现象识别与排序方法的发展与创新
Development and Innovation of Phenomena Identification and Ranking Table Methodology
DOI: 10.12677/NST.2023.111001, PDF, HTML, XML,    科研立项经费支持
作者: 姚 垚, 邓程程, 杨 军*：华中科技大学能源与动力工程学院核工程与核技术系，湖北 武汉；陈 伟：中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室，四川 成都；宫厚军：国防科技工业核动力技术创新中心，四川 成都
关键词: 现象识别与排序表；CSAU；反应堆安全；事故分析；PIRT； CSAU； Reactor Safety； Accident Analysis
摘要: 现象识别与排序表(PIRT)是一种通过信息整理和专家判断，对核电站工况所涉及的现象按照其重要程度进行识别与排序的分析方法，该方法可让研究侧重于分析较重要的现象，提高安全分析效率。PIRT方法自创立以来不断得到完善与创新，本文基于对PIRT的调研学习，阐述了PIRT的发展历史和其指导意义。同时，针对文本表格形式的PIRT冗长、不够直观等问题，提出了一种以三维阵列图为表现形式的M-PIRT，可以实现可视化和直观查阅。之后，基于M-PIRT从不同角度对重要现象进行了分析，结合华龙一号尝试提出M-PIRT的示范性应用，提出了可能存在的挑战和发展方向。本研究可为今后自主化反应堆设计如华龙一号、国和一号、玲珑一号等PIRT的建立，以及PIRT方法的进一步改进创新提供一定参考。
Abstract: Phenomena Identification and Ranking Table (PIRT) technology is a decision-making methodology by collecting information and expert experience. It can determine the rank of each phenomenon involved in the nuclear power plant accident process according to its importance. PIRT can help researchers focus on more important phenomena to increase the efficiency of safety analysis. PIRT has been improved and innovated continuously since its establishment. Based on the investigation and study of PIRT, this paper expounds the development history of PIRT and its guiding significance. Meanwhile, this paper proposes a form of 3D array diagram called M-PIRT due to the problems of PIRT in the form of text table, such as lengthy and not intuitive, which can realize visualization and intuitive consultation. Afterwards, the important phenomena are analyzed from different angles based on M-PIRT, and possible challenges and development directions are proposed in the context of HPR1000’s attempt to propose a demonstration application of the M-PIRT. This research can provide references for the future design of facilities, the code verification, the establishment of PIRT for domestic reactors such as CAP1400, HPR1000 and ACP100, and the improvement and innovation of PIRT method.
文章引用：姚垚, 陈伟, 宫厚军, 邓程程, 杨军. 现象识别与排序方法的发展与创新[J]. 核科学与技术, 2023, 11(1): 1-13. https://doi.org/10.12677/NST.2023.111001

1. 引言

现象识别与排序表(Phenomena Identification and Ranking Table, PIRT)方法最初是为了支持最佳估算和不确定性(Best Estimate Plus Uncertainty, BEPU)方法应用于反应堆执照的申请 [1]。相比原来将大部分现象和部件都进行保守分析的方法，PIRT方法将某一电厂的某一事故工况，按照不同事故阶段(时域)和部件(空域)列出现象，并根据现象的重要程度划分为低、中、高或其他数值量化等级，侧重分析较重要的事件和现象，从而提高事故分析和程序验证的效率。

PIRT方法为反应堆数值仿真模型的开发和比例试验台架的建立提供了规范化、集中化现象选取的导则 [2]。如图1所示，PIRT与反应堆台架设计、程序模型验证之间密切相关。此外，从比例缩放的试验台架上获得的实验数据还可用于验证程序模型，进一步提高分析效率。逆流限制(Countercurrent Flow Limitation, CCFL)现象在许多堆型的事故中都属于较高等级，所以大部分分离效应试验台架在设计过程中会优先对CCFL现象进行比例模化 [3] 以确保实验数据的适用性；同时对CCFL现象的模拟也是程序中的关键模型之一，通过对比程序模拟结果与台架上的实验数据来进行程序验证，也是PIRT应用的范例之一，其分析流程如图2所示。

Figure 1. The application process of PIRT

图1. PIRT方法应用流程

Figure 2. Examples of important phenomenon analysis processes

图2. 重要现象分析流程举例

2. PIRT的发展历史

PIRT的发展历史如图3所示。1989年，美国核管会在程序缩放模拟、适用性和不确定性(Code Scaling, Applicability and Uncertainty, CSAU)方法中首次提出PIRT分析法 [4]。2007年，美国核管会发布了标准审查大纲(SRP)的15.0.2节，确认了PIRT方法的可行性。此后，PIRT方法不断的被应用和优化，逐渐被核工业界认可，成为核电厂安全验证过程的重要组成部分，在分析小破口失水(SBLOCA)、全厂断电(SBO)、主蒸汽管道破裂(MSLB)、弹棒等事故时发挥了显著作用 [5] - [11]。第四代核能国际论坛 [12] 把PIRT作为评估工具之一，确立了PIRT在安全分析中的重要地位。鉴于PIRT在程序开发、评估和应用过程中的重要作用，我国把高温气冷堆PIRT的开发作为其程序验证 [13] 的步骤之一。2020年，我国开始对第三代自主化反应堆 [14] 的PIRT展开研究，包括华龙一号和国和一号等。

尽管PIRT的作用已经得到验证，但目前PIRT的建立主要基于已有知识和专家经验，有一定的主观依赖性，可能难以形成统一标准。近年来，随着反应堆安全技术和最佳估算分析方法的发展，研究者围绕PIRT的形成及其表现形式，也进行了一定的创新。

Figure 3. Examples of important phenomenon analysis processes

图3. PIRT方法发展和应用过程

2010年，Luo H.等人提出量化PIRT (Quantitative Phenomena Identification and Ranking Table, QPIRT) [15]，将台架设计中的比例模化方法与PIRT相结合，通过对程序场方程的无量纲分析，得到无量纲π组，并利用最佳估算程序计算出π组的数值。无量纲数组的数值越大表示物理传输过程越快，对瞬态的影响越大，因此，可以通过数值排序进一步区分关键现象的重要程度，确定模型和参数的优先级，反映出程序模型和程序不确定性量化需要考虑的参数优先级。目前，QPIRT尚处于探索阶段，虽然与PIRT考虑物理过程优先级的角度不同，但QPIRT的建立过程中可通过无量纲π数值的大小反向验证PIRT中等级排序的准确性。同时，结合使用PIRT和QPIRT可以识别特定瞬态过程中的重要现象、模型或参数，提高程序不确定性和敏感性分析的可信度。

2012年，加州大学伯克利分校提出了现象识别与排序矩阵(Phenomena Identification and Ranking Matrix, PIRM) [16]，如图4所示，PIRM除拥有PIRT原本的功能外，还以二维矩阵的形式分析了各部件之间的相互影响，以等级的形式列出了影响程度大小。PIRM通过对物理现象的分析，得到所选部件之间的主导现象，从更多的角度来进行现象识别和等级排序。

基于PIRT在核电安全和发展中的重要作用以及已有的PIRT研究，PIRT目前主要以文本表格的形式呈现，存在冗长、不够直观、不便查阅等问题，因此提出一种新的PIRT呈现形式——多维PIRT (Multidimensional Phenomena Identification and Ranking Table, M-PIRT)，并选取6类轻水堆(表1)在典型事故工况下的PIRT局部内容，进行了示范性的应用。通过从不同角度进行分析，为后续量化、交互式、模型化的PIRT发展 [17] 提供思路。

Figure 4. Schematic of PIRM (Energy field for PB-FHR primary coolant circulation loop) [16]

图4. PIRM示意图(PB-FHR主冷却液回路能量场) [16]

Table 1. Selected typical LWRs

表1. 所选典型轻水堆

3. M-PIRT多维度分析

3.1. M-PIRT的概念

与传统的表格形式的PIRT不同，M-PIRT尝试以三维阵列图的形式呈现出现象及其重要性。如图5所示，其中每个点(微球)所在位置的三维坐标代表识别出的某部件在某阶段下出现的现象(称之为特征点)，而点的大小(直径)表示该现象的重要程度(等级)。

为方便查阅和对比，M-PIRT还可以通过旋转实现多维呈现(旋转前后分别为图5与图6)，使可视化表征更加直观。M-PIRT通过直观的三维点阵图展示部件、事故阶段和现象之间的关系，突破了PIRT表格的局限。针对传统PIRT存在的不足，表2从不同角度对比了QPIRT、PIRM及本文所提出的M-PIRT，进一步阐述M-PIRT的特点和优势。

Table 2. Comparison of PIRT innovation methods

表2. PIRT创新方法的比较

Figure 5. M-PIRT of APR1400 SBO

图5. APR1400 SBO下M-PIRT

Figure 6. M-PIRT of APR1400 SBO with rotation

图6. 旋转后APR1400 SBO下M-PIRT

3.2. 不同堆型上同类事故的M-PIRT

Figure 7. M-PIRT of INSS SBLOCA (Partial)

图7. INSS压水堆SBLOCA下M-PIRT (部分)

INSS压水堆M-PIRT如图7所示，SG下降段在发生蒸汽积累时，特有过渡段的水封会阻止冷却剂流动，因此从图中可以看出，在水封清除和蒸发阶段，存在更多的重要现象。冷却剂从破口不断流出，会直接影响堆芯的冷却效果，当达到安注压力的整定值时，安注箱(ACC)自动投入，直至与堆芯冷却剂蒸发达到平衡。此时，堆芯液位处于最低水平。ACC的投入会直接影响堆芯液位，导致堆芯及燃料棒在后三个阶段存在较多的重要现象。CAP1400的M-PIRT如图8所示，安全系统中分布的重要现象较多，因为事故下主要依靠特有的高中低压 [27] 非能动安注系统注入冷却剂，同时ADS的动作可以使系统压力维持在较低水平，保证非能动安注系统的正常注入。在IRIS中，采用EBT进行冷却剂补给，并利用SG和应急除热系统(EHRS)带走衰变热实现一回路降压 [28]。

Figure 8. M-PIRT of CAP1400 SBLOCA (partial)

图8. CAP1400在SBLOCA下的M-PIRT (部分)

从上面的分析可以看出，相同类型事故下，不同堆型关注的安全性能评估参数具有相似性，但由于各堆型的结构不同，PIRT中关注的重要现象存在差异，不同的压水堆在SBLOCA事故下存在不同的典型重要现象，如表3所示。

Table 3. The demonstration of PWRs main phenomena

表3. 压水堆SBLOCA下主要关注现象示例

3.3. 同一堆型上不同事故的M-PIRT

从图8可以看出，SBLOCA事故中主要由非能动安注系统CMT、ACC和IRWST补给冷却剂，由ADS控制系统压力保证正常安全注入，确保堆芯被冷却剂覆盖，这是因为SBLOCA主要关注的参数为堆芯水装量。图9显示了AP1000在SBO下的M-PIRT，堆芯中需要关注的重要现象仍较多。在SBO下，除了SG的换热，PRHR也参与自然循环带走衰变热，降低了系统压力，有效减少了稳压器的液位满溢损失，而CMT平衡管线的压降和初始温度会影响再循环注入流量，从而保证该事故下，自然循环状态中衰变热能顺利排出。

Figure 9. M-PIRT of AP1000 SBO

图9. AP1000在SBO下的M-PIRT

Table 4. The demonstration of AP series PWRs main phenomena

表4. AP系列压水堆在不同事故下主要关注现象示例

在MSLB下，SG一次侧和二次侧的换热主导了反应堆冷却系统(RCS)的冷却过程。另一个未出现破口的SG二次侧由于仍存在高温蒸汽，需CMT和PRHR进行自然循环换热去除衰变热。ADS开启降压后可以减小安全壳与RCS的压差，触发IRWST的注入冷凝。由于该事故的破口出现在二次侧，高温高压气体直接进入安全壳，因此安全壳内部对墙壁的传热和外部对环境的传热冷却会直接影响反应堆安全。

因此，CAP1400、AP1000和AP600具备类似的非能动安全特性，通过M-PIRT可以看出，在不同事故下，由于安全性能评估参数不同，关注的重要现象存在差异，如表4所示。

4. M-PIRT在华龙一号中的应用示范

我国自主化设计的华龙一号(HPR1000)压水堆融合了三代和二代核电技术，在保留能动专设安全系统的基础上，增设二次侧非能动余热排出系统(PRS)、非能动堆腔注水冷却系统(CIS)和非能动安全壳热量导出系统(PCS)等应对超设计基准事故。

华龙一号拥有与二代压水堆相似的过渡段结构，因此在进行小破口失水事故的阶段划分时，可参照INSS压水堆，设置水封清除阶段，并参考二代压水堆对环路水封形成及清除现象的等级进行识别和排序。当采用能动与非能动相结合的安全措施时，大破口失水事故的阶段可参考AP1000进行划分，将ACC在再灌水阶段的注入冷凝现象评为高等级。华龙一号与各种压水堆拥有相同之处，因此前文所分析的现象被核工业界格外关注。

Table 5. PIRT of HPR1000 SBLOCA (Only the part of fuel rods and core)

表5. HPR1000在SBLOCA下的PIRT (仅燃料棒和堆芯部分)

Figure 10. M-PIRT of HPR1000 SBLOCA (partial)

图10. HPR1000在SBLOCA下的M-PIRT (部分)

Figure 11. M-PIRT of HPR1000 SBLOCA with rotation (partial)

图11. 旋转后HPR1000在SBLOCA下的M-PIRT (部分)

华龙一号已初步确定的部分PIRT如表5所示，通过M-PIRT转换为三维可视化表征，如图10所示。同时，为方便查阅，可对M-PIRT进行旋转，如图11，可以发现，高等级现象主要集中在水封清除、蒸发和再淹没阶段，燃料棒和堆芯处需要关注的重要现象最多。基于此，M-PIRT的展示有助于读者更快的定位需要重点关注的部件、现象以及事故阶段，可以作为传统PIRT的有益补充。

同时，国和一号(CAP1400)作为我国自主化开发建造的先进压水堆，其PIRT的开发创新也是一项重要工作。由于AP1000、APR1400与CAP1400存在较多相似性，因此可以为CAP1400的M-PIRT建立提供重要参考。

5. 结论与展望

本文在PIRT的发展历史和指导意义的基础上，提出了呈现形式有所创新的M-PIRT，该方法使用了更直观的可视化表征和三维呈现功能，提高查阅速度的同时，能直观看出阶段、部件及现象相互关系和影响下等级的分布情况。针对轻水堆的三类典型事故(SBLOCA、SBO和MSLB) PIRT进行调研和总结，建立相应示范性的M-PIRT，分析了不同堆型及事故下重要现象存在的差异，并在华龙一号进行应用示范。未来的发展可能不限于PIRT本身，除形式的变化、更多维度的比较(如PIRM)、结合更具体的实验和计算数据(如QPIRT)等，也可能将PIRT的概念融入其他分析工具或流程，进一步实现交互式、智能化功能。例如在查阅M-PIRT时，会自动显示查阅点所对应的事故阶段、部件及现象，还可以包含关于该现象的相关分析。另外，结合目前人工智能和机器学习技术，可进一步完善PIRT的量化方法，减少PIRT在建立过程中的主观性。目前的PIRT仍着重于对安全分析有关现象的静态归纳，未来借助于人工智能技术，有望实现对有关现象的智能化动态管理，例如进行自动排序、实时监测、风险预警等，进一步将PIRT的应用从安全分析拓展至智能运维等领域。针对各种新堆型建立一个全面的、规范的、受认可的PIRT表，对于自主化程序的验证、试验台架的设计及反应堆安全分析具有重要的参考意义。

基金项目

中国核动力研究设计院项目(NESTOR-05-FW-GKZB-210452)。

NOTES

*通讯作者。

参考文献

[1] Wilson, G.E. and Boyack, B.E. (1998) The Role of the PIRT Process in Experiments, Code Development and Code Ap-plications Associated with Reactor Safety Analysis. Nuclear Engineering and Design, 186, 23-37.
https://doi.org/10.1016/S0029-5493(98)00216-7
[2] USNRC (2005) Regulatory Guide 1.203. U.S. Nuclear Reg-ulatory Commission.
[3] Deng, C., Zhang, X., Yang, Y. and Yang, J. (2019) Research on Scaling Design and Ap-plicability Evaluation of Integral Thermal-Hydraulic Test Facilities: A Review. Annals of Nuclear Energy, 131, 273-290.
https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.03.042
[4] 陈炳德. 安全评审程序用CSAU法[J]. 核动力工程, 1992,13(5): 22-26.
[5] Diamond, D.J. (2006) Experience Using Phenomena Identification and Ranking Technique (PIRT) for Nuclear Analysis. PHYSOR-2006 Topical Meeting, Vancouver, 10-14 September 2006, 3-10.
[6] Ortiz, M.G. and Ghan, L.S. (1992) Uncertainty Analysis of Minimum Vessel Liquid Inventory during a Small-Break LOCA in a BW Plant: An Application of the CSAU Methodology Using the RELAP5/MOD3 Computer Code. NUREG/CR-5818.
https://doi.org/10.2172/6771672
[7] Hanson, R.G., Wilson, G.E., Ortiz, M.G., et al. (1992) Development of a Phenomena Identification and Ranking Table (PIRT) for a Postulated Double-Ended Guillotine Break in a Production Reactor. Nuclear Engineering and Design, 136, 335-346.
https://doi.org/10.1016/0029-5493(92)90032-Q
[8] Aoki, T., Takagi, T., Komura, I., et al. (2014) Study of a Methodology of Identifying Important Research Problems by the PIRT Process. Nuclear Science and Technology, 51, 832-844.
https://doi.org/10.1080/00223131.2014.898596
[9] Boyack, B.E., Motta, A.T., Peddicord, K.L., et al. (2001) PIRTs for Rod Ejection Accidents in PWR Containing High Burnup Fuel. U.S. Nuclear Regulatory Commission Office of Nuclear Regulatory Research, Washington DC.
[10] Suehiro, S., Sugimoto, J., Hidaka, A., et al. (2015) De-velopment of the Source Term PIRT Based on Findings during Fukushima Daiichi NPPs Accident. Nuclear Engineering and Design, 286, 163-174.
https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2015.02.005
[11] Lin, H.-C., Zhang, S., Diamond, D., et al. (2019) Phenomena Identification and Ranking Table Study for Thermal Hydraulics for Advanced High Temperature Reactor. Annals of Nu-clear Energy, 124, 257-269.
https://doi.org/10.1016/j.anucene.2018.08.038
[12] 第四代核能技术国际论坛(GIF). 第四代核能技术国际论坛(GIF)发布综合安全评估方法(ISAM) [Z]. 2014.
[13] 陈福冰, 陈志鹏, 郑艳华, 等. 现象识别与分级表在高温气冷堆程序验证中的应用[J]. 原子能科学技术, 2015, 49(S1): 415-419.
[14] Yang, Y., Deng, C. and Yang, J. (2021) Best Estimate plus Uncertainty Analysis of a Small-Break LOCA on an Advanced Generation-III Pressurized Water Re-actor. International Journal of Energy Research, 45, 11916-11929.
https://doi.org/10.1002/er.5920
[15] Luo, H. (2012) Quantified PIRT and Uncertainty Quantification for Computer Code Validation. Oregon State University, Corvallis.
[16] Scarlat, R.O. (2012) Design of Complex Systems to Achieve Passive Safety: Natural Circulation Cooling of Liquid Salt Pebble Bed Reactors. University of California, Berke-ley.
[17] Yao, Y., Peng, C., Deng, C. and Yang, J. (2022) The Development and Application of Visualized Phenomena Identification and Ranking Table Methodology. Proceedings of the NURETH-19, Brussels, 6-11 March 2022, 1-10.
[18] Griffiths, M.J., Schlegel, J.P., Hibiki, T., et al. (2014) Phenomena Identification and Ranking Table for Thermal-Hydraulic Phenomena during a Small-Break LOCA with Loss of High Pressure Injection. Progress in Nuclear Energy, 73, 51-63.
https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2014.01.008
[19] Kinoshita, I., Yamada, M., Torige, T., et al. (2013) Develop-ment of the PIRT for the Small-Break Loss-of-Coolant Accident with High Pressure Injection Failure. Proceedings of the ASME International Mechanical Engineering Congress and Exposition (IMECE2013), San Diego, 15-21 November 2013, 1-10.
https://doi.org/10.1115/IMECE2013-63682
[20] Larson, T.K., Moody, F.J., Wilson, G.E., et al. (2007) Iris Small Break Loca Phenomena Identification and Ranking Table (PIRT). Nuclear Engineering and Design, 237, 618-626.
https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2006.09.028
[21] Westinghouse, IRIS Small Break LOCA Phenomena Identi-fication and Ranking Table (PIRT). WCAP-16318-NP, 2004.
[22] 刘宇生, 许超, 安婕铷, 等. 非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序研究[J]. 核安全, 2018, 17(1): 58-65.
[23] Corletti, M.M. (2001) AP1000 PIRT and Scaling Assessment. Westinghouse Electric Company LLC, Washington DC.
[24] Kang, K.-H., Bae, B.-U., Kim, J.-R., et al. (2015) Development of a Phenomena Identification Ranking Table for Simulating a Station Blackout Transient of a Pres-surized Water Reactor with a Thermal-Hydraulic Integral Effect Test Facility. Annals of Nuclear Energy, 75, 72-78.
https://doi.org/10.1016/j.anucene.2014.07.050
[25] 邓程程, 常华健. 非能动比例试验台架的最佳估算事故分析及不确定性研究[D]: [博士学位论文]. 北京: 清华大学, 2014.
[26] Wilson, G.E., Fletcher, C.D., Davis, C.B., et al. (1997) PIRTs for Westinghouse AP600 SBLOCA, MSLB and SGTR Scenarios, NUREG/CR = 6541. Idaho National Engineering and Environmental Laboratory, Washington DC.
[27] Zheng, M., Yan, J., Shentu, J., et al. (2016) The General Design and Technology Innovations of CAP1400. Engineering, 2, 206-217.
https://doi.org/10.1016/J.ENG.2016.01.018
[28] 叶潜. 小型堆小破口失水事故最佳估算及不确定性分析[D]: [硕士学位论文]. 武汉: 华中科技大学, 2019.