韩国研究团队用概率分析评估核电站管道破裂风险

韩国首尔国立科技大学(Seoul National University of Science and Technology)研究人员近日提出一种基于概率断裂力学的敏感性分析方法，用于评估核电站主冷却剂管道系统的破裂频率。该方法可分析不确定性和建模假设对预测结果的影响，帮助工程人员区分极低概率事件与相对更可能发生的失效场景。

在核电站中，主冷却剂管道系统承担维持反应堆正常运行条件下结构完整性的重要功能。管道一旦破裂，可能引发冷却剂丧失事故，因此长期被纳入核电站安全设计和评估的重点范围。传统设计中，最大主管道发生双端断裂通常被视为关键设计基准事故，但此类大破口事故发生概率极低。通过评估不同破裂情景的频率，工程人员可以更准确地判断实际风险，并优化安全资源配置。

此前，行业主要采用确定性“泄漏先于破裂”(LBB)方法以及基于运行经验的统计方法评估管道破裂频率。但这些方法难以充分反映劣化机制，也难以量化单个参数对结果的影响。

为弥补上述不足，首尔国立科技大学机械系统工程学院许南洙(Nam-Su Huh)教授团队采用概率断裂力学方法，对韩国核电站管道系统的断裂行为开展研究。许南洙表示，概率断裂力学可在考虑材料行为随机性、随时间推移的退化、载荷条件以及检测有效性等因素的基础上，估算管道破裂频率。相关研究成果已于2026年7月1日在线发表，并将刊登于2026年11月1日出版的《工程失效分析》(Engineering Failure Analysis)第197卷B部分。

研究团队使用极低破裂概率(xLPR)程序开展评估，并选取韩国一座核电站中两个通过LBB认证的管道系统作为对象，分别为SC管道和缓冲喷嘴。研究人员首先建立包含固定参数的基准工况，作为敏感性分析参考，并模拟核电站80年运行期，将应力腐蚀开裂(SCC)设定为唯一劣化机制。

在此基础上，团队进一步分析了焊接残余应力(WRS)、裂纹扩展速率(CGR)、焊缝堆焊(WOL)修复以及检测性能等因素对预测破裂频率的影响。结果显示，不同参数对破裂频率的影响存在明显差异。其中，焊接残余应力是影响最大的参数;采用第95百分位WRS曲线时，SC管道的预测破裂频率较基准工况显著降低。裂纹扩展速率同样对结果具有重要影响。

研究还显示，在所有分析情形下，缓冲喷嘴均未发生破裂;焊缝堆焊修复分析中，两类管道系统也均未出现破裂。定期检查可使预测破裂频率降低数个数量级，显示出检测措施在风险控制中的重要作用。

许南洙表示，概率框架有助于工程人员识别决定预测失效行为的关键因素，为核电站设计和安全评估提供更可靠的技术基础。从长期看，该研究可支持基于风险的方法，用于在役老旧核电站和新建核电站的安全维护与管理。