CN101732810B - 核电厂火灾薄弱环节处理方法 - Google Patents
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Abstract
本发明属于火灾薄弱环节处理方法，具体涉及一种核电厂火灾薄弱环节处理方法。其特点在于：针对每一防火区、防火小区开展“分析”，鉴别潜在的共模失效。然后进行再一次的功能分析，根据分析结果，对必要的潜在共模点采取补充防火措施，确保火灾不会引起共模失效而导致机组正常运行或事故工况下所必须的安全功能的丧失。火灾薄弱环节分析大量地减少了非能动防火保护的数量，在确保核电厂安全功能的前提下，极大地节约了工程成本。
Description
技术领域
本发明涉及一种火灾薄弱环节分析方法，具体涉及一种核电厂火灾薄弱环节处理方法。
背景技术
近二十年来，我国的核电站从无到有，从小到大，已经开始在能源紧缺的沿海地区发挥作用。我国相继建造了秦山核电站（自主设计的30万千瓦压水堆），大亚湾核电站（引进法国的2×90万千瓦压水堆），秦山二期核电站（2×60万千瓦压水堆），岭澳核电站（主要设备引进法国的2×100万千瓦压水堆），秦山三期核电站（引进加拿大的2×70万千瓦重水堆），田湾核电站（引进俄罗斯的2×100万千瓦压水堆）。目前我国共9台核电机组正在商业运行，另有2台机组即将投入运行。
80年代美国三哩岛和前苏联切尔诺贝利核电站事故，使公众对核电的安全问题产生了新的疑虑。由于核电造价高于火电、水电等常规发电方式，使核电在电力市场中的竞争处于不利地位。因此，安全性和经济性是制约核电发展的两个主要因素。解决好安全性问题，可以增强社会公众和政府主管部门对核电的信心。
过去，当谈到核电站的安全时，人们往往只重视核电站的内部事件，而忽视了对核电站安全影响较大的外部事件，如火灾、地震、龙卷风等。1975年美国布朗斯弗瑞发生了较大规模的火灾，使得全世界核电对火灾的重要性有了突出的认识。逐步意识到作为外部事件之一的“火灾”，对核电安全的影响频度甚至大于核电站所有的内部事件。
据美国火灾概率风险分析表明：作为初因事件的火灾对核电厂总的“堆芯损坏频率的贡献高达55%”。从法国EDF事件数据库找到与火灾相关的事件为2204件（1975-1995年）。其中火灾相关事件与真实火灾的比例是1：0.027。平均来讲37次火灾相关事件，对应着一次真实火灾。由此可见自1975年起的20年中，火灾对法国核电厂的经济和安全造成影响的真实火灾有60多次。实践表明，火灾对核电厂的安全问题影响极大。
综上所述，核电厂消防设计和消防研究是核电厂一项关键的、不容忽视的工作，它涉及到核电站运行、管理、维修、操作等各项环节。核电厂由于其自身的特殊性，要面对各种正常运行工况、事故运行工况以及外部的各种恶劣环境条件，火灾事故不仅会影响到核电站的运行，导致停堆停机，经济效益受到损害，严重的更会导致核安全事故，产生极为严重的后果和灾难。
根据《核电厂设计安全规定》（HAF102）规定，核电厂安全重要系统或设备均需满足多重性原则，即为完成一项特定安全功能而采用多于最少套数的设备（冗余设备），它是提高安全重要系统的可靠性并借以满足单一故障的重要设计原则。在运用多重性原则的条件下，一套设备出现故障或失效情况下，不致于导致核安全功能的丧失。当一场火灾可能导致执行同一安全功能的冗余设备同时丧失，以致所要求的安全功能无法实现时被称作火灾共模失效。以往的核电厂消防设计中，防止火灾共模失效主要措施是“全包覆”策略，即对A列安全防火空间内的B列设备的电缆不加分析地进行全面防火包覆。同样，对于A列安全防火空间内的B列设备也全面采取防火保护措施。由于核电厂进行防火包覆的材料价格昂贵，施工要求高，“全包覆”策略造成一次性工程投资的大幅度增加，同时提高了电厂的运行、维护成本。
发明内容
本发明的目的在于提供一种能大量地减少非能动防火保护的数量、有效节约工程成本，并确保核电厂安全功能的核电厂火灾薄弱环节处理方法。
实现本发明目的的技术方案：一种核电厂火灾薄弱环节处理方法，包括以下步骤：
（1）确定待分析的安全防火空间；
（2）根据准则a、b、c、d依次判断是否存在潜在的共模，如果不存在，则转到（1）确定下一个待分析安全防火空间，如果存在，则转到（3）；
（3）对潜在共模进行第一阶段功能分析，核实火灾情况下安全功能的完整性。并判断是否确认为共模，如果不是，则结束本次分析，如果是则继续，其中确认共模的依据是：如果在设备同时失效情况下安全功能无法保证，则该潜在共模点被认为确认的共模点；
（4）对确认的共模进行火灾风险分析，判断是否确认共模，如果否，则无需处理并结束本次分析；如果是，则继续；其中判断依据为：如果火灾风险分析证明经第一阶段功能分析后共模确认的两个设备至少一个有效，则从火灾风险分析的角度不确认该共模；
（5）判断防火保护要求与系统设计是否一致，如果否，则转到（6），如果是，则采取防火保护措施并结束本次分析；
（6）进行第二阶段功能分析，判断共模是否可接受，如果是，则无需处理并结束本次分析，如果否，则对该防火空间进行设计修改并结束本次分析；
其中步骤（2）中的准则a、b、c、d分别为：
a准则：如果在同一个安全防火空间内存在以下情况，则认定为火灾共模点：属于确保安全功能的同一系统的两个冗余列（通道）的安全级机械设备或电缆。
b准则：如果在同一个安全防火空间内存在以下情况，则认定为火灾共模点：一方面存在属于确保安全功能的安全级机械设备或电缆的一个通道，另一方面又存在属于同一系统冗余列（通道）运行所必须的系统。
c准则：如果在同一个安全防火空间内存在以下情况，则认定为火灾共模点：电缆不属于上面所说的类型（a或b）但：它们是由冗余配电盘进行供电，并且电缆数量之多会导致配电盘总保护选择出现故障。
d准则：如果在同一个安全防火空间内存在以下情况，则认定为火灾共模点：火灾情况下，一方面存在设备故障可能会导致事故或附加运行工况出现，同时存在此工况下为了确保安全功能所必需的其他设备。
本发明的效果在于：针对每一防火区、防火小区开展“分析”，鉴别潜在的共模失效。然后进行再一次的功能分析，根据分析结果，对必要的潜在共模点采取补充防火措施，确保火灾不会引起共模失效而导致机组正常运行或事故工况下所必须的安全功能的丧失。火灾薄弱环节分析大量地减少了非能动防火保护的数量，在确保核电厂安全功能的前提下，极大地节约了工程成本。
附图说明
图1为本发明所提供的一种核电厂火灾薄弱环节分析流程图。
具体实施方式
首先对本发明中涉及到的概念进行解释：
1.防火空间：它包括：
（1）安全防火区（SFS）：由强制耐火极限要求为1.5h的实体边界（隔离冗余设备）围成的防火空间，用于避免安全相关设备的共模失效。
（2）安全防火小区（ZFS）：由耐火极限没有强制要求的实体边界构成的防火空间，用于避免安全相关设备的共模失效。
（3）人员疏散通道防火小区（ZFA）：用于确保工作人员疏散，并为消防队员和操作人员进入提供空间。此空间设置目的就是为了确保工作人员的安全。
（4）非安全防火小区（ZNS）：从核安全和人员安全角度不需要对此防火空间进行隔离。
SFS和ZFS组成安全防火空间（VFS）。
ZFA和ZNS组成非安全防火空间。
SFS、ZFS、ZFA和ZNS组成防火空间（FV）。
2.火灾共模失效：当一场火灾可能导致某个安全功能无法实现时，被称为火灾共模失效。
3.功能冗余：当某个系统功能失效时，其安全功能可以通过其它未受影响的系统来保证。.
4.PAO:带开口的墙。
5.PNM:假想墙体。
6.PFG:指的是当该房间最不利着火点引发火灾时，如果没有采取消防措施，则火灾可能蔓延至整个房间。如果没有采取措施，则在一定条件下火灾有可能对位于房间外部的设备造成损坏。
7.PFL：指的是当该房间最不利着火点引发火灾时，最终不会蔓延至整个房间，仅局限于一个小区域并会自动熄灭。但是在一定条件下，火灾有可能对位于房间外部的设备造成损坏。
8.非PFL：指该房间内的潜在可燃物非常少，在任何情况下火灾都不可能对位于房间外部的设备造成损坏。
下面结合附图和实施例对本发明所述的核电厂火灾薄弱环节处理方法作进一步描述。
如附图1所示，核电厂火灾薄弱环节处理方法，包括以下步骤：
（1）确定待分析的安全防火空间。
（2）根据准则a、b、c、d依次判断是否存在潜在的共模，如果不存在，则转到（1）确定下一个待分析安全防火空间，如果存在，则转到（3）。其中。准则a、b、c、d分别为：
a准则：如果在同一个安全防火空间内存在以下情况，则认定为火灾共模点：属于确保安全功能的同一系统的两个冗余列（通道）的安全级机械设备或电缆。
b准则：如果在同一个安全防火空间内存在以下情况，则认定为火灾共模点：一方面存在属于确保安全功能的安全级机械设备或电缆的一个通道，另一方面又存在属于同一系统冗余列（通道）运行所必须的系统。
c准则：如果在同一个安全防火空间内存在以下情况，则认定为火灾共模点：电缆不属于上面所说的类型（a或b）但：它们是由冗余配电盘进行供电，并且电缆数量之多会导致配电盘总保护选择出现故障。
d准则：如果在同一个安全防火空间内存在以下情况，则认定为火灾共模点：火灾情况下，一方面存在设备故障可能会导致事故或附加运行工况出现，同时存在此工况下为了确保安全功能所必需的其他设备。
（3）对待分析的潜在共模进行第一阶段功能分析，核实火灾情况下安全功能的完整性。并判断是否确认为共模，如果不是，则结束本次分析，如果是则继续，其中确认共模的依据是：如果在设备同时失效情况下安全功能无法保证，则该潜在共模点被认为确认的共模点。
（4）对确认的共模进行火灾风险分析，判断是否确认共模，如果否，则无需处理结束本次分析，如果是，则继续；其中判断依据为如果火灾风险分析证明经第一阶段功能分析后共模确认的两个设备至少一个有效，则从火灾风险分析的角度不确认该共模。
（5）判断防火保护要求与系统设计是否一致，如果否，则转到（6），如果是，则采取防火保护措施并结束本次分析。
（6）进行第二阶段功能分析，判断共模是否可接受，如果是，则无需处理结束本次分析，如果否，则对该防火空间进行设计修改并结束本次分析。
下面以某压水堆核电厂NX厂房防火空间3ZFSK0081A为例，对火灾薄弱环节分析方式进一步说明：
实施例1：
①在核燃料厂房（KX厂房），确定一个待分析的A列安全防火空间3ZFSK0081A。
②根据准则a)、b)，发现以下潜在共模点：
两个冗余列阀门EAS013VB（A列）和EAS014VB（B列）的限位开关均位于本安全防火空间内。根据c)、d)准则判定，本安全防火空间无潜在共模点。
③功能分析：
这两个阀门是安全壳喷淋泵（EAS001PO/002PO）的地坑吸水管线隔离阀，EAS013VB/014VB在机组正常运行条件下关闭。为了保证安全壳喷淋功能，该阀门在安全壳喷淋系统循环喷淋阶段打开。当接到“EAS013VB（EAS014VB）打开”信号，在“EAS013VB（EAS014VB）全开“的同时，安全壳喷淋泵换料水箱吸水管线隔离阀EAS001VB（EAS002VB）自动关闭。如果火灾破坏了EAS013VB/014VB限位开关，EAS001VB/002VB将无法接到自动关闭命令，而相应安全壳喷淋系统向循环喷淋阶段的转换功能则会失效。
综上分析，从功能分析的角度，EAS013VB/014VB限位开关共模确认。
④火灾风险分析
本安全防火空间不是PFG。EAS013VB/014VB限位开关的控制电缆共模点仅存在于某个房间，且该房间不是PFL房间。另外，距EAS013VB/014VB限位开关4m范围之内无其它PFL，所以由于热辐射而导致的失效风险可以排除。
EAS013VB/014VB限位开关控制电缆敷设在距顶板小于1m内的空间。然而，由于其所在房间顶板上有许多开口，热气流不会在顶板附近聚集，所以由于热气流导致的失效风险也可以排除。
综上所述，从火灾风险分析的角度，EAS013VB/014VB限位开关共模不确认，无需进行防火处理，结束本次分析。
实施例2:
①在核燃料厂房（KX厂房），确定一个待分析的A列安全防火空间3ZFSK0280A。
②根据准则a)、b)，发现以下潜在共模点：
即发现安全壳内大气监测子系统（DVK）大部分A、B两列设备均位于本安全防火空间内。根据c)、d)准则判定，本安全防火空间无潜在共模点。
③功能分析：
在DVK系统中，仅小流量排风子系统是安全相关系统。该系统用以在LOCA或核燃料装卸事故后降底空气中放射性污染。故从功能分析角度，该共模点确认。
④火灾风险分析
本安全防火空间不是PFG。小流量排风子系统相关设备所在房间不是PFL房间，而且该房间与其它PFL房间之间无PAO/PNM开口。故一般情况下该系统不受火灾的影响。然而，如果火灾发生在DVK系统碘吸附器内部，碘吸附器两侧防火阀自动关闭，该系统将不可用。
从火灾危害角度分析，该共模点确认。
⑤判断防火保护要求与系统设计是否一致
碘吸附器内部为活性炭，其在高温情况下易自燃，尽管其进出口均设置了温度探测器，但设计中仍不能确保火灾不会发生，并无法采取保护措施，故需进行第二阶段功能分析。
⑥第二阶段功能分析
考虑到：
i.小流量排风子系统仅在碘吸附器内部发生火灾的情况下会失去；
ii.DVK系统设计原则中不考虑LOCA事故，该系统在LOCA事故后有助于减轻事故所造成的后果，但并不是缓解事故后果所必须的系统；
iii.对于核燃料装卸事故，小流量排风子系统仅在事故发生24小时之后使用；
鉴于同时满足上述三个条件的火灾发生的机率较低，所以该共模点是可以接受的，无需进行防火处理，结束本次分析。
显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。倘若这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。
Claims (1)
1.一种核电厂火灾薄弱环节处理方法，其特征在于：包括以下步骤：
（1）确定待分析的安全防火空间；
（2）确定潜在火灾共模点：
如果在同一个安全防火空间内，属于确保安全功能的同一系统的两个冗余列或通道的安全级机械设备或电缆，则认定为火灾共模点；
如果在同一个安全防火空间内，一方面存在属于确保安全功能的安全级机械设备或电缆的一个通道，另一方面又存在属于同一系统冗余列或通道运行所必须的系统，则认定为火灾共模点；
如果在同一个安全防火空间内，电缆不属于上面所说的两种类型，但是它们是由冗余配电盘进行供电，并且电缆数量之多会导致配电盘总保护选择出现故障，则认定为火灾共模点；
如果在同一个安全防火空间内，火灾情况下，一方面存在设备故障可能会导致事故或附加运行工况出现，同时存在此工况下为了确保安全功能所必需的其他设备，则认定为火灾共模点；
（3）对潜在共模进行第一阶段功能分析，核实火灾情况下安全功能的完整性，并判断是否确认为共模，如果不是，则结束本次分析，如果是则继续，其中确认共模的依据是：如果在设备同时失效情况下安全功能无法保证，则该潜在共模点被认为确认的共模点；
（4）对确认的共模进行火灾风险分析，判断是否确认共模，如果否，则无需处理并结束本次分析；如果是，则继续；其中判断依据为：如果火灾风险分析证明经第一阶段功能分析后共模确认的两个设备至少一个有效，则从火灾风险分析的角度不确认该共模；
（5）判断防火保护要求与系统设计是否一致，如果否，则转到（6），如果是，则采取防火保护措施并结束本次分析；
（6）进行第二阶段功能分析，判断共模是否可接受，如果是，则无需处理并结束本次分析，如果否，则对该防火空间进行设计修改并结束本次分析。
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Families Citing this family (7)
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|---|---|---|---|---|
| CN102568165B (zh) * | 2011-12-26 | 2014-04-30 | 中国核电工程有限公司 | 核电厂防火空间综合报警方法 |
| CN103310862B (zh) * | 2012-03-13 | 2016-01-06 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 一种核电站安全防火分区的划分方法和系统 |
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| CN103678795B (zh) * | 2013-12-03 | 2017-05-31 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电站防火保护分析的方法 |
| CN107564595B (zh) * | 2017-08-21 | 2019-07-19 | 中广核工程有限公司 | 一种核电厂火灾操作共模的处理方法及系统 |
| CN113297727A (zh) * | 2021-04-29 | 2021-08-24 | 中国核电工程有限公司 | 基于概率安全分析的核电厂电缆防火保护选取设计方法 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6339372B1 (en) * | 1999-01-29 | 2002-01-15 | Southern California Edison | Protective system for work in radioactive environments |
-
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- 2008-11-20 CN CN200810180991.0A patent/CN101732810B/zh active Active
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6339372B1 (en) * | 1999-01-29 | 2002-01-15 | Southern California Edison | Protective system for work in radioactive environments |
Non-Patent Citations (6)
| Title |
|---|
| 中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局，中国国家标准化管理委员会.GB/T 22158-2008 核电厂防火设计规范.《GB/T 22158-2008 核电厂防火设计规范》.2008,全文. * |
| 冯玉成,肖鹏让,刘淑媛,沈贺坤.核岛主厂房高耐火防火门的设计及试验分析.《建筑防火设计》.2007,第26卷(第1期),第59-61页. * |
| 国家核安全局.HAD102/11核电厂防火.《HAD102/11核电厂防火》.1996,全文. * |
| 李波,黄艳君.核电站中常规岛消防设计特点.《机电工程技术》.2007,第36卷(第12期),第103-104页. * |
| 李鹏，王大为，冯俊峰.浅析核电站电缆火灾危险性及预防措施.《科技信息》.2007,(第12期),第228页. * |
| 龙国庆.核电站消防系统设计综述.《给水排水》.2007,第33卷(第3期),第88-91页. * |
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