中国核电厂始发事件数据报告(CNEA2025)

—1—前言始发事件数据是核电厂安全分析工作的重要基础，其适当性将直接影响相关工作的质量。随着国内核电规模不断扩大，运行机组数量不断增加，已具备开展我国核电厂特定始发事件数据采集分析的基础，中国核能行业协会核动力厂事故风险管理委员会组织开展国内核电厂始发事件数据采集及处理工作，并编制中国核电厂始发事件数据本文件基于国家核安全局监管信息平台中核电厂上报的运行事件，统计了截至2024年底国内57台运行核电机组累计605.62堆年的运行经验数据，经过分析和数据处理，形成了《中国核电厂始发事研究表明，我国核电厂始发事件频率与国际通用数据结果总体相当。由于国内核电厂运行稳定，大多数数据略优于国际通用数据，特别是丧失厂外电始发事件发生频率比国际通用数据更低，客观反映了本文件可供国内各有关单位在开展确定论安全分析、概率安全分析以及可靠性分析相关工作中参考使用。 报告。件数据报告》。国内大电网的稳定性。中国核能行业协会2025年5月 —2—目录1.始发事件频率.....................................................................32.数据来源...........................................................................73.运行事件报告筛选与审查....................................................94.数据处理原则...................................................................105.使用说明..........................................................................10附件1：始发事件定义与分析...............................................12附件2：与NUREG/CR-6928通用数据对比分析........................22附件3：编制说明................................................................23 1.始发事件频率表1给出了适用于压水堆的始发事件分类以及我国压水堆核电厂始发事件频率，包括始发事件发生次数、发生频率及其不确定性分布。丧失厂外电始发事件频率按照功率工况和停堆工况分别给出，其他始发事件频率为功率工况下的分析结果。 —3— —5—注：1根据2019~2024年国内核电厂机组能力因子统计情况，本文件取总堆年的90%作为临界堆年。国内所有压水堆核电机组自商运以来共561.08堆年。2表中数据来源：“B”表示用美国NUREG/CR-6928数据和电厂统计数据经贝叶斯处理后的后验数据，“D”表示根据电厂统计数据使用Jeffreys无信息先验分布贝叶斯方法计算得到的数据，“M”表示美国NUREG/CR-6928数据。其中，NUREG/CR-6928为2021年11月发布的INL/EXT-21-65055，“Industry-AveragePerformanceforComponentsandInitiatingEventsatU.S.CommercialNuclearPowerPlants:2020Update”。3由于外电网可靠性与机组类型无关，因此，本文件统计了国内所有核电机组商运以来605.62堆年发生的丧失厂外电事件。 —6—4NUREG/CR-6928中未给出压力容器破裂始发事件频率，国内M310堆型参考法国数据取1.0E-07/堆年，VVER、AP1000、CAP1400、EPR、HTR-PM、华龙一号等堆型参考URD及EUR取1.0E-08/堆年。结合国内实践及行业共识，本文件推荐采用1.0E-08/堆年。 2.数据来源本文件中始发事件的数据来源为国家核安全局监管信息平台中核电厂上报的运行事件，对我国运行核电机组商运至2024年底共计57台机组605.62堆年（见表2）的历史数据进行了统计。其中包括54台压水堆、2台重水堆和1台高温气冷堆核电机组，共计1217条统计数据。序号核电厂秦山核电厂秦山第二核电厂秦山第三核电厂大亚湾核电厂10岭澳核电厂11121314田湾核电厂15161718 —7—表2中国核电厂运行时间机组号类型首次装料时间商运日期运行堆年1号压水堆1991/07/301994/04/0130.771号压水堆2001/10/092002/04/1522.732号压水堆2004/01/282004/05/0320.683号压水堆2010/05/282010/10/0514.254号压水堆2011/10/202011/12/3013.011号重水堆2002/07/172002/12/3122.022号重水堆2003/03/132003/07/2421.451号压水堆1993/05/241994/02/0130.932号压水堆1993/11/221994/05/0630.681号压水堆2001/12/032002/05/2822.612号压水堆2002/06/212003/01/0821.993号压水堆2010/04/202010/09/1514.304号压水堆2010/12/302011/08/0713.411号压水堆2005/10/172007/05/1717.642号压水堆2007/03/152007/08/1617.393号压水堆2017/08/182018/02/156.884号压水堆2018/08/232018/12/226.035号压水堆2020/07/072020/09/084.32 3.运行事件报告筛选与审查本文件对统计到的1217条运行事件报告进行了筛选和审查。筛选准则参考NUREG/CR-6928的做法，具体包括：1)临界状态下机组自动紧急停堆或者操纵员手动紧急停堆的事件；2)次临界状态下可能影响反应堆余热导出的风险重要事件；3)选取机组稳定运行后的数据。表3给出国内运行核电厂发生的各类始发事件的统计，始发事件定义及分类见附件1。表3我国核电厂统计到的始发事件（截至2024年12月）始发事件极小LOCA通用瞬态 —9—统计次数功率工况停堆工况11/154154/ 4.数据处理原则本文件中始发事件数据的处理原则如下：1)当样本数大于等于5次时，采用Jeffreys贝叶斯估计；2)当样本数小于5次时，采用NUREG/CR-6928中的相应数据作为先验开展贝叶斯估计；3)对于未统计到的始发事件，直接采用NUREG/CR-6928中的数据。5.使用说明本文件中所有始发事件频率的单位均为1/临界年，在PSA开发过程中，需要折算为日历年。对于一体化反应堆等特殊设计，本文件给出的LOCA类始发事件频率可能并不完全适用，可开展特定分析。对于丧失支持系统、界面LOCA等始发事件，由于各种堆型的设计差异较大，可使用本文件的通用数据，也可采用故障树进行特定计算。 —10— 无信息先验分布开展 —11—本文件未区分安全壳外主蒸汽管道破口位置，如需对安全壳外主蒸汽管道隔离阀上游破口和下游破口单独分析，可根据管道长度估计其始发事件发生频率。 附件1：始发事件定义与分析始发事件是干扰电厂稳态运行并可导致出现不希望的电厂状态的事件。始发事件要求电厂缓解系统及人员做出响应，一旦响应失败则可能导致不希望的后果（如堆芯损坏）。本附件参考NUREG/CR-5750等给出各始发事件的定义，以及表1中始发事件频率的分析和数据处理过程。1.高能管道破口始发事件1.1给水管道破裂定义：给水或者凝结水管道发生当量直径不小于25.4mm（1英寸）的破裂，汽轮机工质流体处于或者高于大气饱和压力。例如，由裂缝、裂纹、焊接失效等引起的管道破裂。分析和数据处理：我国压水堆核电厂在505临界年内未统计到主给水管道破裂始发事件，本文件直接采用NUREG/CR-6928中的相应数据。1.2安全壳内主蒸汽管道破裂定义：位于安全壳内的主蒸汽管道发生当量直径不小于25.4mm（1英寸）的破裂，汽轮机工质流体处于或者高于大气饱和压力。例如，由裂缝、裂纹、焊接失效等引起的管道破裂。分析和数据处理：我国压水堆核电厂在505临界年内未统计到安全壳内主蒸汽管道破裂始发事件，本文件直接采用NUREG/CR-6928中的相应数据。1.3安全壳外主蒸汽管道破裂 —12— —13—定义：位于安全壳外的主蒸汽管道发生当量直径不小于25.4mm（1英寸）的破裂，汽轮机工质流体处于或者高于大气饱和压力。例如，爆破片动作，以及由裂缝、裂纹、焊接失效等引起的管道破裂。分析和数据处理：我国压水堆核电厂在505临界年内未统计到安全壳外主蒸汽管道破裂始发事件，本文件直接采用NUREG/CR-6928中的相应数据。2.蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）始发事件定义：1根或者多根蒸汽发生器传热管破裂可导致一回路冷却剂进入蒸汽发生器二次侧，泄漏量超过378.5L/min（100gpm）。注意：SGTR可以是始发事件，例如高周疲劳或松动部件，也可以由其他始发事件导致，后一种情形不计入该始发事件频率。分析和数据处理：我国压水堆核电厂在505临界年内未统计到SGTR始发事件，本文件直接采用NUREG/CR-6928中的相应数据。3.冷却剂丧失（LOCA）始发事件3.1大LOCA定义：一回路系统压力边界发生破口，破口当量直径大于92.4mm（6英寸）。根据NUREG-1150，大LOCA定义为很快卸压到低压安注自动注入并提供足够流量的破口。分析和数据处理：我国压水堆核电厂在505临界年内未统计到大LOCA始发事件，结合国内实践，本文件直接采用NUREG/CR-6928中的相应数据。 3.2中LOCA定义：一回路系统压力边界发生破口，破口当量直径介于30.8~92.4mm（2~6英寸）之间。根据NUREG-1150报告，中LOCA定义为无法很快卸压使得低压安注系统自动注入并提供足够流量的破口。但高注入流量的系统5.68~18.9m3/min（1500到5000gpm）足以补偿。分析和数据处理：我国压水堆核电厂在505临界年内未统计到中LOCA始发事件，本文件直接采用NUREG/CR-6928中的相应数据。3.3小LOCA定义：一回路系统压力边界发生破口，破口当量直径介于17.7~30.8mm（0.5~2英寸）之间。根据NUREG-1150，小LOCA定义为：无法很快卸压使得低压安注系统自动注入并提供足够流量的破口。但低注入流量的系统0.379~5.68m3/min（100到1500gpm）足以补偿。分析和数据处理：我国压水堆核电厂在505临界年内未统计到小LOCA始发事件，本文件直接采用NUREG/CR-6928中的相应数据。3.4极小LOCA定义：一回路系统由于管道破裂或者设备失效导致一回路冷却剂丧失，泄漏量介于37.85~378.5L/min（10~100gpm）。该泄漏能够由化学和容积控制系统补偿，不需要安注系统等专设安全设施响应。例如，一回路主泵轴封失效、阀门套筒失效、蒸汽发生器传热管泄漏、仪表管线接头失效。 —14— —15—注意：蒸汽发生器传热管破裂与泄漏的差异，泄漏量大于378.5L/min的归入SGTR；一回路冷却剂泄漏量小于37.85L/min（10gpm）的小泄漏，可导致操纵员手动紧急停堆，归入通用瞬态。分析和数据处理：我国压水堆核电厂在505临界年内统计到1次极小LOCA。以NUREG/CR-6928中的数据作为先验，进行贝叶斯估计，结果如下：5%中值均值95%αßEFNUREG/CR-69281.13E-061.31E-042.87E-041.10E-030.51.74E+038.4本文件7.84E-055.27E-046.68E-041.74E-031.52.25E+034