的，则认为是风险重要的，并作为MREP风险决策的输入。专家判断中Delphi功能权重如表6所示。

表6 专家判断中Delphi功能权重Fig.2 Process for determining SSC risk significant through PSA method

首次使用Delphi方法时，需要MREP确认Delphi功能权重分配的合理性。首先对于事故响应和正常运行功能的分配权重进行讨论，确定事故响应功能的权重是正常运行功能权重的倍数；其次分配事故响应和正常运行各子项功能的权重，分配过程是每个专家给出各子项功能的权重分(1～10分)，汇总取平均后，各位专家参考平均值进行二次打分和讨论，再次取平均，结合第一条的权重倍数进行计算，并且归一化处理，即为所要分配的最终权重。

通过Delphi方法开展专家判断时，一般由熟悉运行、维修、核安全和PSA的专家组成项目专家组，在充分考虑SSC相关功能的冗余性和可恢复性、电厂程序完备性、以及运行人员的技能和经验的情况下，对功能丧失会造成Delphi功能丧失的SSC，依据对Delphi功能影响的灵敏度给予相应分值。评分流程如下：

(1)组织专家分析目标MR功能对事故响应和正常运行功能的影响，并对每一项Delphi功能进行打分；

(2)将各位专家的打分进行汇总并且作平均，对于各Delphi功能分值与平均值相差显著(≥2)的，需要进行讨论并且独立进行第二次打分，再次做平均后填入记录表；

(3)将记录表里各项的分数和权重相乘后相加，与限值相比较，即可得出此目标功能是否为风险重要。

但在判断过程中应当注意如下几点：

(4)对可能导致安全壳失效而产生不可接受放射性释放的SSC也应进行分析；

(5)对功率运行模式和其他模式均需要进行风险重要度分析；

(6)项目专家组应识别SSC不同失效模式下的影响，综合考虑以确定其是否为风险重要。

5 结语

由于核电厂结构的复杂性，不可能也没有必要对所有设备进行监测。在实际的执行中，核电厂更多是从系统或列级的角度出发，对执行安全功能的一组设备制订相应的性能指标，从而减少制定性能指标的数量，以使这套体系更为有效的运行。因此，在确定SSC风险重要类时，在通过内部事件功率工况一级PSA模型进行计算的基础上，具备条件的核电厂可再计算内部事件停堆工况一级模型的参数进行补充(也可补充内部事件二级模型、外部灾害等模型的分析)。对于通过PSA分析得到的结论，结合实际运行经验，通过采用例如Delphi方法的专家判断进行补充分析，以确保维修规则开发过程中SSC风险重要类计算和最终确定的准确性和合理性。