TWI384489B - Evaluation Method of Quantitative Health Index of Progressive Boiling Water Nuclear Power Plant - Google Patents

Description

進步型沸水式核能電廠鄰近民眾定量健康指標評估方法

本發明係有關一種PRA技術，特別是一種作為核能電廠鄰近民眾定量健康指標，屬於評估方法風險相關工業所倚重的一項風險量化分析技術。

核能電廠定量安全目標(safety goal)之制定，一直都是各國核能管制單位的重要研究議題之一，妥適的定量安全目標將有助於改善定性化安全目標之不確定性，使得管制單位與營運單位在明確的分析依據之下，得以藉由評估結果查證核能機組現有狀態是否符合管制要求，以使核能電廠在遵循管制要求的前提下，彈性運用各項營運策略，同時保障廠外民眾的健康以及提升核能電廠在各方面的經濟價值。

PRA技術為風險相關工業所倚重的一項風險量化分析技術，核能電廠之營運則因與週遭環境及民眾有密切的影響，成為引用PRA技術最為成功的工業，藉由國際各國核能管制單位與營運業者的重視，國際間大部分核能電廠均具備有分析其個廠設計、運轉與維護特性的PRA模式，作為執照申請、換發與安全相關分析的依據。PRA具有詳細模擬電廠營運與設計的特點，其量化的結果通常具有相對的代表性，活態PRA模式則因可以反應電廠即時運轉的特性，因此成為最受國際間各管制單位與核能電廠重視的量化分析模式。國際間對於核能電廠運轉風險的定量安全指標多數指定為CDF，可以藉由已有成熟評估方法的一階PRA進行相關的計算。

核能電廠鄰近民眾定量健康指標，主要在評估事故發生後源自於核能電廠的放射性物質對於廠外民眾的影響程度，分析時必須考慮事故的種類、爐心燃料受損的狀態、圍阻體狀態、廠區外大氣狀態以及緊急計畫運作等因素，詳細的評估雖結果雖可藉由完整的二階PRA的計算而得，但完整二階PRA模式的建立需耗費相當龐大的研究資源，且來自於分析過程中的不準度，使得分析結果在應用上有其限制，龐大的研究資源需求以及有限的應用範圍，使得國際間二階PRA模式之建立不像一階PRA模式般普遍，也使得大多數的核能管制單位與營運單位無法藉由適當的分析依據，快速評估核能電廠現有運轉狀態對於鄰近民眾健康的影響。

而進步型沸水式核能電廠除採用特有的進步型沸水式反應器(Advanced Boiling Water Reactor,ABWR)外，同時也參考舊有沸水式核能電廠的運轉經驗，改善圍阻體設計以及緊急操作程序書之運作，國際間類似的核能電廠數量不多，且多為年輕、運轉經驗不多的核能電廠，因此無法藉由參考充分的運轉經驗，進行現有運轉狀態對於鄰近民眾健康的影響評估。

為解決先前技藝的缺點，引用進步型沸水式核能電廠既有的一階PRA結果，以各事故序列的特性為基礎，透過保守的簡易圍阻體特性分析與參數設定，評估核能電廠於事故發生時，足以顯著影響廠外民眾健康的放射性物質在廠外民眾未能進行有效撤離之前，釋放至廠區外的發生頻率，藉以作為鄰近該電廠民眾之定量健康指標。

進行進步型沸水式核能電廠鄰近民眾定量健康指標評估:時，必須先行取得所分析進步型沸水式核能電廠特定電廠組態之一階PRA完整分析結果，以一階PRA中事件樹之個別事故序列作為評估的起始點，每一個事故序列於評估時必須先行蒐集該事故序列之基本資料作為評估的依據，再依據圖1的進步型沸水式核能電廠圍阻體事件樹，得知該特定事故序列發生足以顯著影響廠外民眾健康的放射性物質在廠外民眾未能進行有效撤離之前釋放至廠區外的機率，將該機率值與事故序列發生頻率相乘後，即可得到該特定事故序列發生足以顯著影響廠外民眾健康的放射性物質在廠外民眾未能進行有效撤離之前釋放至廠區外的頻率，所有一階PRA的事故序列都經過上述過程得知發生頻率後，加總所有發生頻率即可計算特定電廠組態發生足以顯著影響廠外民眾健康的放射性物質在廠外民眾未能進行有效撤離之前釋放至廠區外的頻率。以下則說明針對進步型沸水式核能電廠特定電廠組態之各評估步驟實際執行方式與注意事項：步驟1：取得所分析特定電廠組態的一階PRA完整分析結果所需的一階PRA分析結果，必須依據所分析特定電廠組態設定後，重新進行所有事件樹的量化，後續分析所需的分析結果為所有判定為發生爐心燃料受損的事故序列。

步驟2：整理一階PRA事件樹中所有事故序列的基本資料因應步驟3分析所需，針對每一個判定為發生爐心燃料受損的事故序列，由對應事件樹中蒐集發生爐心燃料受損的原因、過程以及頻率，爐心燃料受損的原因包括各安全系統運作之成功或失效狀態，以及後續電廠組態的變化等。

步驟3：評估個別事故序列的對應發生機率各事故序列發生足以顯著影響廠外民眾健康的放射性物質在廠外民眾未能進行有效撤離之前釋放至廠區外的機率，可以藉由步驟2的事故序列基本資料配合回答圖1圍阻體事件樹中各頂端事件所關心的問題評估而得。依據圖1所示的流程，由編碼AT的第一個問題依序左至右回答所遭遇的各項問題，當答案為“是”時由該問題分支上方繼續進行，答案為“否”時則由該問題分支下方繼續進行，一直到被圖1指引到確認發生機率時即可停止。所有發生爐心燃料受損事故序列的第一個問題均為“非預期暫態未停機”，若依據事故序列資料判定為“是”時，則代表該事故序列非屬預期暫態未停機，經由分支上方繼續回答下一個編號為PL的問題；若依據事故序列資料判定為“否”時，則代表該事故序列屬於預期暫態未停機，經由分支下方繼續回答下一個編號為PL的問題。

圖1中每一個問題均可經由一階PRA事件樹中取得，問題的詳細內容及判定方式如下所述：問題AT－非預期暫態未停機 考量所分析事故序列是否屬於預期暫態未停機之事故，可以由一階PRA的事件樹中有關機組在急停後，控制棒是否依事件樹分析中所設定的成功準則插入爐心判定。由於預期暫態未停機事故需要特殊的分析方式，因此所有一階PRA事件樹中，均會以個別的頂端事件處理預期暫態未停機事故，若屬預期暫態未停機之事故，則由分支往下繼續分析，反之則由分支往上繼續分析。

問題PL－無圍阻體早期失效之顧慮 考量圍阻體是否有早期失效之顧慮，圍阻體失效主要來自於兩個類別，第一類為爐心因缺乏冷卻水導致燃料受損，熔融爐心在融穿反應爐壓力槽後，導致圍阻體因承受熔融爐心瞬間大量能量而失效，發生時距離事故發生時間較短，廠外民眾無法完成有效撤離；第二類則為機組因缺乏長期熱移除的機制，使得源自於爐心的衰變熱陸續釋放至圍阻體內，導致圍阻體內部組件失效，進而影響原有的爐心冷卻功能，最後造成圍阻體失效，發生時距離事故發生時間較長，廠外民眾有足夠的時間完成有效撤離。本問題主要在於區分上述兩類圍阻體失效機制，由事件樹中事故初期爐心是否有來自緊急爐心冷卻水系統或替代補水系統進行補水來區分，若無冷卻水系統注水則屬第一類圍阻體失效，反之則為第二類圍阻體失效。如為第一類則屬圍阻體早期失效，必須再進行後續的細部評估(分支往下繼續評估)，若為預期暫態未停機之爐心熔損事故序列則不再繼續考量其他問題，所評估顯著影響廠外民眾健康的發生機率為0.4，歸類為電廠狀態編號9；第二類則為圍阻體晚期失效，因廠外民眾有足夠的時間完成有效撤離，因此所評估顯著影響廠外民眾健康的發生機率為0(分支往上並歸類為電廠狀態編號1，若為預期暫態未停機之事故則歸類為電廠狀態編號8)。

問題BP－事故發生時爐水流失無旁通圍阻體 考量爐心熔損事故序列的肇始事件是否為旁通圍阻體的爐水流失事故，一階PRA之肇始事件分析均會清楚定義是否屬於旁通圍阻體的爐水流失事故。若非屬旁通圍阻體的爐水流失事故，則由分支往上繼續分析，反之則由分支往下繼續分析。

問題DP－反應爐冷卻水系統低壓力 考量反應爐遭熔融爐心熔穿當時，反應爐冷卻水系統的壓力大小。所有來自於大破口爐水流失事故及中破口爐水流失事故二種肇始事件的事故序列，均歸類為低壓力狀態，其他肇始事件則以安全釋壓閥是否開啟作為依據，若安全釋壓閥已開啟則歸類為低壓力狀態，其餘事故序列則為高壓力狀態。若為低壓力狀態則由分支往上繼續分析，反之則由分支往下繼續分析。

問題VI－壓力槽失效前爐心已停止熔損 考量反應爐壓力槽遭熔融爐心熔穿當時，爐心燃料是否已經停止熔損，當反應爐壓力槽遭熔融爐心熔穿前，爐心已建立任何形式的冷卻水注水時，歸類為已停止熔損，反之則歸類為未停止熔損，可由事件樹中於爐心水位低於燃料頂端後的注水事件成功與否來區分。若為停止熔損則分支往上，依據不同的狀況歸類為電廠狀態編號2、4及6，所評估顯著影響廠外民眾健康的發生機率均為0；若為未停止熔損則分支往下，依據不同的狀況歸類為電廠狀態編號3、5及7，所評估顯著影響廠外民眾健康的發生機率分別為0.01、0.3及1。

步驟4：計算定量健康指標每一個源自於一階PRA事件樹的事故序列在經過步驟3的歸類後，均可以得到一個影響廠外民眾健康的發生機率值P _i ，配合一階PRA所計算的事故序列發生頻率F _i ，即可計算定量健康指標，其計算的方式為先計算單一事故序列的定量健康指標，再加總所有單一事故序列的定量健康指標後，即可評估特定電廠組態的整體定量健康指標，其計算式如下： 其中Q ：特定電廠組態之整體定量健康指標F _i ：第i 個事故序列之發生頻率P _i ：第i 個事故序列之影響廠外民眾健康的發生機率值

第一圖係進步型沸水式核能電廠圍阻體事件樹。

Claims (7)

1. 一種進步型沸水式核能電廠鄰近民眾定量健康指標評估方法，包含步驟：1)取得所分析特定電廠組態的一階活態安全度評估(Probabilistic Risk Assessment,PRA)完整分析結果，所需的一階PRA分析結果，必須依據所分析特定電廠組態設定後，重新進行所有事件樹的量化，後續分析所需的分析結果為所有判定為發生爐心燃料受損的事故序列；2)整理一階PRA事件樹中所有事故序列的基本資料，因應步驟3)之分析所需，針對每一個判定為發生爐心燃料受損的事故序列，由對應事件樹中蒐集發生爐心燃料受損的原因、過程以及頻率，其中爐心燃料受損的原因包括各安全系統運作之成功或失效狀態，以及後續電廠組態的變化等；3)評估個別事故序列的對應發生機率，各事故序列發生足以顯著影響廠外民眾健康的放射性物質，在廠外民眾未能進行有效撤離之前，釋放至廠區外的機率，藉由步驟2的事故序列基本資料，配合回答圖1圍阻體事件樹中各頂端事件的問題評估而得；及4)計算定量健康指標，每一個源自於一階PRA事件樹的事故序列在經過步驟3的歸類後，均可以得到一個影響廠外民眾健康的發生機率值P _i ，配合一階PRA所計算的事故序列發生頻率F _i ，即可計算定量健康指標，其計算的方式為先計算單一事故序列的定量健康指標，再加總所有單一事故序列的定量健康指標後，即可評估特定電廠組態的整體定量健康指標，其計算式如下：其中Q ：特定電廠組態之整體定量健康指標F _i ：第i 個事故序列之發生頻率P _i ：第i 個事故序列之影響廠外民眾健康的發生機率值
2. 根據申請專利範圍第1項所述之進步型沸水式核能電廠鄰近民眾定量健康指標評估方法，其中一階PRA事件樹發生爐心燃料受損的事故序列包含：1)問題AT-非預期暫態未停機，以評估所分析事故序列是否屬於預期暫態未停機之事故；2)問題PL-無圍阻體早期失效之顧慮，包含(1)爐心因缺乏冷卻水導致燃料受損，熔融爐心在融穿反應爐壓力槽之後，導致圍阻體因承受熔融爐心瞬間大量能量而失效，發生時距離事故發生時間較短，廠外民眾無法完成有效撤離，及(2)機組因缺乏長期熱移除的機制，使得源自於爐心的衰變熱陸續釋放至圍阻體內，導致圍阻體內部組件失效，進而影響原有的爐心冷卻功能，最後造成圍阻體失效，發生時距離事故發生時間較長，廠外民眾有足夠的時間完成有效撤離；3)問題BP-事故發生時爐水流失無旁通圍阻體，以評估爐心熔損事故序列的肇始事件是否為旁通圍阻體的爐水流失事故；4)問題DP-反應爐冷卻水系統低壓力，以評估反應爐遭熔融爐心熔穿當時，反應爐冷卻水系統的壓力大小；及5)問題VI-壓力槽失效前爐心已停止熔損，以評估反應爐壓力槽遭熔融爐心熔穿當時，爐心燃料是否已經停止熔損，當反應爐壓力槽遭熔融爐心熔穿前，爐心已建立任何形式的冷卻水注水時，歸類為已停止熔損， 反之則歸類為未停止熔損，可由事件樹中於爐心水位低於燃料頂端後的注水事件成功與否來區分。
3. 根據申請專利範圍第2項所述之進步型沸水式核能電廠鄰近民眾定量健康指標評估方法，其中一階PRA事件樹中，均以個別的頂端事件處理預期暫態未停機事故，若屬預期暫態未停機之事故，則由事件樹分支往下繼續分析，反之則由分支往上繼續分析。
4. 根據申請專利範圍第2項所述之進步型沸水式核能電廠鄰近民眾定量健康指標評估方法，其中問題PL-無圍阻體早期失效事件，第一類為圍阻體早期失效，必須再進行後續的細部評估，事件樹分支往下繼續評估，若為預期暫態未停機之爐心熔損事故序列，則不再繼續考量其他問題，所評估顯著影響廠外民眾健康的發生機率為0.4，歸類為電廠狀態編號9；第二類則為圍阻體晚期失效，因廠外民眾有足夠的時間完成有效撤離，因此所評估顯著影響廠外民眾健康的發生機率為0，事件樹分支往上並歸類為電廠狀態編號1，若為預期暫態未停機之事故則歸類為電廠狀態編號8。
5. 根據申請專利範圍第2項所述之進步型沸水式核能電廠鄰近民眾定量健康指標評估方法，其中問題BP-事故發生時爐水流失無旁通圍阻體事件，若非屬旁通圍阻體的爐水流失事故，則由事件樹分支往上繼續分析，反之則由分支往下繼續分析。
6. 根據申請專利範圍第2項所述之進步型沸水式核能電廠鄰近民眾定量健康指標評估方法，其中問題DP-反應爐冷卻水系統低壓力大小事件，若為低壓力狀態則由事件樹分支往上繼續分析，反之則由分支往下繼續分析。
7. 根據申請專利範圍第2項所述之進步型沸水式核能電廠鄰近民眾定量健康指標評估方法，其中問題VI-壓力槽失效前爐心已停止熔損事件，若為停止熔損則事件樹分支往上，依據不同的狀況歸類為電廠狀態編號2、4及6，所評估顯著影響廠外民眾健康的發生機率均為0；若為未停止熔損則事件樹分支往下，依據不同的狀況歸類為電廠狀態編號3、5及7，所評估顯著影響廠外民眾健康的發生機率分別為0.01、0.3及1。