PSA风险分析方法在核电厂中的应用

魏 兴,陈 云（.福建福清核电有限公司,福州 35038;.福建农林大学,福州 35000）

PSA风险分析方法在核电厂中的应用

魏 兴1,陈 云2＊
（1.福建福清核电有限公司,福州 350318;2.福建农林大学,福州 350002）

应急母线段下电动机是核电厂安全相关重要设备，通过修改电机热保护定值，可充分发挥安全系统的功能和作用，但也可能因为电机失去保护而造成过热损坏，导致安全系统功能完全丧失。本文采用PSA风险分析的方法，对不同的电机热保护定值修改方案进行分析，得到核电厂安全的敏感性评估结果，为核电厂相关工作提供一定的指导和借鉴。

PSA；电动机；核安全；核电厂

1 概述

电动机是核电厂安全相关系统中的重要核心设备，其安全可靠运行有利于确保核安全相关系统功能的有效性，设置电机过热保护，能在电机过载情况下闭锁电机，保护电机安全，避免重复启动导致绕组过热损坏。但在应急情况下，核安全相关电动机可能因过热闭锁，不利于核安全的应急需求。目前阶段无法通过定量方式对电机可靠性的真实影响进行评价，本文通过PSA敏感性分析方法，评价修改核电厂安全相关系统电机热容量定值对核电厂风险的影响。

2 电机安全性和核安全系统可靠性关系

核电厂应急母线段下核安全相关系统的6.6kV中压电动机为三相异步电动机，当电机过载时引起定子电流增大，当电流持续足够的时间后就会引起温度过高甚至是烧毁。过热保护元件就是通过定子绕组的电流和累积时间来计算出电机消耗的热容量，根据热容量值来禁止电机再启动或是跳闸，实现对电机的热保护。

但在应急情况下，核安全相关电动机可能因过热闭锁再启动，不利于核安全的应急需求。从优先保证核安全角度出发，对于核安全相关的中压电动机将热保护定值设置到最大值（相当于取消再启动限制）是有必要的，可以实现电机短时间内无故障连续多次启动，如果事故后由于某些特定原因电机没有一次启动成功，在热容量保护限值内再次（或者多次尝试）启动成功有利于事故后相关安全系统的功能实现，但也可能造成电机过热损坏，使安全相关系统功能彻底丧失。这种利弊矛盾很难同普通的分析方法来定量评价，因此下文将通过PSA定量计算的方式给出在不同的热保护定值情况下对电厂风险的影响评价。

3 PSA安全分析

本文选取核电厂应急段安全相关系统6 .6kV电机作为研究对象进行PSA分析，通过采用不同修改电机热保护定值的方案，评估电机热保护定值修改后对机组堆芯损坏频率（CDF）的影响。

中压应急母线段下安全相关系统的电机设备包括2台辅助给水泵，2台安全壳喷淋泵，1台消防泵，3台高压安注泵，2台低压安注泵，2台余热排除泵，4台设备冷却水泵和4台重要厂用水泵等组成，相

关设备在核电厂内部事件一级PSA进行了考虑。

我们通过以下三种电机保护定值修改方案，对内部事件一级PSA结果的敏感性进行对比评估。

方案一：根据电力设计院给出的定值单设定电机热保护定值；

方案二：将所有电机的热保护定值调整到最大，相当于无启动限制；

方案三：仅将低压安注泵、安全壳喷淋泵、辅助给水泵和设备冷却水泵电机热保护定值调整到最大，其他电机热保护定值保持设计院给出的定值。

根据不同的修改方案，通过调整所涉及电机的可靠性参数，评估对CDF的影响。具体为：

Q1= Q0*F

其中：Q1为更新后可靠性参数，Q0为原可靠性参数，F为敏感性因子。

不同变更方案的敏感性评估结果如表1所示。

表1 不同修改方案的敏感性评估结果

如表1所示，电机保护定值修改后，对电厂CDF值会产生一定影响。考虑到不同的敏感性因子，设备电机相关可靠性参数进行调整，不同修改方案对电厂CDF的影响都低于2E-7/堆年，相对变化率低于2%。

根据NNSA-0147《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》，将堆芯损坏频率（CDF）变化量划分为三个区域，并给出了每个区域的可接受性准则，准则比较的是全范围（包括内部事件、外部事件、满功率、低功率和停堆等工况）风险评价结果的变化量。

堆芯损坏频率（CDF）的可接受性准则：

（1）若申请清晰地表明会导致CDF降低，对于CDF准则，则可认为该变更已经满足相关的风险指引管理原则；

（2）当所计算的CDF增量很小，如小于1E-06/堆年（区域III），则无论是否计算了总CDF，该变更都将可被考虑接受；

（3）当所计算的CDF增量在1E-06～1E-05/堆年区间时，只有当合理地表明总CDF小于1E-04/堆年时，才可以考虑该申请（区域II）；

（4）会导致CDF增量大于1E-05/堆年（区域I）的申请通常不予考虑。

根据表1的分析结果，CDF增量均在区域III。但需要注意表1中的结果仅是内部事件一级PSA的结果，NNSA-0147所定义的风险可接受准则还包括外部事件风险等。此外，NNSA-0147还规定了早期大量放射性释放频率（LERF）的要求，相关准则与CDF类似，但比CDF值要低一个数量级。

4 结论

本文基于核电厂内部事件一级PSA模型，运用PSA方法对核电厂6.6kV电机热容量保护定值不同的修改方案，进行了PSA敏感性评估，从分析结果来看，不同的修改方案对核电厂CDF风险的影响较小。但修改方案还需要满足确定论等设计要求，还要综合考虑核电厂安全相关要求、设备管理和运行实践来确定最佳的修改方案。

10.16640/j.cnki.37-1222/t.2018.01.063

魏兴（1983-）,男,河南南阳人,硕士研究生,工程师,研究方向：安全分析方向。

＊通讯作者