AP1000非能動余熱排出系統(tǒng)共因失效研究

周藍宇，齊實，周濤

（1.南華大學核科學技術學院，湖南衡陽 421001；2.華北電力大學核科學與工程學院，北京 102206）

AP1000非能動余熱排出系統(tǒng)共因失效研究

周藍宇1，齊實2，周濤2

（1.南華大學核科學技術學院，湖南衡陽 421001；2.華北電力大學核科學與工程學院，北京 102206）

采用多希臘字母（MGL）模型，借助Risk Spectrum軟件對AP1000非能動余熱排出系統(tǒng)（PRHRS）進行共因失效影響分析。針對是否考慮共因失效（CCF）分別進行計算，得出不考慮CCF時PRHRS的失效概率為9.559×10-6，而考慮CCF時PRHRS的失效概率為2.008×10-4。對比可知，PRHRS的失效模式在是否考慮CCF時是不同的，且考慮CCF時PRHRS的失效概率比不考慮CCF時大2個數(shù)量級。PRHRS失效不考慮CCF時，熱交換器泄漏和安全殼內置換料水箱（IRWST）水箱失效對整個PRHRS影響最大；考慮CCF后，氣動閥CCF成為PRHRS失效的主要影響因素。

多希臘字母（MGL）模型；非能動余熱排出系統(tǒng)（PRHRS）；共因失效（CCF）；熱交換器；安全殼內換料水箱（IRWST）；氣動閥

0 引言

AP1000非能動余熱排出系統(tǒng)（PRHRS）屬于核電站專設安全設施，其主要功能是在非大破口事故下，當反應堆的正常排熱路徑失效時導出堆芯衰變熱，它的可靠性對核電站的安全運行具有重大意義。共因失效CCF（common cause failure）是指在一個系統(tǒng)中由于某種共同原因而引起2個或2個以上單元同時失效，CCF是冗余系統(tǒng)失效的主要根源，已引起廣泛重視。Xin-yangWu［1］等提出了拓展型面向對象Petri網(wǎng)（EOOPN）模型分析分階段任務系統(tǒng)（PMS）的CCF。Muhammad Zubair［2］等進一步研究α模型評估CCF。Zhou Tao［3］等采用模糊概率安全分析方法（PSA）對PRHRS進行研究。王寶生等［4］采用編制程序的方法，研究了全場斷電條件下PRHRS的行為。劉強［5］采用神經(jīng)網(wǎng)絡的方法分析了PRHRS功能的可靠性。DaeⅡKang［6］等采用PSA的方法研究反應堆給水泵的CCF。尹慧琳［7］等對核電廠安全儀控4取2冗余系統(tǒng)進行CCF分析。賀理［8］等研究了CCF對平均失效概率計算結果的影響。仇永萍［9］對30萬千瓦核電廠高壓安注系統(tǒng)CCF進行了分析。然而，國內外研究PRHRS CCF的較少，但是PRHRS CCF對核電廠安全有著重大的影響，因此，研究PRHRSCCF對核電站安全有著重大意義。

1 研究對象及方法

1.1 研究對象

PRHRS的主要作用是在喪失交流電源、喪失正常給水和蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂時緊急排出堆芯余熱，PRHRS［10］構成如圖1所示。

圖1 PRHRS構成

由圖1可知，布置在安全殼內置換料水箱（IRWST）中的PRHRS熱交換器的位置高于反應堆，熱交換器上封頭的入口管路與反應堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）#1環(huán)路的主管道熱段相連，下封頭的出口管路與#2蒸汽發(fā)生器下封頭的冷腔室相連接。入口管路上裝有1個常開的電動閥，出口管路上裝的是并聯(lián)的2個多重常關氣動閥。反應堆正常運行時PRHRS熱交換器中充滿反應堆冷卻劑，壓力相同于RCS的運行壓力，其溫度與IRWST中的低溫水一致。一旦需要PRHRS投入，只需要開啟PRHRS熱交換器出口2個并聯(lián)氣動隔離閥中的任意一個，同時關閉2個串聯(lián)的安全殼凝水回流槽疏水氣動隔離閥中的任意一個即可。PRHRS熱交換器和反應堆之間的布置位差和冷卻劑的溫度差產(chǎn)生熱驅動壓頭，形成反應堆冷卻劑的自然循環(huán)。

1.2 計算方法

1.2.1 多希臘字母模型

多希臘字母（MGL）模型［11］是由一批單元級失效率參數(shù)組成的，包括對單元失效有貢獻的獨立和共因作用的影響，是β參數(shù)模型近代推廣的許多模型中最通用的一個，本文采用該模型分析CCF。

MGL模型的參數(shù)數(shù)目與系統(tǒng)的規(guī)模大小有關，系統(tǒng)的規(guī)模越大，參數(shù)數(shù)目也就越多。對于由m個相同單元組成的系統(tǒng)，假定部件都是相同的，系統(tǒng)啟動并運行時間t，則有2m+1個模型參數(shù)。其中m個參數(shù)屬于啟動失效率，另外m個參數(shù)屬于運行失效率，還有1個參數(shù)為運行時間t。由m個相似的冗余或備用單元組成的系統(tǒng)，MGL模型參數(shù)的一般表達式為

式中：λj為j個相同單元同時失效的概率；β，χ，δ均為單元失效的條件概率。

1.2.2 Risk Spectrum軟件

Risk Spectrum軟件對CCF進行定量分析，該程序是世界上應用比較廣泛的PSA計算分析軟件。RiskSpectrum分析軟件采用RSMCS（Minimal Cut Sets）算法，它是一個自上而下的“下行法”運算法則。

1.3 成功準則及計算條件

1.3.1 故障樹的成功準則

PRHR熱交換器［7］出口2個并聯(lián)氣動閥任意一個開啟，同時，2個串聯(lián)的安全殼凝水回流槽疏水閥任意一個關閉。

1.3.2 基本假設

（1）IRWST內有水位報警，以警示操縱員IRWST低水位，有助于防止PRHR熱交換器裸露。

（2）PRHR入口管線電動隔離閥（PXS-V101）是常開的，并接收1個開啟確認信號。在工程中，這種功能的電動閥通常斷電或者上鎖而不會出現(xiàn)誤關。

（3）氣動閥PXS-V108A和PXS-108B在喪失控制或喪失空氣時失效打開。

（4）氣動閥PXS-V130A和PXS-130B在喪失控制或喪失空氣時失效關閉。

1.3.3 失效模式與影響

當處于事故運行狀態(tài)下，PRHRS接收到保護和安全監(jiān)測系統(tǒng)（PMS）或多樣性觸發(fā)系統(tǒng)（DAS）發(fā)出蒸汽發(fā)生器處于低水位信號時，PRHR系統(tǒng)啟動。設備失效模式與影響見表1，根據(jù)表1可以得到系統(tǒng)故障模式，可針對故障模式建立故障樹。

表1 失效模式與影響

2 計算結果及分析

2.1 不考慮CCF的故障樹

計算涉及的失效概率數(shù)據(jù)采用美國核管會（NRC）統(tǒng)計數(shù)據(jù)和通用數(shù)據(jù)，不考慮CCF的故障樹如圖2所示。

由圖2可知，不考慮CCF時，PRHRS主要由IRWST破裂、非能動余熱排出熱交換器泄漏、并聯(lián)氣動閥V108A／B失效、串聯(lián)氣動閥V130A／B失效等基本事件組成。

圖2 不考慮CCF的故障樹

PRHRS失效的頂事件發(fā)生概率為9.559× 10-6，最小割集見表2。

表2 不考慮CCF時最小割集

由表2數(shù)據(jù)中可以看出，在不考慮CCF時，PRHRS熱交換器泄漏和IRWST失效對整個PRHRS影響最大。

2.2 考慮CCF故障樹

考慮氣動閥V108A／B之間存在CCF，采用MGL模型對AP1000反應堆PRHRS進行分析，故障樹如圖3所示。

由圖3可知，根據(jù)式（1）～（4）求出CCF概率，考慮并聯(lián)氣動閥V108A／B CCF，串聯(lián)氣動閥V130A／B CCF?？紤]CCF時，頂事件發(fā)生概率為2.008×10-4，最小割集見表3。

圖3 考慮CCF的故障樹

表3 考慮CCF時最小割集

3 結論

由表3中數(shù)據(jù)可以看出，采用MGL模型計算CCF時，氣動閥V130A／B CCF和氣動閥V108A／B CCF對整個PRHRS影響最大。

2.3 對比分析

比較表2和表3可知：在考慮反應堆CCF時，整個核電廠的失效概率比不考慮CCF高2個數(shù)量級，可見冗余部件CCF對系統(tǒng)總體失效的貢獻比單獨只考慮部件獨立失效對系統(tǒng)總體失效的貢獻要大得多：不考慮CCF時，PRHRS失效概率為9.559×10-6，其中熱交換器泄漏和IRWST水箱失效對整個PRHRS影響最大；考慮CCF時，PRHRS失效概率為2.008× 10-4，其中氣動閥V130A／B CCF和氣動閥V108A／B CCF對整個PRHRS影響最大。這是因為，核電廠中具有冗余性的設備在相同的工作條件下由相同的控制機構控制，甚至由相同的廠家生產(chǎn)，設備出現(xiàn)故障有很大概率導致其冗余設備失效。為此，在核電廠安全評價中，要充分重視核電廠部件的CCF。

（1）不考慮CCF時，PRHRS失效概率為9.559× 10-6，其中熱交換器泄漏和IRWST水箱失效對整個PRHRS影響最大。

（2）考慮CCF時，PRHRS失效概率為2.008× 10-4，其中氣動閥V130A／B CCF和氣動閥V108A／B CCF對整個PRHRS影響最大。

（3）考慮CCF PRHRS的失效概率比不考慮CCF大2個數(shù)量級，CCF是導致PRHRS失效的重要因素。

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原子能科學技術，2013，47（9）：1514-1521.

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（本文責編：白銀雷）

TM 623

A

1674-1951（2016）12-0018-03

周藍宇（1995—），女，山東滕州人，本科在讀，從事核科學與核技術方面的研究（E-mail：zly9582＠163.com）。

2016-08-31；

2016-11-29

中央高?；究蒲袠I(yè)務專項資金項目（2016NH014XJXZ）

齊實（1994—），男，吉林長春人，碩士在讀，從事核反應堆熱工水力方面的研究（E-mail：qishi666666＠126.com）。

周濤（1965—），男，山東滕州人，教授，博士生導師，博士，從事核熱工安全研究工作（E-mail：zhoutao＠ncepu.edu.cn）。