[科普中國]-核電廠抗震裕量評估

背景

核電廠事故影響范圍大，后果嚴(yán)重，對周圍環(huán)境、居民安全和社會(huì)公眾心理等造成災(zāi)難性影響，核電廠安全運(yùn)行受到世界各國高度重視。人類歷史上曾發(fā)生過多次核事故，早期核事故通常由內(nèi)部事件或人為操作失誤導(dǎo)致，而近期發(fā)生的日本柏崎·刈羽核事故和日本福島核事故，凸顯地震等外部事件對核電廠運(yùn)行安全的威脅。2011 年日本福島核事故后，世界各國紛紛要求核電廠進(jìn)行超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震的抗震安全評估。1

核電廠抗震安全評估包括 2 種方法:

地震概率風(fēng)險(xiǎn)評估 ( seismic probabilistic risk assessment，SPRA) 和抗震裕量評估( seismic margin assessment，SMA) 。SPRA 法從全概率角度評估核電廠的地震風(fēng)險(xiǎn)，評估結(jié)果具有較大的不確定性( 包括地震危險(xiǎn)性和地震易損性等引入的大量不確定性) ，且該方法需要概率論和統(tǒng)計(jì)學(xué)等數(shù)學(xué)知識，不利于工程技術(shù)人員掌握。SMA 法是一種更加直接、簡單且爭議較少的評估方法國外( 特別是美國) 對核電廠 SMA 方法的研究與應(yīng)用較早積累大量的分析數(shù)據(jù)和評估經(jīng)驗(yàn)，但該方法目前仍需要依靠專家判斷等經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)，評估結(jié)果較保守。我國對 SMA 方法的理論研究與實(shí)際應(yīng)用起步較晚 ，亟需開展相關(guān)基礎(chǔ)性研究工作。2

SMA 方法的研究背景與發(fā)展歷程SMA 方法起源于美國，其研究背景可歸納為4 個(gè)方面:

①20 世紀(jì) 70 年代，地震危險(xiǎn)性分析結(jié)果表明，存在超越安全停堆地震( safety shutdownearthquake，SSE) 的可能性;

②美國反應(yīng)堆防護(hù)顧問委員會(huì)提出核電廠超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震下的實(shí)際安全裕量的問題;

③SPRA 的計(jì)算結(jié)果通常具有較大的不確定性( 特別是地震危險(xiǎn)性分析結(jié)果) ;

④確定性過程易于專業(yè)人員理解和溝通。1984—1985 年期間，美國核管理委員會(huì)( nucle-ar regulatory commission，NRC) 組織專家論壇首次提出了核電廠 SMA 方法，繼而發(fā)表系列報(bào)告〔8 -10〕對 SMA 方法進(jìn)行了詳細(xì)總結(jié)，也稱 NRC 法。1991年電力能源研究所( electric power research institute，EPRI) 提出另外一種 SMA 方法，稱為 EPRI 法。

上述 2 種方法提出較早，且具有相同的評估目的，即包括分析核電廠的高置信度低失效概率( high confi-dence of low probability of failure，HCLPF) 值和抗震薄弱環(huán)節(jié)，筆者將 NRC 法和 EPRI 法統(tǒng)稱為早期SMA 方法。之后，美國分別運(yùn)用 NRC 法和 EPRI 法對本國一些核電廠進(jìn)行了 SMA 應(yīng)用嘗試。1993 年美國 NRC 提出一種基于概率風(fēng)險(xiǎn)評估( probabilistic risk assessment，PRA) 的 SMA 方法，該方法不包含 SPRA 中的地震危險(xiǎn)性分析，但最大限度地保留 SPRA 中地震易損性和系統(tǒng)分析的內(nèi)容?；?PRA 的 SMA 法不僅可以得到核電廠的 HCLPF值和抗震薄弱環(huán)節(jié)，同時(shí)可評估核電廠地震風(fēng)險(xiǎn)，用于核電廠設(shè)計(jì)認(rèn)證( design certification，DC) 分析。

日本福島核事故加速 SMA 方法在核電廠評估領(lǐng)域的應(yīng)用: 歐洲國家運(yùn)用 SMA 方法進(jìn)行核電廠壓力測試; 我國核安全部門要求國內(nèi)在建和已建核電廠需要進(jìn)行抗震裕量評估，西屋公司、清華大學(xué)和法國 AREVA 公司分別對 AP1000 核電廠、石島灣核電廠和臺山核電廠進(jìn)行 SMA 研究。2

SMA 方法的基本內(nèi)容及研究進(jìn)展SMA 法包括 EPRI 法、NRC 法和基于 PRA 的SMA 法。各方法基本內(nèi)容包含審查級地震確定、巡查/走訪、抗震能力分析和系統(tǒng)分析等。

1、 EPRI 法和 NRC 法

早期核電廠 SMA 評估包括 2 種方法: EPRI法和 NRC 法 ，2 種分析方法的具體步驟如圖 1 所示。EPRI 法和 NRC 法的最終目的都是計(jì)算核電廠的 HCLPF 能力值，找到核電廠抗震薄弱環(huán)節(jié)。

2、基于 PRA 的 SMA 法

根據(jù)核電廠 SMA 定量成果，可得到核電廠由峰值地面加速度( peak ground acceleration，PGA) 表示的 HCLPF 能力值，結(jié)果信息便于專業(yè)人員交流。核電廠進(jìn)行 SPRA 評估后，可得到風(fēng)險(xiǎn)曲線( 表示不同事故后果的超越概率) ，便于公眾理解。SMA 和SPRA 存在差異和聯(lián)系。Prassinos 等根據(jù)部分核電廠 SPRA 評估的結(jié)果，確定重要系統(tǒng)和部件( 包括電力設(shè)備、管道系統(tǒng)和儲水罐等) 的 SMA 結(jié)果。核電廠 SMA 所得結(jié)果也可以最終生成 SPRA結(jié)果，用于定量的風(fēng)險(xiǎn)指引型決策 。早期的 2 種SMA 方法，不能直接得到核電廠地震風(fēng)險(xiǎn)結(jié)果。為了避免進(jìn)行廠址地震危險(xiǎn)性分析，同時(shí)又可得到地震風(fēng)險(xiǎn)結(jié)果，1993 年美國形成了一種基于 PRA 的SMA 法，在核電廠設(shè)計(jì)認(rèn)證中得到了應(yīng)用，是第3 種 SMA 方法。

3、抗震裕量的定義

日本核能安全組織將核電廠結(jié)構(gòu)、系統(tǒng)和部件( structures，systems and components，SSCs) 的抗震裕量( seismic margin，SM) 定義為3 種形式:

①設(shè)計(jì)裕量( design margin) ;

②基于中位值的裕量( me-dian-based margin) ;

③基于概率的裕量( probability-based margin) 。

設(shè)計(jì)裕量可表示為允許設(shè)計(jì)值( allowable de-sign value) 和設(shè)計(jì)響應(yīng)( design response) 的比值，如圖2所示; 基于中位值的裕量是中位值抗震能力和中位值實(shí)際響應(yīng)的比值，如圖3 示; 基于概率的抗震裕量是在指定失效概率下的抗震裕量，被定義為具有指定失效概率能力值和實(shí)際響應(yīng)的比值，如圖3所示.

4、審查級地震

在地震輸入方面，SMA 法直接根據(jù)經(jīng)驗(yàn)選擇一個(gè)審查級地震( review level earthquake，RLE) ，可保守地表示為具有 84%不超越概率地震。在 EPRI 法中，RLE 稱為抗震裕量地震( seismic margin earth-quake，SME)。EPRI 法中的 SME 可由 4 種方法確定:

①直接指定一個(gè)水平峰值加速度，如0. 3 g的 PGA，g 為重力加速度;

②通過一個(gè)具有一致年超越概率譜型指定 SME;

③指定抗震的震級 M L范圍( 如 5. 8≤M L ≤6. 3) 和震中距范圍( 如廠址距離小于 25 km) ;

④運(yùn)用標(biāo)準(zhǔn)( 非指定廠址) 譜，如NUREG/CR-0098 譜。國際原子能署( internationalatomic energy agency，IAEA)〔23〕 指出 RLE 應(yīng)該大于設(shè)計(jì)基礎(chǔ)地震，建議 RLE 與設(shè)計(jì)基礎(chǔ)地震的比例在1. 5 ～ 1. 66 之間取值，且豎向地震動(dòng)強(qiáng)度不小于水平地震動(dòng)的 2/3。在獨(dú)立電廠外部事件檢查( indi-vidual plant examination of external events，IPEEE) 項(xiàng)目中，美國 NRC 指定 RLE 為具有0. 3 g 峰值加速度的 NUREG/CR-0098 中位值譜。美國對于所有新核電廠的抗震裕量評估指定 RLE 為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震( design basis earthquake，DBE) 的 1. 67 倍。歐洲建議新核電廠的抗震裕量評估選用的 RLE 地震動(dòng)加速度是 DBE 的 1. 4 倍。

5、巡查/走訪

巡查是核電廠 SMA 中的重要步驟，通過巡查可以將評估有效地集中在少量篩選后的 SSCs 上。巡查工作包括 2 方面內(nèi)容: 巡查隊(duì)伍和巡查制度。巡查隊(duì)伍通常由抗震能力分析人員、系統(tǒng)工程師和電廠管理人員等組成。巡查人員需要具有相應(yīng)的專業(yè)知識和經(jīng)驗(yàn)，包括核電廠設(shè)計(jì)經(jīng)歷、熟悉核電廠SSCs 的失效模式和 SSCs 的操作等。巡查工作同樣需要一個(gè)完善的條例和制度，如巡查前的準(zhǔn)備工作需要的事項(xiàng)等。

Campbell 等對 SMA 中的走訪/巡查準(zhǔn)則進(jìn)行詳細(xì)介紹，包括巡查前準(zhǔn)備工作，結(jié)構(gòu)、系統(tǒng)和部件在巡查中應(yīng)注意的事項(xiàng)。弓振邦等對 SMA 中走訪的流程進(jìn)行了總結(jié)描述，并給出高效走訪建議。2012 年 EPRI 發(fā)表報(bào)告，總結(jié) NRC 在日本福島核事故后提出的涉及抗震巡查/走訪的內(nèi)容，包括人員資質(zhì)、SSCs 的選擇、巡查和區(qū)域篩查、地震許可證基礎(chǔ)的評估、同行評審、IPEEE 易損性和提交報(bào)告等。

6、CDFM 法和 SFA 法

保守確定性失效裕量( conservative deterministicfailure margin，CDFM) 法和地震易損性分析( seismicfragility analysis，SFA) 法分別是 2 種評估核電廠SSCs 抗震能力( 通常是得到 HCLPF 值) 的方法。CDFM 相較于 SFA 更程序化且確定化，與設(shè)計(jì)過程類似，便于工程人員理解和應(yīng)用，受專家判斷或分析人員主觀因素影響更小，但計(jì)算結(jié)果較保守。SFA需要專家判斷和專家經(jīng)驗(yàn)等，分析結(jié)果具有較大不確定性。

CDFM 法的計(jì)算過程和參數(shù)取值是一個(gè)程序化且確定性的過程: 由抗震能力和抗震需求 2 部分組成?？拐鹉芰Πú牧蠌?qiáng)度、塑性能吸收系數(shù)等; 抗震需求包括荷載組合、地震響應(yīng)譜、阻尼和結(jié)構(gòu)模型等。經(jīng)過多年發(fā)展，CDFM 法的內(nèi)容發(fā)生變化。SFA法是 SPRA 法中的重要步驟，同時(shí) NRC 法也可運(yùn)用SFA 法計(jì)算核電廠 SSCs 的抗震能力，傳統(tǒng)的且目前在核工程領(lǐng)域流行的 SFA 法是“安全系數(shù)法”，但基于可靠度的和基于數(shù)值統(tǒng)計(jì)分析的精細(xì)化易損性分析方法是目前及未來核電廠地震易損性方法發(fā)展的熱點(diǎn)及趨勢，被越來越多用于核電廠地震易損性評估中。

7、系統(tǒng)分析

EPRI 法、NRC 法與基于 PRA 的 SMA 法中的系統(tǒng)分析方法不同，EPRI 法運(yùn)用成功路徑法進(jìn)行系統(tǒng)分析，而 NRC 法和基于 PRA 的 SMA 法的系統(tǒng)分析則運(yùn)用事件樹和故障樹相結(jié)合的方法。成功路徑上的 SSCs，需要由核電廠操作人員、系統(tǒng)工程師和抗震能力工程師聯(lián)合進(jìn)行挑選。每條成功路徑的抗震裕量能力( 通常用 HCLPF 來表示) 等于成功路徑上最弱部件的抗震裕量能力。事件樹和故障樹結(jié)合的系統(tǒng)分析方法是 SPRA 中通常采用的方法，NRC 法和基于 PRA 的 SMA 法可借鑒 SPRA 中的系統(tǒng)分析方法。

8、HCLPF 值HCLPF 值是核電廠 SMA 得到的最終結(jié)果之一，有 2 種定義方式: ①具有 95% 置信度易損性曲線上相當(dāng)于 5% 失效概率的能力值; ②平均值易損性曲線上具有 1%失效概率的能力值。2

現(xiàn)狀分析及發(fā)展趨勢基于 SMA 法本身問題及我國研究現(xiàn)狀，得出以下結(jié)論:

1) CDFM 法目前較為成熟，但仍然存在著一定的保守性，尋求更加合理的 CDFM 計(jì)算流程和參數(shù)取值能夠使得 SMA 法分析結(jié)果更符合實(shí)際情況。

2) 目前核工程領(lǐng)域通用的 SFA 方法仍然是保守程度較高的“安全系數(shù)法”，運(yùn)用基于可靠度等知識的精細(xì)化易損性分析方法是未來的發(fā)展趨勢。

3) 國外已經(jīng)形成一套適合本國的審查級地震設(shè)定方法，我國應(yīng)該參考國外方法，結(jié)合國內(nèi)實(shí)際情況，制定符合我國實(shí)際廠址情況的審查地震設(shè)定方法，包括進(jìn)行適合我國核電廠廠址抗震設(shè)計(jì)譜的研究等。

4) CDFM 方法計(jì)算過程需依據(jù)各種設(shè)計(jì)規(guī)范，形成適合我國的核電廠設(shè)計(jì)規(guī)范是有效進(jìn)行 SMA的基礎(chǔ)。

5) HCLPF 值可由數(shù)值模擬分析得到，實(shí)際分析計(jì)算所得數(shù)據(jù)的準(zhǔn)確性需要一個(gè)合理的計(jì)算模型和假定，對國內(nèi)已建、在建和將建的各種堆型核電廠更加合理的計(jì)算模型和假定的研究是我國核電廠SMA 的基礎(chǔ)。

6) 核電廠 SMA 需要核電廠 SSCs 大量試驗(yàn)測試數(shù)據(jù)、分析數(shù)據(jù)和經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)作為數(shù)據(jù)分析基礎(chǔ)。經(jīng)過多年發(fā)展，國外已經(jīng)形成研究數(shù)據(jù)庫。對于國內(nèi)不同堆芯核電廠，建立相應(yīng)數(shù)據(jù)庫將是我國核電廠進(jìn)行 SMA 研究的基礎(chǔ)。

7) 核電廠 SMA 需要由具有不同專業(yè)背景的人員合作完成，包括: 易損性分析人員、系統(tǒng)分析人員和核電廠管理人員等。由于我國在核電廠 SMA 研究與應(yīng)用方面起步較晚，相關(guān)專業(yè)人員的培養(yǎng)十分重要。2

結(jié)論與建議回顧核電廠抗震裕量評估方法的研究背景和發(fā)展歷程，并對其研究進(jìn)展及發(fā)展趨勢總結(jié)歸納，得出如下結(jié)論:

1) SMA 方法包括 NRC 法、EPRI 法和基于 PRA的 SMA 法 3 種，主要包括審查級地震確定、巡查/走訪、抗震能力分析和系統(tǒng)分析等內(nèi)容。NRC 法和EPRI 法評估目的相同，應(yīng)用廣泛?；?PRA 的SMA 方法可直接得到核電廠地震風(fēng)險(xiǎn)水平，用于核電廠設(shè)計(jì)認(rèn)證。

2) SMA 法在國外的研究和實(shí)用中，時(shí)間較長，但仍存在保守性。運(yùn)用基于可靠度等精細(xì)化易損性分析方法，并采用合理的 CDFM 程序和參數(shù)取值，可以提高 SMA 分析結(jié)果的科學(xué)性。

3) 我國對 SMA 方法的研究與應(yīng)用起步較晚，亟需開展一些基礎(chǔ)性研究工作，包括: 確定審查級地震，建立數(shù)據(jù)庫，制定相關(guān)規(guī)范，建立核電廠合理模型，培養(yǎng)相關(guān)人才。2