Study on Risk-informed SSC Safety Classification of High Temperature Gas-cooled Reactor
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摘要: 风险指引安全分级是以概率安全分析（PSA）为基础，对传统的确定论安全分级进行优化，从而改善核电厂安全分级的管理要求，以进一步提升核电厂的安全性和经济性。本文在风险指引安全分级的基础上，提出了高温气冷堆的安全分级流程，并以蒸汽发生器（SG）事故排放系统为例进行了风险指引安全分级的实例研究。结果表明，安全级的SG电磁排放阀可划分为安全相关但低风险重要等级，说明该系统的安全分级还有优化的空间，可为后续核电厂的构筑物、系统和部件（SSC）安全分级工作提供参考。
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关键词:
- 风险指引 /
- 高温气冷堆 /
- 概率安全分析（PSA） /
- 构筑物、系统和部件（SSC）
Abstract: Risk-informed safety classification is based on probabilistic safety analysis (PSA), which optimizes the traditional deterministic safety classification, thus improving the management requirements of safety classification of nuclear power plants and further enhancing the safety and economy of nuclear power plants. Based on the concept of risk-informed, this paper puts forward the safety classification process of high temperature gas-cooled reactor, and takes the accident discharge system of steam generator (SG) as an example to carry out the risk-informed safety classification study. The results show that the safety SG electromagnetic discharge valve can be classified as safety-related but with low-risk, which means that there is still room for optimization of the safety classification of the system, and can provide reference for the safety classification of structures, systems and components (SSC) in nuclear power plants in the future. -
图 2 RC50释放类频率验收准则
fRC50—RC50释放类的年发生频率；ΔfRC50—RC50释放类的年发生频率的变化量
Figure 2. Acceptance Criteria of RC50
图 3 SG事故排放系统流程图
JET001~JET004—电磁排放阀；JETB001—排放罐；JET101、JET102、JET105—废气排放阀
Figure 3. Flowchart of SG Accident Discharge System
表 1 风险指引设备安全分级
Table 1. Risk-informed Safety Classification
类别 安全相关 非安全相关 HSS RISC-1：安全相关且高风险重要，处理要求不可降低 RISC-2：非安全相关但高风险重要，需加强相关要求 LSS RISC-3：安全相关但低风险重要，可减免或降低不必要的处理要求 RISC-4：非安全相关且低风险重要，处理要求维持原水平 RISC-1~RISC-4—风险指引安全分级 
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表 2 重要度判断准则
Table 2. Criteria of Importance Measures
判断准则 准则内容 1 QFV > 0.005 2 QRAW1 > 2.0 3 QRAW2 > 20.0 QFV—与设备相关的所有基本事件（包括共因失效基本事件）的FV重要度之和；QRAW1—与设备相关的基本事件中最大的RAW重要度；QRAW2—与设备相关的共因失效基本事件中最大的RAW重要度
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表 3 纵深防御判断矩阵表
Table 3. Defense-In-Depth Matrix
工况类型 故障模式示例 ≥3个不同列或
2个冗余系统1列+1个
冗余系统2个
不同列1个冗余的自动系统 正常运行 反应堆停堆 预计运行
事件丧失厂外电；
丧失正常给水流量；
丧失一回路冷却剂流量；
一回路主氦风机误加速；
氦气冷端温度下降过大LSS HSS 稀有事故 SG中1根传热管双端断裂；
给水管道小破口；
放射性废液贮存罐泄漏极限事故 主蒸汽管道破裂；
给水管道大破口
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表 4 敏感性分析
Table 4. Sensitivity Analysis
敏感性分析 数值 人员失误 所有人员失误基本事件值增加到其95%分位值 所有人员失误基本事件值降低到其5%分位值 共因失效 所有共因失效基本事件值增加到其95%分位值 所有共因失效基本事件值降低到其5%分位值 维修不可用 所有维修不可用度设为0
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表 5 故障模式及影响分析表
Table 5. Failure Mode and Effects Analysis
设备 位置 状态 失效模式 影响 共因 JET001 第１列
排放管道常闭 拒开、
运行失效降低SG事故排放系统冗余性 4台电磁排放阀共因 JET002 第２列
排放管道常闭 拒开、
运行失效JET003 第１列
排放管道常闭 拒开、
运行失效JET004 第２列
排放管道常闭 拒开、
运行失效
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表 6 重要度计算结果
Table 6. Calculation Results for Importance Measures
设备 QFV QRAW1 QRAW2 JET001~JET004 2.31×10−4 1.02 3.52
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表 7 敏感性分析结果
Table 7. Results of Sensitivity Analysis
调整值 QFV QRAW1 QRAW2 95%人员失误值 2.32×10−4 1.02 3.52 5%人员失误值 2.31×10−4 1.02 3.52 95%运行共因失效 2.35×10−4 1.02 3.52 5%运行共因失效 2.30×10−4 1.02 3.52 95%拒开运行失效 7.12×10−4 1.03 3.52 5%拒开运行失效 3.35×10−4 1.02 3.52 维修不可用为0 6.83×10−4 1.06 8.47
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表 8 累积敏感性分析结果
Table 8. Results of Cumulative Sensitivity Analysis
设备 失效模式 原不可用度 fRC50 ΔfRC50 JET001~JET004 拒开 9.97×10−4 2.267×10−8 4×10−11 运行失效 3.86×10−7 2.267×10−8 3.8×10−11
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