CN110110967A - 一种适用于特定电厂许可证基准变更的风险评价方法 - Google Patents

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Abstract

一种适用于特定电厂许可证基准变更的风险评价方法，包括计算拟变更前的LARGE释放类发生频率，即全范围PSA模型中所有设备都处于正常可用状态时得到的LARGE释放类发生频率,记为F50 1；计算拟变更后的LARGE释放类发生频率，记为F50 2；计算拟变更引起的风险变化量△F50 1＝F50 2‑F50 1；若△F50 1＜0，即该变更明显会导致风险水平降低，则认为该变更活动满足风险指引的管理准则，可以接受；若△F50 1＞0，则根据点(F50 1，△F50 1)的位置，并按照所在区域的风险可接受准则判断该变更是否可接受；对于上述评判认为可以接受的许可证基准变更，进一步结合其他因素做综合决策，本发明体现了高温气冷堆良好的安全性以及运行灵活性，为以后高温气冷堆许可证基准变更提供了方法依据。

Description

一种适用于特定电厂许可证基准变更的风险评价方法
技术领域
本发明涉及核电站机组安全运行技术领域，特别涉及一种适用于特定电厂许可证基准变更的风险评价方法。
背景技术
为了在核电厂建造和营运过程中保证安全，保障工作人员、社会公众的健康，保护环境，我国相关法律明确规定：核电厂从选址、设计、建造、运行到退役的每个阶段，都必须严格执行核安全许可证制度；国家核安全局对全国核电厂安全实施统一监督，负责制定和批准颁发核安全许可证件。许可证主要包括：(1)建造许可证，(2)运行许可证，(3)操纵员执照，(4)其他需要批准的文件。核电厂只有取得许可证后，才能从事相应的活动。如果在核电厂运行过程中的某些活动与取得运行许可证依据有所冲突，那就要论证这些依据是否过于保守而做出相应的变更即核电厂许可证基准变更。我国HAF103《核动力厂运行安全规定》7.2条规定：“影响到颁发运行许可证依据的安全重要构筑物、系统和部件的修改，运行限值和条件的修改，以及原先由国家核安全监管部门批准的程序和其他文件的修改必须在实施前报送国家核安全监管部门批准”。目前我国核安全监管部门支持核电厂运用概率安全分析(PSA)技术对许可证基准变更带来的风险进行定量化评价。HAD102-17《核动力厂安全评价与验证》规定“当概率安全分析的结果用于支持决策过程时，应该为此建立一个正式的框架。该过程的详细程度取决于概率安全分析实际应用的目的、决策的性质以及要使用的概率安全分析的结果。在使用概率安全分析的定量结果时，应该确定可与之比较的相应的参考值”。这些与概率安全分析结果进行比较的参考值通常被称为风险可接受准则。目前我国对许可证基准变更申请的审查依据美国核管会(Nuclear Regulatory Commission－NRC)发布的管理导则RG1.174“An Approach for Using Probabilistic Risk Assessment inRisk-Informed Decisions on Plant-Specific Changes to the Licensing Basis”即《概率风险评价用于特定电厂许可证基础变更的风险指引决策方法》，其中规定了核电厂许可证基础变更的风险可接受准则。
但是RG1.174的风险可接受准则适用于传统水堆，不适用于高温气冷堆。这是因为传统水冷反应堆在进行PSA分析时，一般将PSA划分为三级，即1级(以堆芯损伤为分析目标)、2级(分析安全壳行为，得到释放源项强度和分布)、3级(放射性释放对电站周边产生的影响)，其中“堆芯损坏频率”(CDF)和“早期大量释放频率”(LERF)就是针对1级PSA和2级PSA提出的定量化目标值。对于高温气冷堆，由于其独特的堆芯、余热排出和安全壳设计，传统的PSA分析分级方式和“CDF”、“LERF”等概念并不直接适用：
(1)高温气冷堆不存在堆芯损伤的情况。第一，HTR-PM堆芯设计的固有安全特性保证了在所有运行和事故工况下堆芯中心区域的燃料温度都低于1600℃，因此不会出现包覆颗粒破损的情况，也因此避免了水堆中因包壳和燃料过热而造成的堆芯损伤。第二，HTR-PM各球形燃料元件在堆芯内独立循环，包覆颗粒的破损只是在球形燃料元件内部发生。同时，燃料元件内包覆颗粒的破损不会影响到其他燃料元件，因此堆芯内的冷却通道不受影响，不会出现与水堆类似的大面积堆芯损伤甚至堆芯熔化。从破损包覆颗粒中释放的裂变产物扩散通过燃料元件的石墨基体之后才能进入到一回路氦气中，扩散过程相对缓慢因此也不会出现大量放射性物质的早期释放。第三，HTR-PM停堆后由非能动的余热排出系统导出堆芯余热，该系统运行不依赖于能动设备，事故情况下一回路氦气冷却剂的流失也不影响堆芯余热导出，停堆后，不会出现因丧失冷却而造成的堆芯超温和燃料元件包覆颗粒破损，避免了水堆的堆芯损伤和大量放射性释放。第四，HTR-PM热容量大，堆芯瞬态特性平缓，事件进程相对缓慢，有较长时间进行事故处理和应急响应。避免了先于应急响应行动的放射性释放发生。
(2)高温气冷堆不存在早期大量释放。HTR-PM由于采用包覆颗粒球形燃料元件，避免了由大范围堆芯损伤造成的放射性物质大量释放，同时HTR-PM具有较低的堆芯功率密度，可通过热辐射、热传导等自然机制将事故后的堆芯余热传递到反应堆压力容器外的余热排出系统，同时安全壳内还设置了负压通风过滤系统以进一步降低放射性物质向环境的排放。
由于高温气冷堆不存在水堆那种堆芯损伤或放射性大量释放，因此，传统的PSA在堆芯损伤的基础上评价释放风险的方式，对高温气冷堆来说是不合适的。因此之前适用于水堆的风险可接受准则已经不再适用于高温气冷堆，需要研究一套新的风险可接受准则，以便风险管理。
发明内容
为了克服上述现有技术的不足，本发明的目的在于提供一种适用于特定电厂许可证基准变更的风险评价方法，本发明体现了高温气冷堆良好的安全性以及运行灵活性，为以后高温气冷堆许可证基准变更提供了方法依据。
为了实现上述目的，本发明采用的技术方案是：
一种适用于特定电厂许可证基准变更的风险评价方法，包括以下步骤；
步骤一：计算拟变更前的LARGE释放类发生频率，即全范围PSA模型中所有设备都处于正常可用状态时得到的LARGE释放类发生频率,记为F50 1；
步骤二：计算拟变更后的LARGE释放类发生频率，记为F50 2；
步骤三：计算拟变更引起的风险变化量△F50 1＝F50 2-F50 1；
步骤四：若△F50 1＜0，即该变更明显会导致风险水平降低，则认为该变更活动满足风险指引的管理准则，可以接受；
步骤五：若△F50 1＞0，则根据点(F50 1，△F50 1)的位置，并按照所在区域的风险可接受准则判断该变更是否可接受；
步骤六：对于上述评判认为可以接受的许可证基准变更，进一步结合其他因素做综合决策。
所述的区域的风险划分包括，X轴表示基准风险值F50，Y轴表示风险变化量△F50，分别构建了三个区域：横坐标从0到10-5/堆·年，纵坐标从0到10-7/堆·年的范围为区域III；横坐标从0到10-5/堆·年，纵坐标从10-7(含10-7)/堆·年到10-6/堆·年的范围为区域Ⅱ；其余范围为区域Ⅰ。
所述的步骤五按照所在区域的风险可接受准则判断该变更是否可接受的具体方法如下：
(a)若点(F50 1，△F50 1)处于区域III，则该变更活动导致的风险变化可以接受，且不需要考虑电厂当前的基线风险水平；
(b)若点(F50 1，△F50 1)处于区域II，必须合理地表明当前的基准风险值F50 1本身是足够低的，方可接受；
(c)若点(F50 1，△F50 1)处于区域I，说明会导致风险增量大于控制阈值的许可证变更，则不予考虑。
所述的步骤六中其他因素包括工程实施、确定论安全分析、运行和维修、经济成本。
所述的区域III为横坐标从0到10-5/堆·年，纵坐标从0到10-7/堆·年的范围。
所述的区域II为横坐标从0到10-5/堆·年，纵坐标从10-7/堆·年到10-6/堆·年的范围。
所述的区域I为横坐标大于等于10-5/堆·年，纵坐标大于等于10-6/堆·年的范围。
本发明的有益效果：
本发明中采用的F50比水堆类似指标如LERF要严格，允许的变化范围与水堆推荐值在一个量级，体现了高温气冷堆良好的安全性以及运行灵活性，为以后高温气冷堆许可证基准变更提供了方法依据。
附图说明
图1适用于特定电厂许可证基准变更的风险可接受准则。
具体实施方式
下面结合附图对本发明作进一步详细说明。
如图1所示，本发明以国家核安全局在审评原则中为高温气冷堆推荐的概率安全目标，即所有导致场外个人有效剂量超过50mSv的超设计基准事故序列累计频率应小于10-6/堆·年，即LARGE释放类发生频率(F50)小于10-6/堆·年作为风险控制指标的基础上，借鉴NRC RG1.174思路开发出一种适用于特定电厂许可证基础变更的风险可接受准则。
随着图中区域颜色的加深，分析工作应更多地加强技术评审和增加管理关注。在考虑综合决策时，区域间的界线不是绝对的。图中用于划定各区域的数值仅具指示性。
X轴表示基准风险值F50，Y轴表示风险变化量△F50，分别构建了三个区域：横坐标从0到10-5/堆·年，纵坐标从0到10-7/堆·年的范围为区域III；横坐标从0到10-5/堆·年，纵坐标从10-7(含10-7)/堆·年到10-6/堆·年的范围为区域Ⅱ；其余范围为区域Ⅰ。下面针对每一区域内确定可接受准则。这些准则要与全范围(包括内部事件、外部事件、满功率、低功率和停堆等)的风险变化量△F50进行比较。但如下面的讨论，必要时，也要考虑基准风险值F50。适用于特定电厂许可证基准变更的风险可接受准则说明如下：
(1)若运行活动导致的变更明显表明会导致基准风险值F50降低，则可认为该运行活动满足风险指引的管理准则，可以接受。
(2)当运行活动导致的△F50很小，如小于10-7/堆·年(区域III)，则一般不需要考虑电厂的总F50水平(除非有迹象表明电厂的总F50远大于10-5/堆·年，见下条说明)，就可以接受这种活动导致的风险变化。
(3)若有迹象表明电厂的总F50远大于10-5/堆·年，这时，电厂运行风险管理的重点应放在如何减少而不是增加F50。因为，原则上风险管理准则比较的是全范围风险评价结果的变化量，即包括内部事件、外部事件、满功率、低功率和停堆等。但概率安全评价要做到完整的全范围，确实是有困难的，因此，非全范围的概率安全评价也可以接受，但应为这种情况留出空间。所谓的迹象例如局部范围(如功率工况内部事件)对F50的贡献已经明显超过10-5/堆·年。
(4)当运行活动导致的F50增量在10-7～10-6/堆·年区间时，必须合理地表明总F50将小于10-5/堆·年(区域II)。
(5)会导致F50增量大于10-6/堆·年(区域I)的运行活动，通常不予以接受。
基于上述准则，本发明包括以下步骤：
步骤一：计算拟变更前的LARGE释放类发生频率，即全范围PSA模型中所有设备都是处于正常可用状态时，得到的LARGE释放类发生频率,记为F50 1；
步骤二：计算拟变更后的LARGE释放类发生频率，记为F50 2；
步骤三：计算拟变更引起的风险变化量△F50 1＝F50 2-F50 1；
步骤四：若△F50 1＜0，即该变更明显会导致风险水平降低，则可认为该变更活动满足风险指引的管理准则，可以接受。
步骤五：若△F50 1＞0，则根据点(F50 1，△F50 1)在图1中的位置，并按照所在区域的风险可接受准则判断该变更是否可接受，即：
(a)若点(F50 1，△F50 1)处于区域III，则该变更活动导致的风险变化可以接受，且不需要考虑电厂当前的基线风险水平；
(b)若点(F50 1，△F50 1)处于区域II，必须合理地表明当前的基准风险值F50 1本身是足够低的，方可接受。
(c)若点(F50 1，△F50 1)处于区域I，说明会导致风险增量大于控制阈值的许可证变更，则通常不予考虑。
步骤六：对于上述评判认为可以接受的许可证基准变更，进一步结合其他因素(如工程实施、确定论安全分析、运行和维修、经济成本等)做综合决策。

Claims (4)

1.一种适用于特定电厂许可证基准变更的风险评价方法，其特征在于，包括以下步骤；
步骤一：计算拟变更前的LARGE释放类发生频率，即全范围PSA模型中所有设备都处于正常可用状态时得到的LARGE释放类发生频率,记为F50 1；
步骤二：计算拟变更后的LARGE释放类发生频率，记为F50 2；
步骤三：计算拟变更引起的风险变化量△F50 1＝F50 2-F50 1；
步骤四：若△F50 1＜0，即该变更明显会导致风险水平降低，则认为该变更活动满足风险指引的管理准则，可以接受；
步骤五：若△F50 1＞0，则根据点(F50 1，△F50 1)的位置，并按照所在区域的风险可接受准则判断该变更是否可接受；
步骤六：对于上述评判认为可以接受的许可证基准变更，进一步结合其他因素做综合决策。
2.根据权利要求1所述的一种适用于特定电厂许可证基准变更的风险评价方法，其特征在于，所述的区域的风险划分包括，X轴表示基准风险值F50，Y轴表示风险变化量△F50，分别构建了三个区域：横坐标从0到10-5/堆·年，纵坐标从0到10-7/堆·年的范围为区域III；横坐标从0到10-5/堆·年，纵坐标从10-7(含10-7)/堆·年到10-6/堆·年的范围为区域Ⅱ；其余范围为区域Ⅰ。
3.根据权利要求1所述的一种适用于特定电厂许可证基准变更的风险评价方法，其特征在于，所述的步骤五按照所在区域的风险可接受准则判断该变更是否可接受的具体方法如下：
(a)若点(F50 1，△F50 1)处于区域III，则该变更活动导致的风险变化可以接受，且不需要考虑电厂当前的基线风险水平；
(b)若点(F50 1，△F50 1)处于区域II，必须合理地表明当前的基准风险值F50 1本身是足够低的，方可接受；
(c)若点(F50 1，△F50 1)处于区域I，说明会导致风险增量大于控制阈值的许可证变更，则不予考虑。
4.根据权利要求1所述的一种适用于特定电厂许可证基准变更的风险评价方法，其特征在于，所述的步骤六中其他因素包括工程实施、确定论安全分析、运行和维修、经济成本。
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