基于不同傳熱管材料的SGTR始發事件頻率分析

楊亞軍，詹文輝

(上海核工程研究設計院，上海 200233)

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基于不同傳熱管材料的SGTR始發事件頻率分析

楊亞軍，詹文輝

(上海核工程研究設計院，上海 200233)

基于不同材料傳熱管的運行經驗，統計總的管臨界年數以區分不同核電廠蒸汽發生器傳熱管數的影響，并將Jeffreys分布作為先驗分布統計分析690TT以及經熱處理的傳熱管(包含600TT和690TT)發生破裂的頻率。該方法得到的蒸汽發生器傳熱管破裂(SGTR)始發事件頻率可較合理地體現傳熱管材料性能的改進對降低該事件導致安全殼旁通失效風險的影響及貢獻，與通用數據庫中未區分傳熱管材料對應的頻率相比明顯降低，且隨著690TT傳熱管運行經驗的進一步累積，預期SGTR始發事件頻率會進一步降低。

始發事件頻率；蒸汽發生器傳熱管破裂；690TT

蒸汽發生器(SG)傳熱管是反應堆冷卻劑系統(RCS)和SG二次側之間的屏障，是RCS壓力邊界的重要組成部分。在該位置發生破口，將導致發生一回路冷卻劑通過破口進入二次側的冷卻劑流失事件，如果該事件不能得到有效緩解，則不僅導致堆芯損傷，并且放射性物質將可能旁通安全殼直接向環境釋放。現有核電廠概率安全評價(PSA)結果表明，蒸汽發生器傳熱管破裂(SGTR)事件是壓水堆(PWR)核電廠大量放射性釋放頻率(LRF)的主要貢獻事件之一。為降低該事件導致的核電廠風險，業界對此進行多項研究，包括設置SGTR事件診斷報警及制定相應的事件響應規程等，其中結合SG傳熱管的降級機理，不斷改進SG傳熱管的材料性能，是降低事件發生可能性的一個有效途徑。然而，當前PSA中，SGTR始發事件頻率主要參考通用數據，并未體現不同傳熱管材料的影響。因此，本文嘗試從不同傳熱管材料的降級機理及運行經驗統計分析得出傳熱管材料對確定SGTR始發事件頻率的影響并給出取值建議。

1 SGTR始發事件頻率計算方法

通常PSA建模中SGTR事件頻率來自于通用數據庫，如文獻[1-2]中給出的SGTR始發事件頻率，主要采用運行經驗統計分析得到，即根據一定時間范圍內SGTR事件發生次數進行估算。該方法假設事件發生頻率λ服從gamma(x,t)分布，其中t為時間，單位為堆臨界年，x為事件發生次數。對事件信息缺乏的情況(發生次數很少或未發生)，可將Jeffreys分布作為λ的先驗分布[3]。對于服從泊松分布的變量，Jeffreys分布實際與gamma(0.5,0)分布相對應。經Bayes更新后，λ服從的后驗分布gamma(αpost,βpost)存在以下關系：αpost=x+0.5，βpost=t+0。后驗分布均值為：αpost/βpost=(x+0.5)/t，單位為(堆臨界年)-1。

上述頻率計算是按核電廠堆臨界年數統計的，不能體現核電廠之間SG傳熱管數的差異。結合該方法，為體現SG傳熱管數對SGTR始發事件頻率的影響，可按核電廠的管臨界年數統計，得到傳熱管發生破裂的頻率(均值)為(x+0.5)/Nε，單位為(管臨界年)-1，再結合實際核電廠SG傳熱管數即可得到SGTR始發事件頻率。其中，N為總的管臨界年數，該管臨界年是各核電廠各年的管臨界年數之和，各核電廠管臨界年數是SG傳熱管數乘以核電廠當年的臨界運行因子。另外，對采取措施堵塞的傳熱管不用考慮其破裂，計算時考慮一個非堵管因子，以ε表示。

2 SG傳熱管材料變更及運行經驗概述

根據SG傳熱管的材料和制造過程中熱處理方式的不同，PWR核電廠典型SG傳熱管材料包含3種類型：一種是退火合金600(以600MA表示)，它廣泛應用于20世紀六七十年代；另兩種是經熱處理的合金600(以600TT表示)和經熱處理的合金690(以690TT表示)，屬于新一代SG傳熱管材料。

表1列出了核工業界發生過的SGTR事件[1-2]。需注意，在PSA中將破口流量超過化學和容積控制系統(CVS)補水能力的傳熱管破裂事件作為SGTR始發事件考慮，CVS補水能力一般考慮為22.7 m3/h(100 gpm)。

表1 SGTR事件及降級機理Table 1 SGTR event and degradation mechanism

進一步調研發現，這些事件均發生在以600MA傳熱管材料為代表的老一代SG中。該類型傳熱管較易因化學腐蝕或磨損而變薄，或是因應力腐蝕而出現裂縫進而導致傳熱管降級[4]。結合該傳熱管降級機理，經過進一步研究，經熱處理的600TT傳熱管在抗腐蝕能力方面得到很大改進，隨后推出抗腐蝕性能更高的690TT傳熱管(均為鎳基合金，后者鉻成分更高)。截至2004年底美國PWR核電廠約有43%采用690TT傳熱管[5]。從運行經驗看，至2010年底600TT或690TT傳熱管尚未發生過SGTR事件(依據美國核管會(NRC)官網公布的始發事件數據庫(IEDB)[6])。因異物(如松動部件)引起的磨損是600TT或690TT傳熱管降級的主要原因。

3 基于不同傳熱管材料的SGTR始發事件頻率計算

如第1章所述，當前PSA建模中SGTR事件頻率主要取自通用數據庫。其中，文獻[1]基于1987—1995年美國PWR核電廠運行經驗，統計發生過3次SGTR事件，對應表1中發生在North Anna、McGuire和Palo Verde核電廠的事件(Mihama核電廠因不是美國核電廠而未統計)；文獻[2]基于1991—2002年美國PWR核電廠運行經驗，統計發生過2次SGTR事件，對應表1中發生在Palo Verde和Indian Point核電廠的事件。需注意的是，統計總的堆臨界年時包含了所有的SG傳熱管類型，但這幾次SGTR事件均發生在600MA傳熱管上，600TT和690TT傳熱管并未發生過SGTR事件。

結合第2章的分析，當前600TT和690TT SG傳熱管在核電廠中得到了廣泛的應用，并積累了一定的經驗，可考慮在此基礎上評估相應的SGTR始發事件頻率。下面給出了這兩種材料的運行經驗統計情況(國內相關的運行經驗數據較少，分析時主要參考IEDB及相關文獻數據)，計算690TT傳熱管及經熱處理傳熱管(包含600TT和690TT)發生破裂的頻率。

3.1 690TT傳熱管運行經驗統計分析

統計690TT傳熱管的核電廠運行經驗來計算該類型傳熱管發生破裂的頻率。包括30個PWR核電廠SG傳熱管數及截至2010年底各核電廠每年的臨界運行因子，得到690TT傳熱管總的管臨界年數。參考IEDB，該時間段內690TT傳熱管SGTR事件發生次數為0。參考1989—2004年的運行經驗，690TT堵管率約為0.06%，取非堵管因子為0.999。根據第1章分析方法計算得到690TT傳熱管發生破裂的頻率為8.8×10-8(管臨界年)-1。

3.2 經熱處理的傳熱管運行經驗統計分析

在3.1節基礎上補充統計600TT的運行經驗數據。根據文獻[4]和[6]，統計采用600TT傳熱管的18個核電廠SG傳熱管數及截至2010年底各核電廠每年的臨界運行因子，即得到600TT傳熱管總的管臨界年數。參考IEDB，該時間段內600TT傳熱管SGTR事件發生次數為0次。參考1980—2001年的運行經驗，600TT堵管率約為0.5%，取非堵管因子為0.99。根據第1章分析方法計算得到經熱處理的傳熱管(包含600TT和690TT)發生破裂的頻率為4.5×10-8(管臨界年)-1。

3.3 SGTR始發事件頻率比較分析

表2列出SGTR始發事件頻率比較。以CAP1000核電廠為例，其SG傳熱管材料為690TT，兩臺SG傳熱管數為20 050根，若僅考慮690TT材料統計情況，則SGTR始發事件頻率為1.8×10-3(堆臨界年)-1。若考慮經熱處理傳熱管材料統計情況，則對應的SGTR始發事件頻率為9.0×10-4(堆臨界年)-1。這與通用數據庫相比有較大變化，同時與AP1000 PSA報告SGTR始發事件頻率(3.88×10-3(堆臨界年)-1，它基于西屋PWR核電廠運行經驗而未區分傳熱管材料)相比較，該值降低一半以上，相應地該事件對大量放射性釋放頻率(LRF)的貢獻也將降低一半以上。

表2的分析結果表明，通用數據庫的SGTR始發頻率未區分傳熱管材料，相應評估得出的始發事件頻率偏高。區分傳熱管材料后得到的690TT傳熱管及經熱處理的傳熱管發生破裂的頻率明顯降低，且從材料對應的堵管率看，690TT傳熱管性能優于600TT傳熱管(因SG傳熱管問題引起的非計劃停堆頻率也更低)。隨著運行經驗累積，預期新一代傳熱管SGTR始發事件頻率將更低。

表2 SGTR始發事件頻率比較Table 2 Comparison of SGTR initiating event frequency

4 小結

本文基于不同材料傳熱管的運行經驗數據，統計總的管臨界年數以區分不同核電廠SG傳熱管數的影響，并將Jeffreys分布作為先驗分布統計分析690TT以及經熱處理的傳熱管(包含600TT和690TT)發生破裂的頻率。該方法得到的SGTR始發事件頻率可較合理地體現SG傳熱管材料性能的改進對降低該事件導致核電廠安全殼旁通失效風險的影響和貢獻。與通用數據庫中未區分傳熱管材料對應的頻率相比明顯降低，且隨著690TT傳熱管運行經驗的進一步累積，預期該方法分析得到的SGTR始發事件頻率將進一步降低。

同時需注意的是，雖然由于抗腐蝕能力的提高，預期經熱處理的傳熱管不用考慮各種腐蝕導致的降級機理，但松動部件磨損引起的降級機理可能仍存在。后續還應進一步加強監測及改進技術以全面降低SGTR事件發生的可能性。

[1] POLOSKI J P, MARKSBERRY D G, ATWOOD C L, et al. Rates of initiating events at U.S. nuclear power plants: 1987—1995, NUREG/CR-5750[R]. USA: Idaho National Engineering and Environmental Laboratory, 1999.

[2] EIDE S A, WIERMAN T E, GENTILLON C D, et al. Industry-average performance for components and initiating events at U.S. commercial nuclear power plants, NUREG/CR-6928[R]. USA: NRC, 2007.

[3] ATWOOD C L, LACHANCE J L, MARTZ H F, et al. Handbook of parameter estimation for probabilistic risk assessment, NUREG/CR-6823[R]. USA: NRC, 2003.

[4] KARWOSKI K J. U.S. operating experience with thermally treated alloy 600 steam generator tubes, NUREG-1771[R]. USA: NRC, 2003.

[5] KARWOSKI K J, MAKAR G L, YODER M G. U.S. operating experience with thermally treated alloy 690 steam generator tubes, NUREG-1841[R]. USA: NRC, 2007.

[6] Rates of initiating events at U.S. nuclear power plants: 1981—2010[R/OL]. [2014-06-20]. http:∥nrcoe.inel.gov/.

SGTR Initiating Event Frequency Analysis Based on Different Tube Materials

YANG Ya-jun, ZHAN Wen-hui

(ShanghaiNuclearEngineeringResearch&DesignInstitute,Shanghai200233,China)

Based on operation experience of different tube materials, the rupture frequency was analyzed for 690TT and thermally treated tube (including 600TT and 690TT), taking Jeffreys as the prior distribution, accounting the total tube critical years to distinguish the steam generator tube numbers of different plants. The steam generator tube rupture (SGTR) initiating event frequency calculated in this way can appropriately display the decreasing impact and contribution of containment bypass failure risk induced by SGTR through improvement of tube material performance. Comparing with the frequency from generic database, it’s much lower and it will be even lower as the 690TT tube operation experience extends.

initiating event frequency; steam generator tube rupture; 690TT

2014-08-13;

2014-09-28

楊亞軍(1982—)，男，湖北黃岡人，工程師，碩士，從事概率安全評價研究

TL33

A

1000-6931(2015)07-1243-04

10.7538/yzk.2015.49.07.1243