维修规则性能指标可接受准则与计算方法研究

维修规则性能指标可接受准则与计算方法研究

郎锡野

江苏核电有限公司         江苏连云港          222042

摘要：当前国内维修规则性能指标可接受准则中，要求总CDF增大不能超过10倍，该准则对基准风险较低即安全性相对较高的核电机组过于严格，对基准风险较高即安全性相对较低的机组反而比较宽松。对设备可靠性参数采用经典估计方法代入模型计算，过高地估计了时间的设备失效概率的影响，同时也不利于核电厂进行对定期试验周期等内容进行优化。为了解决上述问题，本文设置了一种可接受准则以及计算方法。

关键词：维修规则；性能指标；可接受准则

2017年8月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）》[1]（简称维修规则（MR）政策），鼓励各核电厂应用维修规则。2019年12月国家核安全局发布了《核电厂配置风险管理的技术政策（试行）》[2]，对核电厂运行配置的风险做出具体要求。2022年6月国家核安全局重新修订了《核动力厂调试和运行安全规定》（HAF103）[3]，将维修规则和配置风险管理的应用写入法规要求。上述MR政策以及HAF103中均未提及性能指标可接受准则与具体的计算方法。

1 当下可接受准则优缺点分析

1.1 当下可接受准则要求

国内“核电厂维修规则工作组”2018年7月召开第一次工作组会议，2018年9月召开第二次工作组会议，2020年10月召开第六次工作组会议，对部分技术问题形成共识，其中性能指标可接受准则相关的有：

1)性能指标制定时需考虑可接受准则，应满足所有性能指标设定后不能使总堆芯损伤频率（Core Damage Frequency, CDF）增大10倍，即（和分别为性能指标设定前后对应的堆芯损坏频率）。

2)评价性能指标总的可接受准则时，宜将性能指标表征的设备可靠性和可用性参数的经典估计值代入PSA模型进行计算。对于可靠性参数，应保守选择需求或运行失效模式。

3)在进行性能指标风险可接受的评价时，为了解决观测周期内运行时间过短问题，可将功能失效次数定义为只针对启动失效，不允许发生运行失效。

1.2 优点分析

法规、政策未要求可接受准则，国内技术会议讨论制定了可接受准则，如此避免了性能指标制定时过于宽松，从而带来无法真实地反映设备的历史状态、无法有效地提升维修有效性的问题。

性能指标可接受准则以CDF增大后的值与基准CDF值进行比较，反映了核电机组自身的特点。

1.3缺点分析

当下的性能指标可接受准则及其计算方法经过多年应用发现缺点有如下几条：

1）仅以比值确定可接受准则，不利于安全性较高的核电机组。机组A、B进行的比较，如表1所示，明显地△远大于△。该方法出现了对安全性相对较高机组的要求更严格于安全性相对较低的机组，未能就B机组提出更多的改进维修有效性的要求。

表1 不同机组可接受准则对比

同时《核电厂配置风险管理的技术政策（试行）》中推荐的配置风险管理阈值更多地使用了绝对值，本文认为有关核电厂风险管理的可接受准则应基本保持一致。

2）样本量较小时，可靠性参数经典估计值过于保守。1.1节第3条准则认为观测周期内运行实际过短，要求将功能失效次数定义为只针对启动失效。但是对于常备用系统，启动次数也存在样本量过小的问题。例如，A机组某系统定期试验周期为每月1次，MR监督周期最长3年内其需求次数也仅为36次，性能指标允许其失效1次，那么该系统对应的关键设备的启动失效概率的经典估计值为：

如果对该系统进行定期试验周期优化，优化为每四个月1次，对应地需求次数仅为9次，启动失效概率的经典估计值为，当试验周期为每年一次时，。当需求次数的样本量过小，采用经典估计算法高估了时间的影响，误差较大，也不利于核电厂开展优化工作。

2 可接受准则制定

2.1 与配置风险管理阈值的关系

《核电厂配置风险管理的技术政策（试行）》建议风险管理阈值如表3所示，此处仅列举一级PSA相关阈值。该阈值瞬时风险CDF绿区上限值为比值，其他均为绝对值。配置风险管理是针对核电厂一个或多个设备不可用时（包括失效）进行风险评价与管理，可靠性性能指标中允许设备失效的次数需检验可风险接受准则，两者应用建立一定的联系。

表 3 配置风险管理风险阈值

2.2可接受准则制定

为了消除第1.3节描述的缺点（1），制定新的风险可接受准则，和分别为性能指标设定前后对应的堆芯损坏频率，下述两者取其一：

1)。或，

2)＜t*1E-4。当前国内新建核电机组CDF值小于1E-5，此处阈值量级上取CDF红区下限值1E-3与1E-5的中间值，即1E-4较为合适；核电厂一般应用内部事件PSA模型进行可接受准则验证，表3的风险管理阈值为使用全范围PSA模型，引入内部事件贡献比t,计算方法如下述公式。得到可接受准则绝对值方案：

＜t*1E-4。例如，A机组的可接受准则为：＜0.3*1E-4=3E-5。

其中：IE，内部事件；FL，内部水淹；FI内部火灾；SE，地震。

3 失效概率的计算方法

由于失效概率计算方法导致的指标过严或过松，轻易进入a（1）与返回a（2）（未超过性能指标），均不能凸显改进维修有效性的意义。

设备的失效概率区分为时间相关、时间不相关部分[4]，如下述公式。

其中，p为设备某失效模式的总失效概率；为时间不相关的失效概率；为时间相关的失效概率；为与时间无关的失效率；T为时间。

同时针对经典估计中样本量较小的问题，制定失效概率计算方法如下：

1）需求类失效概率选择样本量≥12次/年计算经典估计初始值p。对应地，定期试验频率不低于每月1次。

2）在p的基础上，仅针对时间相关的修正样本量低于上述要求的情况。

案例如下：

A机组某系统常备用，MR性能指标为允许失效1次，选择启动失效概率代入PSA模型验证可接受准则，该堆型典型的试验周期为1次/月。经典估计初始值为：

≈2.78E-2

该系统经优化后定期试验周期为1次/2个月，样本量为6次/年<12次/年。文献[5]、[6]给出失效数据中基于时间的失效数与基于需求的失效数比例为21:79。所以该系统启动失效概率中划分出21%部分针对定期试验周期的变化进行修订：

4总结

新的性能指标可接受准则与计算方法总结如下：

1)性能指标制定时需考虑可接受准则，或＜t*1E-4，t为内部事件贡献比。

2)评价性能指标总的可接受准则时，宜将性能指标表征的设备可靠性和可用性参数的经典估计值代入PSA模型进行计算。对于可靠性参数，应保守选择需求或运行失效模式。

3)在进行性能指标风险可接受的评价时，为了解决观测周期内运行时间过短问题，可将功能失效次数定义为只针对启动失效，不允许发生运行失效。

4)需求类失效概率选择样本量≥12次/年计算经典估计初始值p。在p的基础上，仅针对时间相关的修正样本量低于上述要求的情况。

参考文献:

[1]  国核安发[2017]173号,改进核电厂维修有效性的技术政策（试行）,国家核安全局,2017.8.

[2]  国核安发[2019]262号,核电厂配置风险管理的技术政策（试行）,国家核安全局,2019.12.

[3]  国核安发[2022]97号,关于发布《核动力厂调试和运行安全规定》的通知,国家核安全局,2022.6.

[4]  NEI 04-10.Risk-Informed Technicalpecifications Initiative 5bRisk-Informed Method forControl of SurveillanceFrequencies.2007.4

[5]  SmithJ.Eet..Al., A Bayesian ReliabilityStudyonMotorized Valvesforthe Emergency Core Cooling,Heat Transport Isolation and Shutdown CoolingSystemsatGentilly-2 NuclearGeneratingStation[C]．17thAnnualCNSConference,FrederictonN.B.,1996.

[6]  安瑾,邓伟,等.应急堆芯冷却系统重水隔离阀定期试验周期风险指引型优化分析.核科学与工程，第34卷增刊，2015.5