技术领域
[0001] 本
发明属于核电厂技术规格书优化技术领域，具体涉及核电厂技术规格书优化的风险指引型分析方法。
背景技术
[0002] 技术规格书是核电厂最重要的运行依据文件之一，它规定了核
电机组在运营期间保证核安全的最基本要求。传统的技术规格书是建立在确定论方法和工程判断的
基础之上的，数十年来核电站运行经验表明，这套方法对保障核安全是行之有效的。但随着技术的发展、运行经验的积累和市场竞争的需要，传统的技术规范也暴露出了一些问题，管理上过于保守，束缚了核电厂运行灵活性，限制了核电的市场竞争
力。
[0003] 随着概率论安全评价方法得到迅速发展，而且被国内外核安全管理者所接受、认可，并鼓励核电厂开展相关的应用。基于此，逐步形成了结合确定论和概率论两种方法为一体的综合性的核电厂安全评价分析方法——风险指引型
安全分析方法，而且为核电厂运行技术规格书的优化提供一种可能。
发明内容
[0004] 本发明要解决的
现有技术的技术规格书管理上过于保守，束缚核电厂运行灵活性，限制核电的市场竞争力的技术问题，并解决技术规格书的优化方法较局限，不能较全面地评价电厂整体风险的技术问题。本发明提供一种核电厂技术规格书优化的风险指引型分析方法，以实现更加全面地识别电厂的配置风险，能够解决核电厂生产实际问题，及关于某些规定的不足、分歧和困惑，为技术规格书的优化提供新的途径和思路，以增强核电厂安全管理的效果。
[0005] 本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：
[0006] 核电厂技术规格书优化的风险指引型分析方法，其特征在于：包括以下步骤：
[0007] S1、确定优化目标：根据核电厂实际情况确定优化目标；
[0008] S2、工程分析：对优化目标进行工程分析，定性安全分析和定量安全分析，具体内容如下，
[0009] S21、定性安全分析：对S1步骤制定的优化目标进行法规要求的符合性、
纵深防御的遵守以及安全裕量的遵守进行评价分析；
[0010] S22、定量安全分析：定量安全分析即为概率安全评价，概率安全评价通过优化对核电厂安全的影响分析、优化对核电厂PSA模型影响分析和PSA模型定量化评价核电厂技术规格书优化风险；定量评价采用三层次的分析方法进行开展；同时，概率安全评价的结果也可以为确定优化目标提供PSA风险见解；
[0011] S3、风险指引型决策原则判断：根据步骤S21和步骤S22结果判断核电厂技术规格书优化整体是否满足风险指引型决策原则，如果满足风险指引型决策原则则可进入步骤S4；如果不满足则进行优化内容调整，重新进行评价，若优化内容无法调整，则取消优化；
[0012] S4、制定性能监督策略：对因需要对技术规格书进行优化而受影响的设备进行长期监督，并制定相应的监督大纲，同时确保监督大纲能完成优化相关设备的性能检测和信息反馈，并及时采取相应的纠正措施，以使监督大纲能正确督导相应设备的正常运行，至此，本发明核电厂技术规格书优化的风险指引型分析方法施行完成。
[0013] 此外，步骤S21中的对纵深防御的遵守评价主要包括以下因素：
[0015] b、防止
安全壳失效和缓解后果之间实现合理的平衡；
[0016] c、是否避免了过分依赖规程行动作为与执照基准优化的相关补充措施；
[0017] d、系统
冗余度、独立性和多样性与系统预期失效
频率；
[0018] e、系统受到威胁的后果是否与不确定性相对应；
[0019] f、是否采取了应对潜在的共因失效措施；
[0020] g、对引入新共因失效的可能途径进行了评估；
[0021] h、是否没有降低屏障之间的独立性；
[0022] i、是否采取了防止人员失误的措施，以及是否维护了电厂设计准则的宗旨。
[0023] 进一步地，步骤S1中的优化目标包括核电厂技术规格书中某些难理解或有歧义条款、外部经验反馈和新技术观点。
[0024] 进一步地，步骤S3中所述风险指引型决策原则包括满足现有法规要求、满足纵深防御要求、满足安全裕量要求、满足风险准则要求和采用性能监督策略要求。
[0025] 进一步地，在步骤S22中，所述三层次包括以下三个层次：
[0026] 层次一、分析PSA模型的能力和见解：根据PSA模型的ICDP、ILERP、以及ΔCDF和ΔLERF数值评价优化是否可以被接受；
[0027] 层次二、避免风险显著的电厂配置：基于PSA模型进行设备重要度分析，选取RAW重要度较高的设备，RAW重要度较高的设备与优化相关的设备同时不可用时，即为高风险配置，针对识别出的高风险配置，通过工程分析、与运行人员访谈等方式，确定降低风险的补偿措施，确保当与优化相关的特定电厂设备退出运行时，不会产生风险显著的电厂其它设备停役配置；
[0028] 层次三、风险指引的配置风险管理：编制一个大纲以确保停役设备的风险影响在进行任何维修活动前得到适当评估，该大纲应能够在电厂正常运行期间及时地揭示风险显著的电厂设备停役配置。
[0029] 进一步地，对于年平均风险评价，如果所计算的ΔCDF小于1.0E-06/堆年，且ΔLERF小于1.0E-07/堆年，则不管是否计算了总的CDF，这一优化都将会被认为是可接受的；
[0030] 对于单个优化，如果ICDP小于1.0E-06，并且ILERP小于1.0E-07，则认为该优化的风险增量是可接受的。
[0031] 进一步地，所述层次二中关于识别出的高风险配置补偿措施包括：
[0032] a)开始计划维修活动前，核对冗余列的可用性；
[0033] b)限制对冗余或多样性系统同时试验和维修；
[0034] c)改进试验和维修规程，以减少与试验、维修相关的错误；
[0035] d)改进运行规程和操纵员培训，以减少人误的影响；
[0036] e)改进系统设计以降低系统的整体不可用度和电厂风险。
[0037] 实施本发明提供的，可以达到以下有益效果：
[0038] 本发明形成了系统的风险指引型技术规范优化流程方法，使技术规格书优化的流程更加完善和清晰化；
[0039] 本发明充分利用了PSA风险见解，应用于技术规格书条款优化的选取和优化风险评价；
[0040] 本发明使用RAW重要度并结合电厂的实际生产管理来识别潜在的高风险配置；
[0041] 本发明弥补了国内现有技术规格书基于确定论分析的不足，融入了PSA分析更加系统地全面评价现有的技术规格书，为系统性梳理技术规范完整性提供了思路和实践。
[0042] 本发明建立了一套风险评价体系以及性能
跟踪策略以确保优化满足法规要求、风险变化可接受。
附图说明
[0043] 图1为本发明涉及的核电厂技术规格书优化的风险指引型分析方法的整体
流程图；
具体实施方式
[0044] 为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。显然，所描述的
实施例仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。
[0045] 核电厂技术规格书优化的风险指引型分析方法，如图1所示，包括以下步骤：
[0046] S1、确定优化目标：根据核电厂实际情况确定优化目标；技术规格书条款优化，主要来源于核电厂生产过程中的遇到的实际问题，如关于某些条款的不同理解，或关于某些条款困惑，或外部经验反馈，或新技术观点等。优化条款是综合核电厂运行经验反馈、工程分析、PSA见解来最终确定的。
[0047] S2、工程分析：对优化目标进行工程分析，定性安全分析(S21)和定量安全分析(S22)；
[0048] S21、定性安全分析：对S1步骤制定的优化目标进行法规要求的符合性、纵深防御的遵守以及安全裕量的遵守进行评价分析；
[0049] 优化对法规要求符合性：主要从我国《核安全法》、核安全管理导则、政策
声明等相关内容进行识别，确保优化不违背法规要求；
[0050] 对纵深防御的遵守评价主要包括以下因素：
[0051] a、是否在防止堆芯损坏；
[0052] b、防止安全壳失效和缓解后果之间实现合理的平衡；
[0053] c、是否避免了过分依赖规程行动作为与执照基准优化的相关补充措施；
[0054] d、系统冗余度、独立性和多样性与系统预期失效频率；
[0055] e、系统受到威胁的后果是否与不确定性相对应；
[0056] f、是否采取了应对潜在的共因失效措施；
[0057] g、对引入新共因失效的可能途径进行了评估；
[0058] h、是否没有降低屏障之间的独立性；
[0059] i、是否采取了防止人员失误的措施，以及是否维护了电厂设计准则的宗旨。
[0060] 优化对安全裕量的遵守，可以从两方面进行论述：
[0061] 1、满足法规、导则、标准的要求；
[0062] 2、执照基准(如FSAR支持性分析)的安全分析可接受准则是满足的，或修订后在考虑了分析优化和数据不确定性后仍有足够的裕量。
[0063] S22、定量安全分析：定量安全分析即是概率安全评价，概率安全评价通过优化对核电厂安全的影响分析、优化对核电厂PSA模型的影响分析和PSA模型定量化评价核电厂技术规格书优化风险；定量评价采用三层次的分析方法进行开展；同时，概率安全评价的结果也可以为确定优化目标提供PSA风险见解；
[0064] 步骤S22包括以下具体内容：
[0065] (1)定性评价
[0066] 即优化对电厂安全的影响，技术规格书优化将允许某部件/系统增加不可用的时间，这会对电厂的安全和运行产生影响。本技术要素即是对拟优化内容对电厂安全影响进行分析，通过考虑对始发事件和缓解系统的影响来确定。
[0067] (2)优化对电厂PSA模型的影响
[0068] 本步骤要求审查PSA模型以确定所有可能受技术规范优化影响的参数，如部件的不可用度。此外，还需要确认PSA模型是否正确模化了要开展优化的系统在电厂运行和事件缓解上的功能，如确认是否考虑了所有可能的系统失效模式，部件故障率是否合理，确认试验和维修不可用度是否采用了电厂特定值，确认对始发事件前的人员失误事件是否做了恰当的处理等。
[0069] 结合以上分析，
修改完善PSA模型和相关参数，修改后的模型就成为基准模型，通过定量化可以给出新的基准值。以保证技术规范优化的影响能得到恰当的评价。这包括对以下内容进行修改：事件树(电厂响应)模型、故障树(系统不可用)模型、部件可靠性参数、试验和维修不可用度等。
[0070] (3)三层次分析：定量评价采用三层次的分析方法评估技术规范优化的风险，并给出风险见解，具体如下：
[0071] 层次一：PSA的能力和见解
[0072] 第一层次是评估技术规范优化对电厂风险的影响，它是以堆芯损坏频率CDF(Core Damage Frequency，堆芯损坏频率)的变化量(ΔCDF)、堆芯损坏概率增量(ICDP)、以及(适用时)大量早期释放频率LERF(Large EarlyRelease Frequency，大量早期释放频率)的变化量(ΔLERF)和大量早期释放概率增量(ILERP)的方式来表示的。风险分析要满足相关准则，其中ΔCDF、ΔLERF满足区域为：ΔCDF小于1.0E-06/堆年且ΔLERF小于1.0E-07/堆年(或ΔCDF在1.0E-06～1.0E-05/堆年且ΔLERF小于1.0E-07～1.0E-06/堆年且有附加措施)；而ICDP(Incremental Core Damage Probability，堆芯损坏概率增量)、ILERP(Incremental Large Early Release Probability，早期大量释放概率增量)可接受准则为：ICDP小于1.0E-06且ILERP小于1.0E-07。
[0073] 基于前面几个步骤提供的信息，电厂需要修改PSA模型(如有必要)并确定优化对风险量的影响。这还包括计算新的试验和维修时间。此外，截断限值的设定应保证在系统不可用度模型中的试验和维修基本事件出现在结果中。
[0074] 对于年平均风险评价，如果所计算的ΔCDF小于1.0E-06/堆年，且ΔLERF小于1.0E-07/堆年，则不管是否计算了总的CDF，这一优化都将会被认为是可接受的。
[0075] 对于单个优化，如果ICDP小于1.0E-06且ILERP小于1.0E-07，则认为该优化的风险增量是可接受的。
[0076] 层次二：避免风险显著风险的电厂配置
[0077] 第二层次要求确保当与技术规范优化相关的特定电厂设备退出运行时，不会产生风险显著的电厂其它设备停役配置。采用如下的分析方法来识别高风险配置：在优化涉及的设备停役的条件下，根据其他设备对电厂风险的贡献进行识别。具体来讲，对修改后的模型进行设备重要度分析，选取RAW(Risk Achievement Worth，风险增进值)重要度较高的设备，这些设备与优化相关的设备同时不可用时，即为高风险配置。高风险配置的判断准则，以第一层分析中的ICDP、ILERP的可接受准则为依据。
[0078] 针对识别出的高风险配置，通过工程分析、与运行人员访谈等方式，确定降低风险的补偿措施。补偿措施一般有以下但不限于以下五个方面。
[0079] a)开始计划维修活动前，核对冗余列的可用性；
[0080] b)限制对冗余或多样性系统同时试验和维修；
[0081] c)改进试验和维修规程，以减少与试验、维修相关的错误；
[0082] d)改进运行规程和操纵员培训，以减少人误的影响；
[0083] e)改进系统设计以降低系统的整体不可用度和电厂风险。
[0084] 层次三：风险指引的配置风险管理
[0085] 第三层次需要编制一个大纲以确保停役设备的风险影响在进行任何维修活动前得到适当评估，该大纲应能够在电厂正常运行期间及时地揭示风险显著的电厂设备停役配置。配置风险管理的作用，是确保电厂在进行要让设备退出服务的维修活动之前以及在此期间，具有评价预期电厂配置对安全总体影响的能力，这就需要电厂具备能够实时评价电厂配置风险的工具，以及使用此工具进行配置风险管理的相应程序。
[0086] S3、判断优化是否满足风险指引型决策原则：根据步骤S21和步骤S22结果判断核电厂技术规格书优化整体是否满足风险指引型决策原则，满足风险指引型决策原则则可进入步骤S4，若不满足则取消优化，所述风险指引型决策原则包括满足现有法规要求、满足纵深防御要求、满足安全裕量要求、满足风险准则要求和采用性能监督策略要求。
[0087] S4、制定性能监督策略：技术规格书优化需要对受影响的设备进行长期监督，并制定相应的监督大纲，以真实的评价优化对设备可靠性的影响。应在电厂现有的设备管理程序基础上，增加相应的内容，以对优化影响的设备进行监督并分析优化的影响。监督大纲应能及时完成优化相关设备的性能监测和信息反馈，并能及时的采取相应的纠正措施。在电厂的安全受影响之前发现设备性能降级并加以纠正，同时评估监测到的设备性能降级对整个电厂的潜在影响。
[0088] 下面对实施过程相关技术点进行了具体说明：
[0089] 1)、在确定优化目标方面综合核电厂运行经验反馈和PSA见解，技术规格书优化过程中确定优化目标时，对各个优化方案、现有管理方案，进行初步风险评价，通过相关指标、如CDF、风险指引型AOT(Allowed Outage Time,后撤时间)直观比较其风险差异，结合风险见解和电厂运行经验反馈，支持优化方案选取，并作为条款优化的依据。
[0090] 2)、在定性安全分析方面，详细分析法规要求和纵深防御原则、安全裕量原则要求分析优化内容与现有法规、导则和标准的符合性。主要比较《核安全法》、核电厂相关管理导则、相关标准要求等，如HAF102(《核动力厂设计安全规定》)、HAF103《( 核动力厂运行安全规定》)、HAD102/17《( 核动力厂安全评价与验证》)、HAD103/01(《核动力厂运行限值和条件及运行规程》)、HAD103/06(《核动力厂营运单位的组织和安全运行管理》)等。
[0091] 3)、在定量安全分析方面，对优化内容进行定量评价，满足风险可接受准则[0092] 对于具体优化的条款，从两个方面评价其是否满足风险可接受准则，即是年平均风险变化(ΔCDF、ΔLERF)满足NNSA-0147风险可接受准则要求，和单次风险变化(ICDP、ILERP)满足NNSA-0148风险可接受准则要求等。具体地，对于具体优化内容，可以进行定性评价来确定其是否满足风险可接受准则。同时，在评价过程中要尽可能地评价全面，如内部事件、内部火灾、内部
水淹等，如无全面的模型，可进行定性分析说明。
[0093] 4)、在风险分析方面，对优化相关高风险配置进行识别分析
[0094] 由高风险配置的判断准则及RAW(风险增进值)重要度的定义，得到不同的配置时间下，RAW重要度的限值：(RAW×CDF1－CDF0)×ΔT﹤ICDP限值。针对优化内容，计算得到RAW值范围。对照重要度分析结果，结合核电厂运行经验安排筛选是否存在人为导致的高风险配置。
[0095] 上面结合附图对本发明的实施例进行了描述，但是本发明并不局限于上述的具体实施方式，上述的具体实施方式仅仅是示意性的，而不是限制性的，本领域的普通技术人员在本发明的启示下，在不脱离本发明宗旨和
权利要求所保护的范围情况下，还可做出很多形式，这些均属于本发明的保护之内。
