鉛鉍快堆一回路充排系統可靠性分析

孫 明，郁 杰

（1.中國科學院合肥物質科學研究院核能安全技術研究所，合肥 230031；2.中國科學技術大學，合肥 230026）

鉛鉍快堆屬于第四代反應堆，其一回路采用液態鉛鉍合金冷卻。中國科學院核能安全技術研究所·FDS 團隊完成了一種可用于核廢料嬗變的鉛鉍快堆概念設計方案[1]。該反應堆一回路充排系統可為反應堆主容器充入液態鉛鉍和接收反應堆主容器排出的液態鉛鉍，充滿含有放射性物質的液態金屬，需要較高的安全性和可靠性。該系統的可靠性水平影響反應堆運行及安全。

可靠性是指在給定狀態下和給定時間間隔內，某部件或者系統完成所要求任務的概率。鉛鉍充排系統的可靠性分析是鉛鉍快堆概率安全評價的一部分，對系統安全運行具有重要意義。本文利用FDS 團隊[2-4]自主研發的大型可靠性與概率安全評價軟件RiskA[5-8]對鉛鉍快堆一回路充排系統進行可靠性分析，在定性和定量分析的基礎上得到鉛鉍充排系統的可靠性分析結果。

1 系統描述

鉛鉍充排系統的主要功能是：在反應堆啟動之前向主容器充入鉛鉍；在主容器內液位需要降低時接收排放出的鉛鉍；在反應堆主容器泄漏時，接收泄漏到反應堆保護容器內的鉛鉍，實現10～15 h向反應堆一回路充排液態鉛鉍。

鉛鉍充排系統充排鉛鉍的過程可以分為鉛鉍充入階段和鉛鉍排出階段。系統的簡化流程圖如圖1所示。鉛鉍充入階段的流程是液態鉛鉍從鉛鉍儲罐充入反應堆主容器的過程：在電磁泵的驅動下，液態鉛鉍從鉛鉍儲罐開始，依次流經閥門V9 和V11、V6/V8，電磁泵EM-P1/EM-P2，閥門V5/V7、V3 和V1，最后充入反應堆主容器。鉛鉍排出階段排出鉛鉍的流程是液態鉛鉍從反應堆主容器排到鉛鉍儲罐的過程：在電磁泵的驅動下，液態鉛鉍從反應堆主容器開始，依次流經閥門V1、V2、V6/V8，電磁泵EM-P1/EM-P2，閥門V5/V7、V4、V10和V12，最后排出到鉛鉍儲罐。

圖1 充排系統簡化流程圖Fig.1 The flow chart of the filling and discharge system

2 故障樹分析

鉛鉍充排系統的功能為向主容器充入鉛鉍、接收主容器排出的鉛鉍。本文對鉛鉍充入階段和鉛鉍排出階段分別建立故障樹進行分析，然后運用大型可靠性與概率安全評價軟件RiskA對其進行定性和定量分析[9-11]。

2.1 頂事件定義及基本假設

根據事故工況下鉛鉍快堆一回路充排系統的成功處理準則，鉛鉍充入階段系統失效的頂事件是鉛鉍充入系統運行失效，鉛鉍排出階段系統失效的頂事件是鉛鉍排出階段系統運行失效。

系統故障樹分析的邊界條件是液態鉛鉍從鉛鉍儲罐充入主容器，以及從主容器排到鉛鉍儲罐，在不影響分析結果的同時不考慮凈化系統的影響。

2.2 建立故障樹

在建立故障樹之前，我們首先應該對鉛鉍快堆一回路充排系統進行故障模式與影響分析（failure mode and effect analysis，FMEA）。參考現有核電廠同類部件的失效模式與影響分析，本文主要考慮的部件失效模式有：電動閥門的啟動、關閉等需求失效以及誤打開、誤關閉等運行失效，電磁泵的需求和運行失效，鉛鉍儲罐泄漏等運行失效。系統故障模式與影響分析如表1所示。

表1 系統故障模式與影響分析（FMEA）Table 1 Failure mode and effect analysis for the system

本文根據鉛鉍快堆一回路充排系統運行模式，使用大型可靠性與概率安全評價軟件RiskA分別對鉛鉍充入階段系統和鉛鉍排出階段建立故障樹。鉛鉍充入階段系統失效的故障樹共有13 個邏輯門，26 個基本事件。鉛鉍排出階段系統失效故障樹共有16 個邏輯門，33 個基本事件。由于鉛鉍快堆是新的先進堆型，運行經驗較少，缺乏可靠性數據庫，所以本文進行故障樹分析時參考現有核電廠可靠性數據，統一采用IAEA 研究堆的通用數據[12]。以鉛鉍充入階段為例，系統失效的故障樹示意圖如圖2 所示。

圖2 鉛鉍充入階段故障樹示意圖Fig.2 Fault tree diagram for the filling stage

2.3 故障樹計算結果與分析

通過RiskA 軟件分析計算可以得到：鉛鉍充入階段系統失效的概率是2.26×10-3，鉛鉍排出階段系統失效的概率是2.76×10-3。

表2是鉛鉍充入階段失效的最小割集及其失效概率占系統總失效的份額；表3是鉛鉍排出階段失效的最小割集及其失效概率占系統總失效的份額；表4是充入階段基本事件重要度及敏感性；表5是排出階段部分基本事件重要度及敏感性。

表2 鉛鉍充入階段部分最小割集Table 2 Part of the minimal cut sets for the lead-bismuth filling stage

表3 鉛鉍排出階段部分最小割集Table 3 Part of the minimal cut sets for the lead-bismuth discharging stage

表4 充入階段基本事件重要度及敏感性Table 4 Importance and sensitivity of basic events of lead-bismuth filling stage

表5 排出階段部分基本事件重要度及敏感性Table 5 Importance and sensitivity of basic events of lead-bismuth discharging stage

設備數據的可靠性具有不確定性。這些數據的不確定性取決于它們的來源。參考現有核電廠，筆者假設參數的不確定性服從對數正態分布，采用蒙特卡洛模擬方法進行不確定性分析，進行抽樣計算，最后得到頂事件的平均失效概率的中值5%、95%的分位值等結果。

筆者通過RiskA 計算可以得到：鉛鉍充入階段失效的概率中值為1.05×10-3，5%分位值為2.08×10-4，95%分位值為7.83×10-3，其累計分布函數圖如圖3所示。

圖3 充入階段的累積分布函數圖（CDF:累積分布函數）Fig.3 The CDF graph of the filling stage in RiskA

筆者通過RiskA 計算可以得到：鉛鉍排出階段失效概率的中值為1.22×10-3，5%分位值為2.33×10-4，95%分位值為9.74×10-3，其累計分布函數圖如圖4所示。

圖4 排出階段的累積分布函數圖（CDF:累積分布函數）Fig.4 The CDF graph of the discharging stage in RiskA

從表2—表5我們可以看出：系統失效主要是由一階割集引起的，單一故障就能引起該系統失效；閥門的啟動失效對系統失效的影響很大。同時，根據圖3和圖4的結果不確定分析，我們可以看出：故障樹分析計算出的系統不可用度具有一定的置信度。

3 總結與建議

本文對鉛鉍快堆一回路充排系統進行了可靠性分析。首先，筆者通過軟件RiskA 對系統建立故障樹模型，分析計算得到了系統的不可用度；其次，還進行了重要度、敏感性分析以及對結果的不確定性分析；最后，根據分析結果找出了影響系統可靠性的關鍵環節，為系統進一步的優化概念設計方案提供了參考。

未來我們可以對新型堆各個系統進行可靠性分析，找出關鍵環節，優化系統設計方案，提高新型堆的可靠性。