卓钰钱，仇永萍，何建东
（上海核工程哥究设计院，上海200233）
摘要：核电厂火灾情景下的人员可靠性分析（HRA）是核电厂火灾概事安全评价（PSA）中的重要内容. 本文介绍了一种新的火灾HRA定量带选分析方法Scoping方法，并将其应用于某非能动核电厂火灾PSA建模中，将所得出的结果与运用NUREG/CR-6850筛选法得出的结果进行了比较，结果表明，Scoping方法一般具有更少的保守性，能合理地模化火灾情景下的人员失误，具有较好的工程应用价值，美键调：Scoping方法：火灾HRA;PSA：筛选分析
中图分类号：TL364.5 文章标志码：A
文章编号：0258-0918（2014)04-0537-04
Study on Scoping Method for Human Reliability Analysis of Fire PSA
ZHUO Yu-cheng QIU Yong-ping HE Jian-dong
(Shanghai Nuclesr Engineering Resarch &. Desigs Institate Shanghai 200233 China)
Abstract;Fire HRA is one important element of fire PSA. This paper presented a newscreening method of fire HRA which names *scoping method'. The scoping method ismore detailed than the method introduced in NURE/CR-6850 and it was applied to a firePSA modeling of one passive nuclear power plant. The results were pared with those using the NUREG/CR-6850 screening method and it was shown that the scopingmethod introduced in this paper is generally less conservative and is applicable forengineering projects.
Key words;scoping method; fire HRA; PSA; screening analysis
实践和经验表明，火灾一直是核电厂中一求中将火灾PSA作为识别电厂火灾风险的一项重要方式.而火灾HRA作为火灾PSA中
个潜在的风险因素.随着PSA技术在核电领域的广泛应用，火灾PSA也越来越受到重视，的一项重要组成部分，其技术也处于不断地发核电厂标准审查大纲（SRP)中的第9.5.1节展之中. 中对核电厂的火灾防护进行了单独要求，该要
1993年，美国电力研究院（EPRI）提出了
“FIVE"方法用于指导火灾PSA分析，然而该方法中并未对火灾HRA进行针对性的考惠；2005年，EPRI与美国核管会（NRC）又共网6850）来指导分析人员开展火灾PSA，该方 开发了核电广火灾PRA方法（NUREG/CR-法中对火灾HRA应包含的技术进行了说明，并给出了一个火灾HRA定量分析的筛选分析方法（本文简称为“初步筛选法”），但通过“初步 筛选法”得出的人员失误概率（HEP）偏于保守，把它直接作为火灾PSA模型定量化的最终输人可能会得到不合理的结果.若对火灾析方法，又需大量的人力、物力的投人. 情景下的人员失误事件均采用详细的定量化分
下的最低限制准则：
（1）规程.每个模化的动作都必须有相应的电厂规程指导，技能型动作除外.
（2）培训.操纵员应接受过所用的规程和所执行动作的相关培训.
（3）设备的可用性和可获取性.需确保在火灾情景下执行模化的预期动作时所需的设备和工具可用和可获取.
只有满足以上最低限制准则才能运用"scoping方法”，否则应对该动作的HEP取1或运用其他的HRA方法结合火灾的技术要素要求进行更加详细的评价.
1.2计算时间裕量
时间裕量是“Scoping方法”的一个重要输入.图1给出了各个时间窗口的相互关系，图中Tsw是指从事故发生到如果操纵员不采取措施则将发生失控的非预期状态的时间.T.是 指收到信号后操织员总的可用时间，T，是指事故发生的起始时间点，T是指从事故发生到收到指示信号的时间题时，T是指收到信号作的执行时间，本文定义的时间裕量计算公式 到执行动作之前的事故诊断时间，T.是指动如下：
本文在深人调研国际上最新的火灾HRA方法的基础上，结合参考文献[4]，介绍了一种新的更细化的火灾HRA定量筛选方法“Scoping方法”，并将其应用于某非能动核电 广的火灾PSA建模中，分析结果表明，“Scoping方法"在大大简化火灾HRA的基础上，相对于NUREG/CR-6850中的“初步筛选法”一般具有更少的保守性，具有较好的工程应 用价值.
1Scoping方法的步骤和流程
1.1Scoping方法的进入准则
式中，K-时间裕量.
分析方法，它只对有限的几个绩效形成因子 “Scoping方法”是一个简化的火灾HRA（PSF）进行评估.要用此方法，首先要满足以
公式中的相关时间窗口可通过热工水力计算、模拟机试验或操纵员访谈等方式获得.
图1用于计算时间格量的时间轴
Fig. 1 Timeline used to caleulate time margin
1.3评估动作执行的关键条件和绩效形成因 子(PSF)
1.3.1是否有相关规程适用于该火灾情景
指事故发生后主控室各个指示信号的时间和显示是否能很好地与电厂规程相匹配，如果不能，则认为该动作的HEP需设为1（或进行
确定时间裕量后，要进一步评估模化的火灾情景下的关键条件，以确定相关PSF.
一个更详细的评价）.
1.3.2确定动作执行的复杂度
为：是否包含多个复杂步骤、是否需多个班组成行点不可抵达，动作的HEP将直接取1.是否需要多个功能操作、执行地点是否较难抵达、所用的工其是否较难获得，如果以上任一回答为是，则考虑为高复杂度.
1.3.3确定动作信号的指示时间与火灾预期
持续时间的相互关系
动作信号的指示时间可通过热工水力信号和模拟机试验数据确定，对于确定的火灾类的评估表来判断执行动作时火灾是否还在持该方法的一系列流程图进行HEP的定位.具 型，可以通过参考文献[4]中对火灾的持续时间续.分析人员至少应该采用99%的火灾扑灭概率值来作为给定火灾类型下的火灾扑灭时间截断值，
如果火灾的着火点和类型未知，分析人员应采用“通用类火灾”类型，即对应的火灾扑灭概率时间截断值为70min，这意味着，如果指示信号预期会在火灾发生后的70min内出现，则认为指示信号发生时火灾还未被扑灭.另外，对于某 些更严重的火灾（如汽轮机火灾、变压器火灾、高能区火灾以及易燃气体引起的火灾），认为动作信号始终出现在火灾被扑灭之前.
1.3.4确定可用时间窗口
一个动作的可用时间窗口（T）被定义为动作执行信号出现后到必须执行相应动作之前的时间.该方法认为T很短的动作（T≤30min）将更容易受环境的影响，因此对T.小不同考虑.因此需确定T是否大于30min，
1.3.5确定动作执行区域的烟雾水平和其他
不利影响因素
机（SCBA），烟雾是否会浓密到严重影响可见 判断火灾是否会导致需要使用便携式呼吸度而使动作难以完成或使主控室（MCR）的可居留性无法维持而不得不从MCR撒离.
1.3.6确定动作地点是否可抵达
作，需要判断动作执行地点是否能够成功抵达. 对于MCR外动作和从主控室撤离的动后HFE，共模化了40个人员失误事件.可抵达性要考虑动作执行区城是否由于火灾而进行了对比，并同内部事件模型中未考虑火灾
被封锁、执行地点是否位于火灾区域或邻近区域、是否会受可能正在进行的灭火动作影响，如要判断动作复杂度的高低，主要参考依据果以上任一问题为肯定回答，则认为该动作执
员执行、是否需要到多个地点观察后才能完成、1.4确定所模化的人员失误事件的类别
运用Scoping方法还需确定人员失误事件（HFE)的类别，该方法把人员失误事件分为：MCR内动作、就地动作（控制室外动作）、备用停堆动作（从主控室撤离后在远距离停 堆控制室进行）以及仪表误指示所导致的人员失误.
1.5运用流程图进行筛选分析
在进行了以上各个步骤之后，将可以运用体为：先按参考文献[4]中的流程图5-2依节点顺序进行支路选择，为模化的HFE选择参考筛选流程图，确定具体流程图后，按流程图的 文献[4]的图5-3至图5-6当中适用的定量化指示进行支路选择，确定HEP的具体查询编号.
1.6运用HEP查询表进行定量化
献[4]中对应的查询表5-3至表S-6，依照之前 在确定HEP的查询编号后，进人参考文确定的时间裕量，对模化的HFE进行HEP取值.
2实例应用与结果比较
为分析“Scoping方法"的工程适用性和结果合理性，本文以某非能动核电厂为研究对象，用RiskSpectrum软件建立了功率运行火灾PSA模6850中的“初步筛选法”对相关HFE进行模化，并进行如下处理：
（1）除HRA分析外.模型的其他部分模化保持不变；
（2）对于模型中某些筛选分析后认为需要进行详细分析的HFEs，采用相同的详细定量化方法进行详细分析和取值：
（3）本次HRA方法比较分析仅针对事故
对两种方法模化的各个HFE定量化结果
影响的HFE结果进行比较.用RiskSpectrum软件建立火灾PSA模型并分别对两个模型进行了定量化计算，得出了各自的堆芯损伤频率(CDF).
2.1实例分析
事故情景：某非能动核电厂功率运行期间发生火灾，导致一个瞬态事故，随后自动停堆系统失效，造成未能停堆的预计瞬态（ATWS）发 生，在此情景下操纵员未能按照规程将化学和容积控制系统（CVS）切换到注硼模式，将该HFE事件记为CVN-MAN02.
2.1.1判断最低限制准则是否满足
判断1.1中的最低限制准则，认为电厂规程能够在该事故情景下指导操纵员进行操作，电厂的培训工作将会涉及该情景，该情景下设备的可用性和可获取性也能够满足条件，故该HFE能够运用Scoping方法进 行分析.
2.1.2评估动作执行的主要条件和相关PSF
（1）该事故情景下的动作执行地点：MCR；
法，可得可用时间T约为60min，事故诊断 （2）通过热工水力分析和操纵员访谈等方时间T约为10min，动作执行时间T约为3min，根据公式（1），可得时间裕量大于100%;
类型并不唯一，故采用“通用火灾类型”的时间 （3）导致该情最的可能火灾着火点和火灾截断值70min，由于T小于该截断值，故认为动作执行前火灾未被扑灭：
动作. （4）按照操作规程，该动作为低复杂度
2.1.3进行HEP取值
由以上信息查找参考文献[4]中的流程图5-3和HEP查询表5-3，可得该HFE的HEP为1.0E-02.
该火灾情景下的HFE对应的内部事件模型中的HFE的定量化结果为4.68E-03，按照NUREG/CR-6850中的“初步筛选法”，保守分析取CVN-MAN02的HEP为4.68E-02.
表1为运用“Scoping方法”和“初步筛选法"所得出的不同HEP值以及内部事件模型中对应HEP值的对比表格.
表1CVN-MAN02分析结果对比表格Table 1 Comparison of CVN-MAN02 analysis results
PRN-MAN014. 68E-03 1. 0E-024.68E-02 内部事件模型Scoping方法初步筛选法
本文共对40个HFE分别运用“Scoping果显示，对于大多数的HFE，定量化结果同表 方法”和“初步筛选法”进行了模化.定量化结1类似，即运用Scoping方法分析所得的HEP值介于内部事件分析结果和“初步筛选分析”结果之间.但也有个别HFE的 Scoping方法分 析结果要小于内部事件模型中的分析结果.
2.2两个模型的总CDF对比
本文对运用“Scoping方法”和“初步筛选法”模化的两个模型进行了总的火灾CDF定量化，定量化结果表明，来用“Scoping方法”分析 得到的电厂火灾CDF数值比采用“初步筛选法”分析得到的CDF数值低了20%以上.
3结果分析
对HFE的分析结果首先表明，运用Scoping方法进行具体的工程实例分析是可行的.
“Scoping方法”所得的结果比“初步筛选法”所得结果更低的原因是由于“初步筛选法”行简单的处理，并未单独分析各个火灾情景中 只是简单地对内部事件模型中的HFE取值进火灾对操纵员的具体影响，所得的结果可能比较保守，面“Scoping方法”考虑了火灾情景中多个PSF对人员失误的不同影响，能够更较为 现实合理地模化火灾情景，进行HEP取值.
对于少数HFE分析结果中“Scoping方法"所得的结果要小于内部事件模型中的HEP取值的情况，一方面可能是由于内部事件分析中相关人员失误事件的分析考虑比较保守，另一方面各个时间 窗口和其他参数的不确定性也可能对此产生影响.
对于火灾总CDF的定量化结果，采用"Scoping方法”模化的结果要低于采用“初步筛选法”模化的结果，这也是由于Scoping方法相对于“初 步筛选法”具有更小的保守性所致.面高达百分之二十多的CDF降幅则是由于人员可靠性分析对整个CDF的影响较大.
（下转第546页）
4结论
致谢
参考文献：
（上接第540页）
4结论
参考文献：
电厂一回路系统进行整体建模，分析冷却剂强迫 流动全部丧失事故下一回路主要参数的瞬态特性，并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对比，堆芯质量流量、核功率、一回路压力和平均通道热流密度等参数的分布规律相同，两种模型事故瞬志下的最小DNBR都能满足法规的 要求，研究表明本文建立的模型可以准确模拟AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故下的热工水力特性，同时也为开展AP1000核电厂其他事故分析和瞬态热工水力特性研究提供支持.
本文承蒙大型先进压水堆及高温气冷堆核电站国家科技重大专项《CAP1400安全审评技术及独立验证试验（编号：2011ZX06002-010） 和（CAP1400安全审评关键技术研究》（编号：2013ZX06002001）项目资助，特此感谢.
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在实际工程应用中，对于重要度比较高的HFE，可用其他详细的HRA定量化方法作进一步的模化和分析.
本文的分析结果表明，将“Scoping方法”用于工程实际分析是可行的，同时该方法在大大减少详细HRA定量分析工作量的基础上，能够较守性，能够较好地满足工程实际的分析要求. 为现实合理地模化火灾情景，具有相对较小的保
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