HFTER事故余熱排出系統(tǒng)概率安全分析

鄭大吉　周春林　何歐　王佳恒　杜國新

摘 要

高通量工程試驗堆（HFETR）事故余熱排出系統(tǒng)用于事故工況下排出反應(yīng)堆余熱保證堆芯安全。本文應(yīng)用RiskSpectrum軟件對HFETR事故余熱排出系統(tǒng)開展概率安全評價（PSA），通過貝葉斯數(shù)據(jù)處理方式進行基礎(chǔ)數(shù)據(jù)處理、通過整合部分發(fā)考慮共因故障，并以事故余熱排出系統(tǒng)失效為頂事件建立了HFETR事故余熱排出系統(tǒng)故障樹模型，定量給出了HFETR事故余熱排出系統(tǒng)失效概率。同時以事故余熱排出系統(tǒng)模型及運行可靠性數(shù)據(jù)位基礎(chǔ)，進行了最小割集分析、重要度分析和靈敏度分析，較全面地分析了該系統(tǒng)的風險水平，為系統(tǒng)改造升級提供了重要參考。

關(guān)鍵詞

HFETR;概率安全評價;事故余熱排出系統(tǒng)

中圖分類號： TM623 ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ?文獻標識碼： A

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2020.11.031

0 引言

高通量工程試驗堆（High Flux Engineering Test Reactor，HFETR）是一座大型的綜合性的試驗及工程應(yīng)用和研究的壓力殼型研究反應(yīng)堆，主要承擔材料輻照、元件考驗及同位素生產(chǎn)等重要任務(wù)，至今已運行40年。HFETR事故余熱排出系統(tǒng)（Delay Heat Remove System，DHRS）主要功能是當反應(yīng)堆出現(xiàn)正常換熱設(shè)備或管線失效等事故工況時，排出反應(yīng)堆余熱保證堆芯安全。該系統(tǒng)對事故工況下反應(yīng)堆的安全極為重要，有必要對其進行可靠性分析，獲得其可靠性水平，并分析影響其可靠性的主要因素。

1 系統(tǒng)描述

1.1 系統(tǒng)流程

事故余熱排出系統(tǒng)包括兩個回路，即一次水回路和二次水路，回路之間通過熱交換器進行換熱。圖1為該系統(tǒng)流程圖，當出現(xiàn)事故工況導(dǎo)致主泵停運時，一次水回路由1#事故泵經(jīng)112閥及118閥（或2#事故泵經(jīng)114閥及118閥）提供，確保事故工況下堆芯流量，一次水由堆芯上方進入堆芯受熱后由堆芯下方流出，通過107閥由4#熱交換器（或經(jīng)109閥由5#熱交換器）將熱量傳給二次水，此時的二次水由6#事故泵經(jīng)S905甲閥（或經(jīng)9#事故泵經(jīng)S904甲閥）提供，在熱交換器實現(xiàn)換熱后經(jīng)S904乙（或S905乙）回到安全水池中。系統(tǒng)投入運行時，1#事故泵與2#泵事故泵互為備用，4#熱交換器與5#熱交換器互為備用，6#事故泵與9#泵事故泵互為備用。

1.2 系統(tǒng)主要設(shè)備

系統(tǒng)投入運行前各設(shè)備的狀態(tài)見表1，系統(tǒng)主要設(shè)備故障模式與后果分析（Failure mode and effects analysis，F(xiàn)MEA）表見表2。

2 故障樹分析

2.1 分析前準備

成功準則：一次水回路二次水回路均正常換熱則系統(tǒng)排熱成功。

頂事件：事故余熱排出系統(tǒng)失效（系統(tǒng)不能排出堆芯余熱）。

基本假設(shè)：不考慮各信號線路失效;不考慮與事故余熱排出系統(tǒng)相連系統(tǒng)對系統(tǒng)可靠性的貢獻;不考慮各設(shè)備的設(shè)備冷卻水系統(tǒng)失效;不考慮系統(tǒng)的可維修性;任務(wù)事件取8小時。

2.2 可靠性數(shù)據(jù)處理

可靠性數(shù)據(jù)是PSA的輸入和基礎(chǔ)，可靠性數(shù)據(jù)的質(zhì)量決定整個PSA分析結(jié)果的質(zhì)量[1]。為了獲得合理的可靠性數(shù)據(jù)，本文采用美國核管會（NRC）和美國機械工程師協(xié)會（ASME）推薦的貝葉斯數(shù)據(jù)處理方式將HFETR歷史運行數(shù)據(jù)和核電站通用數(shù)據(jù)進行耦合處理，使得最終數(shù)據(jù)既具有HFETR特點，同時也能夠具有一定的統(tǒng)計樣本數(shù)量[2]。該方法以通用數(shù)據(jù)為先驗數(shù)據(jù)，以堆歷史運行數(shù)據(jù)為樣本數(shù)據(jù)，進行貝葉斯處理得到量化計算的后驗數(shù)據(jù)[3]。

2.3 共因失效分析

共因失效表現(xiàn)為多個冗余部件由于共同的原因同時或在一段時間間隔內(nèi)發(fā)生失效，其發(fā)生的可能原因為設(shè)計缺陷、制造安裝缺陷、運行或維修失誤、自然事件等。根據(jù)工業(yè)界長期的經(jīng)驗累積，發(fā)現(xiàn)冗余部件共因失效對系統(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，故在分析中必須考慮共因失效。

目前國內(nèi)比較多采用的共因分析方法由β因子法、多希臘字母（MGL）法、α因子法等[4]。本文選用貼近研究堆運行特點共因失效參數(shù)處理的UPM法，使得分析過程更貼近工程實踐[5]。分析中考慮兩臺一次水事故泵和兩臺二次水事故泵共因失效，根據(jù)UPM法表計算出相應(yīng)β因子分別為9.88E-2和9.92E-2。

2.4 故障樹建造

應(yīng)用RiskSpectrum建立系統(tǒng)故障樹模型，事故余熱排出系統(tǒng)共構(gòu)件主故障樹1顆，子故障樹7顆（含共因故障樹4顆），主故障樹和共因故障樹如圖2所示。

3 主要結(jié)果與分析

3.1 最小割集（MCS）分析

導(dǎo)致頂事件發(fā)生的主要最小割集列于表3，事故泵共因失效是導(dǎo)致系統(tǒng)不可用的支配性事件。通過表3可以看出，二次水兩臺事故泵共因失效事件（CCF-PUMP-AC-2#-ALL）和一次水兩臺事故泵共因失效事件（CCF-PUMP-AC-2#-ALL）是導(dǎo)致事故余熱排出系統(tǒng)失效的主要支配性事件，其百分比分別為43.6%和43.4%。

3.2 重要度分析

FV重要度表示含有某單個基本事件的相關(guān)割集發(fā)生頻率之和在頂事件發(fā)生頻率中的份額，它可以為尋找系統(tǒng)薄弱環(huán)節(jié)提供依據(jù)。本文分析了基本事件、可靠性參數(shù)對系統(tǒng)不可用的重要度。

基本事件FV重要度表達式如下：

可靠性參數(shù)的重要度分析有兩種檢測方法。

風險較少因子（RDF），計算模型為：

風險增加因子（RIF），計算模型為：

支配性基本事件的FV重要度見表4，可靠性參數(shù)的各種重要度分析結(jié)果見表5。

3.3 敏感度分析

敏感度分析可以為實際在役系統(tǒng)的升級改造提供指導(dǎo)意見。其計算公式為：

計算獲得事故余熱排出系統(tǒng)失效基本事件靈敏度及事故余熱排出系統(tǒng)可靠性參數(shù)靈敏度數(shù)據(jù)見表6和表7。通過分析表6和表7，事故泵共因失效基本事件具有最大靈敏度，事故泵失效參數(shù)具有最大靈敏度。

4 結(jié)論

針對HFTER事故余熱排出系統(tǒng)構(gòu)件故障樹模型，并利用該模型對系統(tǒng)進行概率安全評價得到結(jié)論：

（1）HFETR事故余熱排出系統(tǒng)失效概率為：4.00×10-4;

（2）一次水事故泵共因失效、二次水事故泵共因失效、一次水管道運行失效、電動閥S904乙失效、電動閥S90乙失效是導(dǎo)致系統(tǒng)失效的最重要因素，是該系統(tǒng)的薄弱環(huán)節(jié)，且前兩個基本事件具有最大靈敏度。

（3）當對事故余熱排出系統(tǒng)進行改造升級的相關(guān)活動時，應(yīng)重點解決次水事故泵共因失效以及二次水事故泵共因失效問題。

參考文獻

[1]IAEA-TECDOC-478.Component Reliability Data for Use in Probabilistic Safety Assessment.1988.

[2]薛大知.核電站PSA 分析中可靠性數(shù)據(jù)處理的貝葉斯方法[J].核動力工程，2000，20（5）451-455.

[3]USNRC.NUREG/CR-6823.Handbook of Parameter Estimation for Probabilistic Risk Assessment [R].2003.

[4]仇永萍.UPM 共因失效分析方法在概率安全評價中的適用性[J].核科學與工程，2008，28（4），376-380.

[5]宋海明.秦山三期（重水堆）核電站概率安全評價之共因失效分析方法與應(yīng)用研究[D].上海：上海交通大學，2007.