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M310机组维修风险评价和管理的研究

张适;张博平;初永越;李虎伟;周晓蕊

【期刊名称】《《核安全》》

【年(卷),期】2019(018)005

【总页数】6页(P43-48)

【关键词】维修活动;风险评价和管理;概率安全分析;技术政策

【作者】张适;张博平;初永越;李虎伟;周晓蕊

【作者单位】生态环境部核与辐射安全中心北京100082

【正文语种】中文

【中图分类】TL413+.1

维修是核电机组投运后重要的安全活动，也是平衡核电安全性和经济性的重要措施。

有效的维修能够确保系统设备在各种运行和事故工况下执行预定安全功能［1］，

合理的风险评价和管理是维修有效性的重要组成部分，随着运行核电机组的增多，

受到了营运单位和核安全监管部门的广泛关注。

2017年，国家核安全局发布了《改进核电厂维修有效性的技术政策（试行）》

［2］（以下简称技术政策），要求核电厂营运单位在实施维修活动（预防和纠正

性维修、定期试验和维修后的再鉴定等）前，应对维修活动可能引起的风险增量进

行评价和管理。

本文通过对国内M310型机组功率运行模式下特定系统设备实施维修所引入堆芯

损坏频率（CoreDamageFrequency，以下简称CDF）和堆芯损坏概率增量

（IncrementalCoreDamageProbability，简称ICDP）进行分析计算，将其结

果与技术政策的配套指导文件《核电厂维修有效性监测行业指导》［3］中所推荐

的阈值进行比较，为维修活动采取适当的风险管理措施提供科学决策支持。本研究

中的评价方法和过程可作为营运单位执行技术政策中关于维修风险评价和管理要求

的参考。

1维修活动风险评价和管理要求

核电厂对维修活动进行风险评价和管理时，首先应确定技术政策要求的评价范围、

评价方法以及风险管理的措施［4］。

1.1维修活动风险评价的范围

按照技术政策中的要求，并非所有的维修活动实施前都要开展风险评价［5］。核

电厂运行模式大致可分为功率运行模式和低功率停堆模式，概率安全分析

（ProbabilisticSafetyAnalysis，简称PSA）模型也是基于上述两种模式进行建

模分析的［6］，为维修活动风险的定量评价提供了基础。对维修活动进行风险评

价的范围［7］见表1。

表1维修活动风险评价范围Table1Scopeofassessmentformaintenance

active机组模式评价范围功率运行模式（1）内部事件一级PSA模型涉及的构筑

物、系统和设备（Structures，Systems，andComponents，以下简称SSC）

（2）确定为风险重要的SSC停堆模式停堆期间执行安全功能（如余热排出、水

装量控制、电源可用性、反应性控制、安全壳密封等）的SSC

同时，维修活动风险评价对PSA模型有相应的要求［8］，主要包括：

（1）模型已合理反映了核电厂的实际设计情况和运行实践；

（2）模型已合理模化了前沿系统与支持系统间的相关性，还需要针对这些支持系

统的维修活动开展风险评价；

（3）模型中确定为低风险重要的SSC，除非专家组认为必要，否则无须进行风险

评价；

（4）内部事件一级PSA模型的范围可包括内部水淹和内部火灾，而不需要考虑其

他内部灾害事件。

1.2维修活动风险评价的方法

技术政策中要求使用PSA模型或基于PSA的核电厂风险监测器（RiskMonitor）

开展风险评价活动。采用PSA以外的其他方法进行风险评价时，需要对方法的适

用性进行论证［9］。实际中，核电厂通常会利用定量、定性（主要对应于可能会

引起火灾的维修活动）或二者综合的方法对维修活动的风险进行评价。

值得注意的是，评价过程中还需要考虑包括运行技术规格书的要求、安全功能的冗

余度、设备停役的持续时间、导致始发事件频率的增量、受影响设备的相关性和紧

急状态下功能恢复等因素。

1.3维修活动的风险管理

1.3.1风险管理目标

维修活动的风险管理过程是在决策中运用评价结果控制总体的风险影响，通过对维

修活动的有序安排、协作、监测和调整完成［10］。通过控制因维修活动引起的

瞬时风险（指维修活动期间的CDF）和累积风险增量（指维修活动期间的ICDP），

使核电厂的平均基准风险变化维持在最小范围内［11］。

1.3.2风险阈值和措施