Research and Application of Significance Determination for Safety-Related Feedback Information Based on Analytic Hierarchy Process in Nuclear Power Plants
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摘要: 核动力厂经验反馈工作对于提升核动力厂的安全水平和运行水平意义重大。我国核行业监管机构以及各营运单位均已建立了不同层级的经验反馈体系并且运转良好，收集了大量经验反馈信息。但经验反馈信息如何进行重要性评价，如何选择更具价值的信息进行深入反馈，目前已有的方法都有其局限性。本文给出了一种基于层次分析法（AHP）的经验反馈信息重要性评价方法，确定了5项主因素和7项子因素，能够对安全相关经验反馈信息进行全面和客观地评价，最终给出定量的反馈价值评分，以识别重要的经验反馈信息，为提升我国核动力厂的经验反馈工作提供帮助。
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关键词:
- 核动力厂 /
- 经验反馈 /
- 层次分析法（AHP）
Abstract: The operating experience feedback can significantly improve the safety level and operation level of nuclear power plants. China’s nuclear industry regulatory agencies and various operating units have established different levels of experience feedback systems that are operating well, collecting large amounts of experience feedback information. However, it is hard to evaluate the importance of these information and chose more valuable information for in-depth feedback because of the shortage of existing methods. The paper developed and practiced an experience feedback importance evaluation method based on the hierarchical analysis process (AHP), which identified five experience feedback main elements and seven sub-elements to conduct a comprehensive and objective evaluation of information. Ultimately, quantitative feedback value scores are provided to identify important experience feedback information and to improve the nuclear power plant experience feedback work of China. -
图 1 经验反馈信息重要性层次结构图
Figure 1. Hierarchy Diagram of Significance of Experience Feedback Information
表 1 平均随机一致性指标
Table 1. Average Random Consistency Index
n 3 4 5 6 7 8 9 10 $\text{R.I}$ 0.58 0.89 1.12 1.26 1.36 1.41 1.46 1.49 
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表 2 相对重要性标度表
Table 2. Scale of Relative Significance
标度 相对重要性表述 1 A和B同样重要 3 A相较于B略微重要 5 A相较于B更重要 7 A相较于B明显重要 9 A相较于B极其重要 当B比A更重要时，则为以上数值的倒数
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表 3 主因素判断矩阵
Table 3. Relative Significance Matrix of Elements
因素 A1 A2 A3 A4 A5 A1 1 3 2 9 7 A2 1/3 1 1/2 3 2 A3 1/2 2 1 5 3 A4 1/9 1/3 1/5 1 1/2 A5 1/7 1/2 1/3 2 1
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表 4 主因素的归一化权重
Table 4. Normalized Weight of Elements
因素 A1 A2 A3 A4 A5 权重 0.477 0.146 0.250 0.048 0.079
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表 5 安全重要度评分表
Table 5. EV of Safety Significance
分级 定义 EV 高 （1）涉及的SSC若完全失效，导致的ΔCDF >10−5 （堆·a）−1 /ΔLERF ≥10−6 （堆·a）−1；
（2）或者所涉及SSC的设备安全等级为安全一级1.0 中 （1）涉及的SSC若完全失效，导致的ΔCDF ≥10−6 （堆·a）−1/ΔLERF ≥10−7 （堆·a）−1；
（2）或者所涉及SSC的设备安全等级为安全二、三级0.2 低 （1）涉及的SSC若完全失效，导致的ΔCDF ≥10−7 （堆·a）−1/ΔLERF ≥10−8 （堆·a）−1；
（2）或者所涉及SSC的设备安全等级为安全相关级0.1 极低 （1）涉及的SSC若完全失效，导致的ΔCDF <10−7 （堆·a）−1/ΔLERF <10−8 （堆·a）−1；
（2）或者所涉及SSC的设备安全等级为非安全级0 ΔCDF——堆芯损坏频率增量；ΔLERF—早期大量放射性释放频率增量
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表 6 缺陷程度评分表
Table 6. EV of Degradation
分级 定义 EV 高 完全失效，SSC失去其设计能力 1.0 中 部分失效，SSC的设计能力不能满足（例如多列系统丧失冗余列） 0.5 低 轻微失效，SSC的设计能力仍能满足 0.1 极低 未造成任何失效 0
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表 7 重发程度评分表
Table 7. EV of Re-Occurrence
分级 定义 EV 高 10 a内发生10次以上 1 中 10 a内发生5~10次 0.5 低 10 a内发生次数≤5次 0.2 极低 10 a内无重发 0
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表 8 时效性评分表
Table 8. EV of Timeliness
分级 定义 EV 高 应当立即进行反馈，否则缺陷可能迅速发生或者失去纠正窗口 1.0 中 应当在1个换料周期内反馈，否则缺陷可能在其期间发生或者失去纠正窗口 0.5 低 应当在多个换料周期内反馈，否则缺陷可能在其期间发生或者失去纠正窗口 0.2 极低 缺陷不可能在短期内发生，有充分的窗口进行纠正 0
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表 9 易发性评分表
Table 9. EV of Error Propensity
分级 定义 EV 高 缺陷所涉及对象非常复杂、困难或者缺乏相关应用经验，设备可靠性非常低，则极有可能发生 1.0 中 缺陷所涉及对象存在一定的复杂性和困难，相关应用经验不充分，设备可靠性低，则缺陷中等概率发生 0.5 低 缺陷所涉及对象较简单，相关应用经验丰富，或者设备可靠性高，则缺陷发生概率较低 0.2 极低 缺陷极不可能发生，例如行业内已经就缺陷采取了针对性预防或优化 0
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表 10 2021年10起核动力厂运行异常经验反馈信息的价值分
Table 10. EFV of 10 Operating Abnormal Events in 2021
运行异常名称 重要性 重发性 适用性 时效性 易发性 EFV 核辐射监测系统仪表4KRT019MA触发报警并联锁启动主控室空调系统碘过滤回路 0.55 1.00 0.65 0.5 0.5 0.635 手动停堆控制回路异常导致控制棒供电电源断开触发反应堆自动停堆 0.55 0.84 0.55 0.2 1 0.610 T2LHQ001试验时主控操纵员误操作导致应急柴油机H2LHP001AP意外启动并带载 0.55 0.74 0.74 0.2 0.2 0.581 B列低压安注泵的加卸载延时继电器故障不可用时间超过运行技术规范要求后撤期限 0.55 0.58 0.55 0.2 0.2 0.510 控制室进风空气γ剂量率监测仪表故障联锁启动主控室空调系统应急过滤管路 0.1 1.00 0.75 0.5 1 0.483 质量位坏点导致2#反应堆“MR核功率高≥1.5%”保护动作 0.55 0.84 0.19 0.5 0.2 0.473 5IRM021MA仪表故障闪发二级报警联锁启动主控室空调系统应急过滤管路 0.1 0.74 0.52 1 1 0.414 6 kV正常供电母线第3段备用进线开关合闸回路闭锁电磁铁故障导致电源瞬切试验时应急母线
第3段失电触发应急柴油机启动0.05 0.74 0.55 0.2 1 0.357 一回路热段温度计1RCP028MT未能在要求时间内完全修复 0.05 0.68 0.65 0.2 0.2 0.311 运行人员误开阀门引起一回路压力下降快导致1#反应堆保护动作 0.1 1.00 0.19 0.2 0.2 0.267
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表 11 国外事件
Table 11. International Events
事件名称 重要性 重发性 适用性 时效性 易发性 EFV 三哩岛事故 1 0.74 0.54 0.2 0.2 0.745 切尔诺贝利事故 1 0.54 0.27 0.2 1 0.712 福岛事故 1 0.44 0.25 0.2 1 0.692 美国Diablo Canyon核电厂应急柴油发电机未分析过的工况事件 0.55 0.64 0.54 0.2 1 0.581 韩国核电厂零部件供应商伪造认证文件 0.35 0.54 0.52 1 1 0.504 美国核电厂控制棒异常磨损事件 0.15 0.64 0.41 0.5 1 0.370
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