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中國實驗快堆380 V應急交流電力系統的可靠性分析

2010-04-26 08:45:40楊麗芳楊紅義胡文軍
核科學與工程 2010年4期
關鍵詞:故障分析系統

楊麗芳,楊紅義,胡文軍

(中國原子能科學研究院,北京 102413)

中國實驗快堆應急電力系統的功能是保證中國試驗快堆在正常運行工況、預計運行事件(包括廠外電源全部喪失)和事故工況期間及事故工況后,向安全系統和其他安全導則規定的安全重要物項供應電力,使它們能夠足夠可靠地執行其安全功能。

因此,應急電力系統的可靠性是保證其執行既定功能的重要特性。本文旨在應用故障樹方法對CEFR的380 V應急交流電力系統進行可靠性分析。在定性和定量分析的基礎上獲得該系統的可靠性指標,并通過分析指出對該系統進行改進的方向和對安全運行的建議。

1 系統描述[1-2]

應急電力系統包含有產生和變換電力,以及將電力分配到需要電力的安全系統和安全重要物項所必需的系統和設備。

380 V應急交流電力系統設計分為互為冗余的2個通道,2條母線(W 1A、W 2A)分別從不同的高壓(10 kV)母線經相互獨立的變壓器T1A、T2A取得電力,事故工況下又有各自獨立的備用電源(柴油發電機組),2個通道之間沒有任何電氣連接,實現了功能隔離。應急交流電力系統的主要負荷都分別接在2段母線上也保證了它們供電的可靠性。

本系統設計的每一通道均有一套柴油發電機組,柴油發電機組用于在應急電力系統失去優先電源后,向安全系統的負載以及其他指定的非安全物項提供電源,保證安全級或安全相關的設備執行其功能,因此應急柴油發電機組及其輔助系統的可靠性對于快堆的正常運行和安全停堆有著至關重要的作用。

本系統的2個通道中,每個通道包含1臺變壓器、1套柴油發電機組和1組配電柜。本系統的配電裝置設備主要是GCS低壓抽出式配電柜,并按其系統設計成H 11-Ⅰ和H 11-Ⅱ配電裝置,每列配電裝置由多臺配電柜組成,每臺配電柜組成堅固的整體。H 11-Ⅰ列配電裝置由03子項的10 kV中壓配電系統的H 02A段的107AH號配電柜經過1 250 kVA三相干式變壓器T1A供電;H 11-Ⅱ列配電裝置由03子項的10 kV中壓配電系統的H 02B段的208AH號配電柜經過1 250 kVA三相干式變壓器T2A供電。

本系統所有用電設備(包括電源進線)均通過安裝在配電柜上的一次控制和保護設備及測量儀表實現配電間控制、保護、測量的功能。W 1A、W 2A兩段母線進線斷路器除能在配電柜上實現保護、測量、狀態顯示、操作和報警的功能外,在主控室和遠程計算機上也能對其進行監測和報警。

2 系統運行工況[3-5]

在正常運行工況下10 kV母線經過變壓器給應急交流電力系統的盤柜供電。在應急工況下通過柴油發電機組G1S、G2S給應急交流電力系統的盤柜供電。在電源從10 kV母線經過獨立的變壓器轉換到柴油發電機組時,使一部分負載卸載和重新加載。

在應急電源380 V母線W 1A、W 2A上檢測欠電壓時,觸發柴油發電機組啟動。柴油發電機組啟動并處于準備好狀態:頻率和電壓達到額定值,系統從優先電源到備用電源的切換開始正常運行。當柴油發電機組啟動故障,或者沒有處于準備好狀態,欠電壓時間小于7 s,優先電源供電的進線柜斷路器保持閉合狀態;一旦恢復了優先電源,就馬上中斷柴油發電機組的啟動。

優先電源供電進線柜的斷路器和柴油發電機組進線柜斷路器之間的轉換,既可以用位于配電柜上的控制開關,也可以用位于主控室控制屏上的控制開關手動觸發啟動。

3 系統邏輯模型[6]

3.1 系統邊界

380 V應急交流電力系統母線 W1A、W 2A上游邊界:外電網(第一優先電源良鄉變電站、第二優先電源中國原子能科學研究院西變電站)、應急柴油發電機組;系統下游邊界:10 kV中壓配電系統的H 02A段的107AH號配電柜和H 02B段的208AH號配電柜、計算機監控系統、主控室的報警信號以及用電設備。

3.2 系統基本準則與假設

380 V應急交流電力系統作為支持系統,每一條母線向各自通道的負荷供電。任務時間為24 h。以下的說明及假設專門針對380 V應急交流電力系統故障樹模型的建立。

系統分析中不考慮電纜系統(包括電纜通道、托架等)等部件的失效。

系統分析不考慮電壓互感器、電流互感器本身的失效。

假設負荷及負荷開關失效,對整個系統的運行沒有影響,只對該負荷支路有影響,因此負荷及負荷開關的失效放在負荷所屬系統中進行分析。

假設系統的初始狀態為正常運行工況,各路負荷由正常電源供電。分析中偏保守不考慮運行人員手動投入備用電源和恢復正常電源。

3.3 分析簡介

在對CEFR 380 V應急交流電力系統深入掌握的基礎上,運用經典的故障樹分析方法[7]對其進行可靠性評價。本次分析將故障樹分為兩大部分W 1A母線失效和W 2A母線失效,建樹的模型相同(圖1);其中子故障樹柴油發電機失效是難點,分為6組:啟動系統(廠房的控制盤、主控制室控制盤、輔助控制點)、排風系統、排煙系統、冷卻系統、燃油系統和油罐供油系統(出現在柴油發電機帶載超過8 h)。其中燃油系統、冷卻系統及油罐供油系統較復雜,除機械部件外,還涉及電氣設備,是本次建立故障樹模型的難點。

燃油系統分為過濾系統、油路系統和供油系統;分為3個子模塊,分別予以建模。

冷卻系統分為水冷部分和氣冷部分,其中水冷部分涉及補水電磁閥和排水電磁閥等電子設備,按照其參與的不同功能分為不同的模塊。

油罐供油系統是最復雜的部分,涉及的電子設備和閥門最多,2臺抽油泵100%備用,本次分析不考慮泵之間的切換時間,圍繞燃油抽油泵失效(分為啟動失效和運轉失效)、抽油泵進出口閥無流量以及油罐閥門失效,分別按照各自不同機械回路和電氣控制回路分別建模。

對于不同模塊分別予以建模,這樣有利于以后故障樹的修改和維護。

4 380 V應急交流電力系統故障樹分析

4.1 系統頂事件

由于W 1A母線和W 2A母線是互為冗余的2個通道,因此分別予以建模,即故障樹頂事件為W 1A母線失效和W 2A母線失效。

4.2 系統故障樹

應用Risk Spectrum軟件建立故障樹模型對系統進行分析。限于篇幅,僅給出W 1A母線失效的主故障樹(圖1)。整個故障樹包括61個基本事件,39個門事件,23個失效及維修數據。

4.3 失效數據

由于中國實驗快堆尚未投入運行,并未建起自己相關數據庫,因此,本次分析380 V應急交流電力系統可靠性,采用文獻[8]所提供的相關失效數據。中國實驗快堆的應急交流電力系統與一般電力系統類似,所以采用文獻[8]的通用數據可以有效評估該系統的可靠性。

4.4 故障樹結果分析

通過分析可得到:W 1A和W 2A母線的失效概率均為2.58E-06,柴油發電機帶載超過8 h的失效概率為1.24E-03;柴油發電機帶載小于8 h的失效概率為1.04E-03,380 V應急交流電力系統的失效概率為6.65E-12。

表1是頂事件失效的支配性最小割集以及其不可用度所占系統總失效的份額。

表2是W 1A母線失效,主要支配性失效部件的重要度和靈敏度分析。

表1 W1A母線最小割集Table 1 Them inimal cut sets for W1A bus

表2 W1A母線基本事件重要度及靈敏度Table2 The importanceand sensitivity of basic events of W1A bus

續表

由于基本事件的數據由統計處理得到,因此存在一定的不確定性,為了更加科學地描述計算結果,需要對系統不可用度進行不確定性分析。本次分析所用的軟件提供5種可靠性參數的不確定性分布模型,根據分析中采用的基

圖2 W1A母線CDF曲線Fig.2 Cumu lative density function o f W1A bus

5 結論與建議

通過以上分析,可以得到以下結論:

380 V應急交流電力系統(圖4)的可靠性較高,可以很好地履行該系統的功能。如果發生故障,首先檢查W 1A母線本身,其次是高低壓熔斷器,最后檢查柴油發電機組。每次對應本事件可靠性數據的形式,本次分析將采用對數正態分布模型進行不確定性分析[9-10]。圖2和圖3是W 1A母線失效的故障樹模型不確定度:得到90%置信度的置信區間為[8.36E-07,5.95E-06],中值為1.09E-06。急柴油發電機的檢查維修,首要保證進排水系統暢通,其次是抽油泵啟動及運轉功能完好,最后檢查冷卻系統和排煙系統。

圖3 W1A母線PDF曲線Fig.3 Probability density function of W1A bus

本次分析,可以為380 V應急交流電力系統更好地運行提供切實的維修方案;同時為中國實驗快堆安全調試及運行做參考依據。

[1] 劉建.中國實驗快堆核島主工藝供電系統手冊[M].中國原子能科學研究院,2003.

[2] 唐基本,等.中國實驗快堆最終安全分析報告(電力系統)[M].中國原子能科學研究院,2008.

[3] 陳兆斌.核級應急柴油發電機組維修策略的研究[D].上海交通大學,2005.

[4] 中國實驗快堆施工設計應急柴油機系統手冊[M].核工業第二設計院,2006.

[5] 中國實驗快堆應急柴油發電機組技術規格書[M].2005.

[6] 秦山安全分析報告[R].秦山核電公司,2004.

[7] 黃祥瑞.可靠性工程[M].北京:清華大學出版社,2004.

[8] IAEA.Generic com ponent reliability data for research reactor PSA[R].TECDOC-930,Vienna:IAEA,1997.

[9] 楊紅義.中國實驗快堆設計階段內部事件一級概率安全評價[D].中國原子能科學研究院,2004.

[10] 柯國土.反應堆安全分析講義[OL].中國原子能科學研究院,2006.

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