核電廠安注管線逆止閥密封性試驗中的配置風險管理研究

程長生，李瓊哲，郭東原，張 寬

（蘇州熱工研究院有限公司，廣東 深圳 518026）

安全注入系統（RIS）是核電廠重要的專設安全設施之一，在發生一回路破口失水事故（LOCA）、控制棒彈棒、二回路蒸汽管道破裂、主給水管道斷裂及蒸汽發生器傳熱管破裂等設計基準事故時，向一回路注入含硼水以防止堆芯超溫或裸露，維持堆芯的負反應性，保證堆芯燃料組件的完整性[1]。RIS 系統由低壓安注、中壓安注及高壓安注三部分組成，根據事故引起一回路的降壓情況，在不同的壓力下分別從冷管段、熱管段注入或同時注入。在安全殼內側的安注管線上，所有冷管段、熱管段注入管線與一回路均裝有逆止閥，以實現安注管線在安全殼內側的隔離和降低由于RIS 系統管道破裂而引起LOCA 的可能性。

按照《核電廠安全相關系統與設備定期試驗監督要求》，每個換料周期在反應堆啟動升溫升壓期間，需對安注管線上的逆止閥進行密封性試驗，以驗證閥門的密封性是否滿足要求，并跟蹤其泄漏率在機組壽期內的演變。其中NS/RRA 模式（余熱排除系統RRA 系統導出堆芯熱量）需執行 RIS 逆止閥密封性試驗PT*RIS060，試驗結果需滿足要求，反應堆才能繼續升溫升壓及進行臨界操作。如果試驗不滿足驗收準則，需將一回路排水至低低水位并執行逆止閥解體檢修，即反應堆啟動期間若逆止閥本身故障，檢修時機組狀態將大幅后撤。

1 逆止閥密封性試驗原理

逆止閥密封性試驗的原理基本相同，假設水是可壓縮流體，管道、閥門等隨壓力和溫度的容積變化可忽略。在逆止閥上、下游存在壓差的情況下（下游壓力大于上游壓力），利用閥門上、下游壓力變化速率與不同公稱直徑閥門允許的泄漏率標準進行比較，以判斷閥門密封性是否滿足要求[2]。

以本文分析的定期試驗 PT*RIS060 中RIS040VP 和RIS072VP 密封性試驗為例，試驗流程如圖1 所示。

圖1 安注管線逆止閥試驗流程簡圖Fig.1 The schematic of the test process for the check valve of the safety injection pipeline

試驗過程如下：

（1）安裝儀表：關閉RIS401/420VP，打開RPE610/613VP，泄壓后安裝臨時儀表。

（2）下游升壓：通過開啟 RIS091/101VP（圖1 中RIS040/072VP 右側黑色粗線所示管線）將逆止閥RIS040/072VP 下游升壓至26 bar。

（3）上游降壓：開啟RIS401/420VP 后，關閉儀表排氣閥RPE610/613VP，給下游降壓。

（4）測量泄漏：以1 個時間間隔（間隔為10 min）監測壓力上升計算逆止閥的泄漏率。

（5）試驗恢復：關閉 RIS101VP，打開RIS122/124/125VP 給逆止閥下游降壓后關閉，最后關閉RIS091VP。

（6）拆除儀表：打開RPE610/613VP，關閉RIS401/420VP，將臨時儀表拆除。

2 試驗安全影響

為保障核電廠的運行安全，防止或減輕可能危及安全的事故后果，核電廠設置了大量的安全系統，以將事故后果限制在可接受的范圍內。為保證安全系統的可用性，核電廠營運單位編制了技術規格書，對核電廠配置進行管理，但由于核電廠配置組合的復雜性和多樣性，技術規格書并不能對多重系統或設備失效進行有效管理。國際實踐表明，對多重設備失效進行控制的有效方法是核電廠的配置風險管理。

核電廠執行PT*RIS060 期間導致兩列低壓安注冷端注入不可用，導致CDF（堆芯損傷頻率）/LERF（早期大量放射性釋放頻率）均處于紅區，按照配置風險管理技術政策則要求則不允許主動進入該風險配置[3]。

為確保試驗的正常完成，與EDF（法國電力公司）顧問進行多次技術交流，積極調研國內外同類核電廠的試驗方法，并通過熱工水力計算和試驗預案的人員可靠性分析，認為核電廠執行PT*RIS060 試驗期間發生事故時具備足夠的時間對試驗進行緊急干預，及時恢復兩列低壓安注冷端注入可用，有效降低機組風險。本文將主要對上述情況進行論證分析。

3 熱工水力計算

PT*RIS060 試驗期間兩列低壓安注冷端注入不可用，此時發生一回路失水事故可能由于安注無法及時注入而造成堆芯損傷。為評估該風險，需要對安注管線隔離逆止閥的密封性試驗期間的一回路失水事故進行分析，從而確定允許操縱員手動啟動低壓安注來緩解該事故的最長允許時間。

該事故分析使用RELAP5/MOD3 程序，堆芯采用一個代表平均燃料棒的熱構件進行模擬，其峰值溫度高于982 ℃將作為堆芯損傷判斷準則。保守選取對應工況下事故情景最嚴重，且時間進程最快的RRA（余熱排出系統）大破口失水事故作為分析對象。假設RRA 與RCP（反應堆冷卻劑系統）冷管段的連接管道出現雙端剪切斷裂，此時一回路冷卻劑除了從RRA 與RCP 冷管段的連接管道流失外，還會通過RRA與RCP 熱管段的連接管道流失。

當不考慮人員動作時，事故發生后，由于喪失冷卻，壓力容器內的水升溫并發生沸騰，堆芯水位不斷下降，堆芯裸露后燃料開始升溫。圖2～圖3 給出了主要參數隨時間的變化曲線。由計算結果可知，事故后約2 500 s，堆芯開始升溫，事故后5 014 s，燃料包殼峰值溫度達到982 ℃。

圖2 堆芯水位（不考慮操縱員動作）Fig.2 The core water level(regardless of operator’s actions)

為緩解該事故，操縱員需要手動啟動低壓安注。假設事故后 4 900 s，一列低壓安注的流量開始注入一回路。圖4～圖5 給出了主要參數隨時間的變化曲線。由計算結果可知，安注開始注入后，堆芯很快被淹沒，燃料包殼峰值溫度低于982 ℃，事故期間不會發生堆芯損傷。

圖4 堆芯水位（考慮操縱員動作）Fig.4 The core water level(considering operator’s actions)

圖5 燃料包殼峰值溫度（考慮操縱員動作）Fig.5 The peak temperature of fuel cladding(considering operator’s actions)

4 試驗優化方案制定

低壓安注冷端注入功能主要用于事故工況下維持堆芯水裝量，防止堆芯裸露導致堆芯損傷。如果事故發生后核電廠及時中止試驗，恢復低壓安注系統可用，并完成投入能夠防止堆芯損傷，那么PT*RIS060 試驗時的瞬時CDF/LERF將有效降低。

結合上文中熱工水力計算，計算得出操縱員在事故后4 900 s（約81 min）內手動投入低壓安注即可避免堆芯損傷。從人員動作允許時間長度可判斷，運行人員擁有充足時間進行試驗恢復，因此對試驗恢復的事故情景進行分析。

NS/RRA 工況下發生RRA 大破口失水事故，操縱員按照事故規程指引投運安注，但由于此時執行PT*RIS060 試驗導致兩列低壓安注冷端注入不可用，且電廠沒有詳細規程指引低壓安注的恢復動作?，F制定了相應的試驗恢復預案，指引操縱員在該情景下正確完成試驗恢復并最終緩解事故，具體如表1 所示。

表1 PT*RIS060 試驗預案Table 1 The PT*RIS060 test plan

在機組大修期間，對國內某核電廠PT*RIS060試驗恢復操作時間進行了數據采集記錄，具體如表2 所示。由于低壓安注系統狀態不可輕易改變，因此未能采集到開啟低壓安注冷端注入管線并投運安注的操作時間，但由于只涉及主控室操作，即恢復閥門RIS030/031/060/062VP 開啟，參照RIS091/092/093VP 的操作時間保守估計需要3 min。因此試驗恢復操作總時長保守估計為10 min，電廠具備足夠的時間完成該操作。

表2 PT*RIS060 試驗預案時間采集Table 2 The time collection of the PT*RIS060 test plan

5 優化方案安全評價

概率安全分析（PSA）是以概率論為基礎的風險量化技術，可用于識別電廠的薄弱環節。隨著PSA 技術的不斷發展與完善，PSA 已被廣泛應用于核電廠的設計、運行、維修等各個領域，在保證核電廠安全性的基礎上提高其經濟性，使核電廠以最有效的方式運營。PSA 已逐漸被公認為是評價風險、認識風險并且可以幫助人們管理風險、降低風險的工具。

本次安全評價基于國內某核電廠最新版PSA模型，分析工況為POS D（NS/RRA 運行模式）。

5.1 人員可靠性分析

由于人的行為響應情況直接影響了事故后果，因此評價人員可靠性分析是PSA 的重要組成部分。在對事故后人誤事件進行定量分析時，由于人員的響應過程較復雜，且不同事故有不同的響應，因此在進行分析時分以下步驟：

（1）事件描述和時間分析

根據事件樹分析所得的結果，確定人員失誤的前提與條件，事件的主要情況、涉及的人員與設備，分析事件的時間窗口。

（2）定量化分析

根據參考運行核電廠實踐反饋，確定事故期間診斷和操作的需求時間，并根據具體診斷和操作的類型，確定相應人員績效形成因子（PSF），最后計算人員失誤的概率。如果需要，還需要評價人員失誤間的相關性，并計算誤差因子。

根據定性分析中對試驗恢復相關人員動作的描述進行定量分析，考慮電廠已針對PT*RIS060 試驗制定試驗恢復預案，可以有效降低由于規程不明確導致的人員失誤，相應的人員可靠性分析如表3 所示，最終得出該人員動作的失誤概率為6.50×10-3。

表3 PT*RIS060 試驗預案的人員可靠性分析Table 3 The personnel reliability analysis of the PT*RIS060 test plan

5.2 PSA 模型修改

增加考慮PT*RIS060 試驗恢復動作，主要影響需求低壓安注直接注入功能的序列以及低壓安注故障樹。

（1）事件樹

由于分析工況為NS/RRA 工況，該工況下高壓安注已執行行政性隔離且失水事故無法觸發自動安注信號，因此操縱員需優先手動啟動低壓安注緩解事故；如果事故發生在PT*RIS060 試驗期間，即使操縱員成功完成動作也無法緩解事故；因此需將相關人員動作替換為“HE-PTRIS060：操縱員恢復PTRIS060 試驗并手動投入低壓安注”，修改前后如圖6、圖7 所示。

圖6 修改前事件樹Fig.6 The event tree before modification

圖7 修改后事件樹Fig.7 The event tree after modification

（2）故障樹

圖8 為影響低壓安注冷端注入功能的故障樹建模，其余體現閥門失效影響的建模方式類似。

圖8 影響低壓安注冷端注入功能的故障樹建模Fig.8 Fault tree modeling affecting the cold-end injection function of low-voltage safety injection

圖8 影響低壓安注冷端注入功能的故障樹建模（續）Fig.8 Fault tree modeling affecting the cold-end injection function of low-voltage safety injection

5.3 敏感性分析

限于PSA 本身的技術特點及目前的技術水平，PSA 模型及其分析結果不可避免地帶有不確定性和保守性。PSA 工作中應盡力消除各類不確定性和保守性，而那些由于客觀條件所限暫時無法消除的不確定性和保守性，可以通過敏感性分析來評價其對PSA 模型及分析結果的影響。通過采用一些與原先不同的假設、數學處理和數據，重新進行定量化，并分析所得結果與原先結果的差異，以獲得對PSA 模型和結果更為深刻的認識。

由于試驗恢復預案設置初期電廠人員培訓不足，對試驗恢復預案的使用條件及內容不夠熟悉，該段時期試驗恢復動作的失效概率會有一定程度的提高?，F對上述情況進行敏感性分析，調整人員可靠性分析中診斷部分的經驗與培訓PSF因子為“不足”，操作部分暫不進行調整，調整后的人員失誤概率由6.50×10-3上升至4.25×10-2。

5.4 定量結果

通過上述分析與建模，得到定量化分析結果如表4 所示。

根據修改后的PSA 模型，定量計算及敏感性分析前后機組CDF 低于風險不可接受區（紅區）限值4.5×10-4/堆年，LERF 低于風險不可接受區（紅區）限值4.5×10-5/堆年，進入風險管理區（黃區）。

6 結論及建議

在PT*RIS060 試驗期間發生事故時，通過執行PT*RIS060 的試驗預案，操縱員具備足夠的時間停止PT*RIS060 試驗并手動投入低壓安注，可以有效降低PT*RIS060 試驗所帶來的機組風險，該情況下核電廠可正常開展此項試驗工作，提高大修工作安排的靈活性、優化大修資源配置，對機組安全穩定運行具有重要意義，但同時也需注意加強試驗恢復預案的相關培訓。

該案例是通過配置風險管理發現原先的定期試驗存在的安全問題，并通過制定預案，有效降低該試驗的風險，是配置風險管理在提升核電廠安全水平上的成功案例，試驗預案得到生態環境部核與輻射安全中心一致認可與好評，將作為配置風險管理的良好實踐在國內核電廠進行廣泛推廣。