梅牡丹 邵世威 何兆忠 陳 堃

固態(tài)釷基熔鹽堆概率安全評(píng)價(jià)始發(fā)事件分析研究

梅牡丹 邵世威 何兆忠 陳 堃

（中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所 嘉定園區(qū) 上海 201800）

始發(fā)事件分析是反應(yīng)堆概率安全評(píng)價(jià)的起點(diǎn)。本文以10 MW固態(tài)釷基熔鹽堆(Thorium Molten Salt Reactor, TMSR-SF1)為研究對(duì)象，采用主邏輯圖分析方法，基于TMSR-SF1的最新概念設(shè)計(jì)，在參考已有氟鹽冷卻高溫堆、高溫氣冷堆和鈉冷快堆的始發(fā)事件清單和始發(fā)事件分析理論的基礎(chǔ)上，針對(duì)TMSR-SF1始發(fā)事件分析進(jìn)行初步探索研究，初步確定了TMSR-SF1的始發(fā)事件清單，共得到了TMSR-SF1的37個(gè)始發(fā)事件（功率運(yùn)行情況下），并按照故障類型分類的方法對(duì)這些始發(fā)事件進(jìn)行分組，共分為6組。為TMSR-SF1下一步的深入分析研究始發(fā)事件及其概率安全評(píng)價(jià)(Probabilistic safety assessment, PSA)中事故序列分析奠定了重要基礎(chǔ)，也為安全分析的完整性提供了支持。

固態(tài)釷基熔鹽堆，概率安全評(píng)價(jià)，主邏輯圖，始發(fā)事件分析

始發(fā)事件是概率安全評(píng)價(jià)(Probabilistic safety assessment, PSA)中事故序列的起始點(diǎn)，是反應(yīng)堆整個(gè)PSA研究的重要基礎(chǔ)，在其中起關(guān)鍵作用[1]。始發(fā)事件是指造成核電廠擾動(dòng)且有可能會(huì)導(dǎo)致放射性釋放后果（堆芯損傷）的事件。始發(fā)事件分析的目的是為了確定潛在的、導(dǎo)致放射性釋放（堆芯損傷）的那些事件，正確確定始發(fā)事件對(duì)提高反應(yīng)堆PSA分析的可信度有重要意義[2]。

目前成熟的反應(yīng)堆始發(fā)事件分析方法和經(jīng)驗(yàn)主要是針對(duì)水堆，對(duì)于概念設(shè)計(jì)階段的固態(tài)釷基熔鹽堆(Thorium Molten Salt Reactor, TMSR)沒有明確的分析方法。但是，隨著熔鹽堆研究和PSA分析的進(jìn)展，其始發(fā)事件的分析研究日趨重要。TMSR作為新的堆型，國內(nèi)外均缺少熔鹽堆的工程經(jīng)驗(yàn)，始發(fā)事件的分析有一定的難度。因此，需要在已有反應(yīng)堆始發(fā)事件清單的基礎(chǔ)上選取合適的分析方法，針對(duì)TMSR始發(fā)事件分析進(jìn)行初步探索研究，目的是盡可能完整地鑒別出所有可能的始發(fā)事件，以便進(jìn)行熔鹽堆PSA下一步的事故序列分析。

1 固態(tài)釷基熔鹽堆簡(jiǎn)介

固態(tài)釷基熔鹽堆是中國科學(xué)院戰(zhàn)略性先導(dǎo)科技專項(xiàng)“未來先進(jìn)核裂變能——釷基熔鹽堆核能系統(tǒng)”研究項(xiàng)目，其首個(gè)實(shí)驗(yàn)堆命名為TMSR-SF1，設(shè)計(jì)熱功率為10MW，目前處于概念設(shè)計(jì)階段。本文以TMSR-SF1為研究對(duì)象，應(yīng)用主邏輯圖（演繹分析）方法對(duì)其始發(fā)事件分析進(jìn)行初步探索研究。

TMSR-SF1主要是使用包覆顆粒燃料球作為燃料，石墨作為慢化劑，熔融態(tài)氟鹽作為冷卻劑，并運(yùn)行在高溫、低壓狀態(tài)下的新型反應(yīng)堆[3]。

就安全性而言，TMSR-SF1具有優(yōu)異的安全性能。其固有安全性主要有：(1) 燃料顆粒的SiC層在1600 °C以下都能保持完整性，對(duì)放射性裂變產(chǎn)物有優(yōu)異的包容能力，具有較大的溫度余量；(2)較低的堆芯功率密度、較高的堆芯熱容使得事故進(jìn)程相對(duì)緩慢；(3) 熔鹽堆事故余熱排出系統(tǒng)采用非能動(dòng)設(shè)計(jì)，僅依靠非能動(dòng)的衰變熱排出系統(tǒng)，停堆后能使燃料的最高溫度低于1600 °C，不會(huì)發(fā)生堆芯熔化現(xiàn)象；(4) 熔鹽堆的設(shè)計(jì)具有良好的溫度負(fù)反饋。

圖1為TMSR-SF1的系統(tǒng)示意圖[4]，主要功能系統(tǒng)包括：一回路系統(tǒng)、二回路系統(tǒng)、非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)、控制與測(cè)量系統(tǒng)、安全相關(guān)系統(tǒng)和其它輔助系統(tǒng)等。TMSR-SF1一、二回路的熔鹽冷卻劑采用熔鹽泵驅(qū)動(dòng)。正常運(yùn)行工況下，堆芯熱量由一回路經(jīng)中間換熱器傳遞給二回路，二回路的熔鹽將熱量再傳給空氣換熱器，最終將熱量排放到大氣環(huán)境中。在失流等事故工況下，可以通過非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)利用自然循環(huán)導(dǎo)出堆芯衰變熱，非能動(dòng)余熱排出由堆外殼散熱和艙室中的2個(gè)空氣熱交換器實(shí)現(xiàn)，增強(qiáng)系統(tǒng)的安全性。

圖1 10 MW固態(tài)釷基熔鹽堆系統(tǒng)示意圖Fig.1 System diagram of TMSR-SF1.

2 TMSR-SF1始發(fā)事件分析

TMSR-SF1始發(fā)事件分析的目的是始發(fā)事件清單的確定及其分組，分析的主要步驟包括：始發(fā)事件確定方法的選?。唤⒅鬟壿媹D進(jìn)行始發(fā)事件初步分析；根據(jù)主邏輯圖確定始發(fā)事件清單，并對(duì)始發(fā)事件分組。

2.1始發(fā)事件確定方法

常規(guī)的PSA始發(fā)事件確定方法有：(1) 工程評(píng)價(jià)；(2) 參考以往電站的清單；(3) 演繹分析法：主邏輯圖(Master Logic Diagram, MLD)分析方法；(4)建成電站運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)分析；(5) 其他方法，如故障模式和影響分析(Failure Mode and Effect Analysis, FMEA)。

新型堆的早期研究常采用工程評(píng)價(jià)及演繹分析，并參考成熟的反應(yīng)堆PSA分析報(bào)告、規(guī)范和導(dǎo)則確定始發(fā)事件的初步清單[1]。因此，基于目前TMSR-SF1的設(shè)計(jì)，采用主邏輯圖分析方法，初步探索研究TMSR-SF1始發(fā)事件清單。

MLD以事件起因的性質(zhì)和常規(guī)的核電站（反應(yīng)堆）事件類別為出發(fā)點(diǎn)，利用因果邏輯追溯方法逐層推理和羅列事件，直到獲得按類別分組的底層事件作為反應(yīng)堆的始發(fā)事件清單的一種方法。MLD是一個(gè)分層的、自上而下的樹狀圖，是對(duì)目標(biāo)事件發(fā)生的必要條件的一種分級(jí)描述[5]。MLD類似于因果故障樹，首先確定目標(biāo)事件（后果狀態(tài)），然后應(yīng)用邏輯門和演繹推理方法逐層確定導(dǎo)致目標(biāo)事件的所有始發(fā)事件。它是一個(gè)推導(dǎo)始發(fā)事件與目標(biāo)事件之間定性關(guān)系的邏輯工具。

因此，TMSR-SF1利用MLD確定始發(fā)事件的具體步驟包括：首先，確定TMSR-SF1的MLD目標(biāo)事件（后果狀態(tài)）；其次，較低層次是描述TMSR-SF1安全功能和執(zhí)行安全功能的系統(tǒng)相關(guān)部件的失效；最后，直到最底層的基本事件（失效模式）都具有相同的系統(tǒng)響應(yīng)，即為TMSR-SF1的始發(fā)事件。

2.2始發(fā)事件初步分析

本文在參考已有反應(yīng)堆的基礎(chǔ)上進(jìn)行了熔鹽堆始發(fā)事件分析，具體參考原則包括：TMSR-SF1與高溫氣冷堆使用的球型燃料元件一致，可參考高溫氣冷堆，將“放射性釋放”作為其建立主邏輯圖的目標(biāo)事件；其次，TMSR-SF1使用熔融態(tài)氟鹽作為冷卻劑，這與鈉冷快堆使用熔融態(tài)金屬鈉作為冷卻劑具有一定的相似性，因此，參考鈉冷快堆確定始發(fā)事件的方法，即從反應(yīng)堆三大安全功能出發(fā)建立熔鹽堆始發(fā)事件的主邏輯圖[1]；同時(shí)，TMSR-SF1的設(shè)計(jì)與美國氟鹽冷卻高溫堆(Fluoride-salt-cooled high-temperature reactor, FHR)[6]相似，都是采用非能動(dòng)設(shè)計(jì)的氟鹽冷卻高溫堆。因此，對(duì)于固態(tài)熔鹽堆，本文在已有美國FHR、高溫氣冷堆和鈉冷快堆的始發(fā)事件清單和分析方法基礎(chǔ)上，依據(jù)TMSR-SF1現(xiàn)有的設(shè)計(jì)，采用MLD法，進(jìn)行了TMSR-SF1始發(fā)事件的初步分析討論，這個(gè)MLD分析將隨著TMSR-SF1設(shè)計(jì)工作的進(jìn)行逐步更新。

根據(jù)TMSR-SF1始發(fā)事件的MLD的概念特征，在MLD建立過程中，先確定目標(biāo)事件（后果狀態(tài)）。首先，TMSR-SF1更多地利用非能動(dòng)余熱排出、燃料優(yōu)異的高溫性能等固有安全性；其次，TMSR-SF1設(shè)計(jì)使用與模塊式高溫氣冷堆核電站相同的球型燃料元件，具有優(yōu)異的包容性能，其中的碳化硅層是防止裂變產(chǎn)物外泄的最重要屏障，相當(dāng)于微型安全殼的作用。這些安全特性使TMSR-SF1不會(huì)出現(xiàn)與壓水堆一樣的大面積堆芯損傷和大量放射性物質(zhì)的早期釋放，可以不考慮。同時(shí)，模塊式高溫氣冷堆核電站采用的以放射性釋放作為PSA分析后果已經(jīng)得到了肯定。因此，TMSR-SF1不需考慮堆芯熔毀的現(xiàn)象，而是重點(diǎn)強(qiáng)調(diào)放射性釋放為后果。因此，TMSR-SF1以放射性釋放作為主邏輯圖的目標(biāo)事件，并根據(jù)TMSR-SF1的設(shè)計(jì)，從三大主要安全功能（反應(yīng)性控制、余熱排出、放射性包容）出發(fā)，確定導(dǎo)致相應(yīng)安全功能失效的系統(tǒng)，再根據(jù)系統(tǒng)的失效找出導(dǎo)致系統(tǒng)失效的設(shè)備，逐層分解，直到分解后的事件具有相同的系統(tǒng)響應(yīng)為止。

圖2是TMSR-SF1放射性釋放的始發(fā)事件初步分析主邏輯圖，此分析中主要考慮了功率運(yùn)行階段的事件和（內(nèi)部和外部）災(zāi)害。其中頂事件中的“放射性釋放”是一個(gè)廣義的概念，不僅包括堆芯關(guān)鍵的物理熱工參數(shù)超過限值、堆芯結(jié)構(gòu)破壞，也包括由于燃料組件破壞等造成的放射性釋放事故。堆芯排熱減少會(huì)導(dǎo)致“堆芯冷卻失效”；堆芯排熱增加是指二回路流量增加或二回路溫度降低等造成堆芯溫度降低，導(dǎo)致熔鹽冷卻劑局部?jī)鼋Y(jié)，最終使冷卻劑流量降低；“反應(yīng)性控制失效”是指反應(yīng)性增加；“包容放射性失效”包括燃料組件正常狀態(tài)破壞的事故，也包括由管道和設(shè)備的泄漏造成的事故。

圖2 TMSR-SF1放射性釋放的始發(fā)事件初步分析主邏輯圖Fig.2 Initial events preliminary analysis main logic diagram of TMSR-SF1 radioactive release.

為了盡量保證TMSR-SF1始發(fā)事件的完整性，本文對(duì)TMSR-SF1可能的災(zāi)害建立主邏輯圖。圖3給出了TMSR-SF1災(zāi)害（內(nèi)部和外部的）放射性釋放的始發(fā)事件初步分析主邏輯圖。

TMSR-SF1反應(yīng)性控制失效（反應(yīng)性增加）的始發(fā)事件初步分析主邏輯圖如圖4所示。

圖5包容放射性物質(zhì)失效的始發(fā)事件初步分析的主邏輯圖，主要討論了管道和設(shè)備的泄漏、燃料組件破壞和放射性廢物處理系統(tǒng)故障的情況。

圖6是堆芯排熱減少的始發(fā)事件初步分析主邏輯圖。其中堆芯排熱增加沒有具體展開，目前只處理成為二回路流量增加和二回路溫度降低兩個(gè)待發(fā)展事件，如圖2所示。后期將隨著TMSR-SF1設(shè)計(jì)的進(jìn)展和完善再在該分析的基礎(chǔ)上繼續(xù)往下進(jìn)行堆芯排熱增加的主邏輯圖分析。

圖3 外部事件放射性釋放的始發(fā)事件初步分析主邏輯圖Fig.3 Initial events preliminary analysis main logic diagram of external events radioactive release.

2.3始發(fā)事件的確定與分組

根據(jù)建立的TMSR-SF1始發(fā)事件主邏輯圖，參考FHR、高溫氣冷堆和鈉冷快堆的始發(fā)事件清單，初步確定了TMSR-SF1的始發(fā)事件清單，包括內(nèi)部始發(fā)事件和可能的災(zāi)害（內(nèi)部和外部）事件，一共得到37個(gè)始發(fā)事件。

為了便于PSA事件序列分析和事件樹展開，和減少PSA事件樹整體定量化計(jì)算時(shí)的工作量，需要對(duì)分析得到的始發(fā)事件進(jìn)行分組。始發(fā)事件分組的主要原則是將具有相同的前沿系統(tǒng)成功準(zhǔn)則且具有相同的事故進(jìn)程（要求操縱員做出同樣的反應(yīng)或要求反應(yīng)堆有同樣的自動(dòng)響應(yīng)等）的始發(fā)事件歸并成一個(gè)始發(fā)事件組。

在參考HTR-10事故類型基礎(chǔ)上，結(jié)合目前的設(shè)計(jì)，TMSR-SF1事故類型基本劃分為6種：反應(yīng)性事故、堆芯排熱增加事故、堆芯排熱減少事故、管道破口和設(shè)備泄漏事故、未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)(Anticipated transients without scram, ATWS)和危害（內(nèi)部和外部）事件。

根據(jù)以上6種事故類型及各事故類型下反應(yīng)堆的動(dòng)態(tài)響應(yīng)特征，按照始發(fā)事件分組的原則，將所得到的始發(fā)事件進(jìn)行分組，分為6組，見表1。其中，為了保證TMSR-SF1始發(fā)事件的完整性，表1也給出了TMSR-SF1目前已確定的ATWS事故。

圖5 包容放射性物質(zhì)失效的始發(fā)事件初步分析主邏輯圖Fig.5 Initial events preliminary analysis main logic diagram of containing radioactive material failure.

圖6 堆芯排熱減少的始發(fā)事件初步分析主邏輯圖Fig.6 Initial events preliminary analysis main logic diagram of the core heat removal decrease.

表1 TMSR-SF1始發(fā)事件清單及其分組Table 1 TMSR-SF1 initial event lists and its grouping.

2.4結(jié)果分析

由于TMSR-SF1處于概念設(shè)計(jì)階段，目前部分系統(tǒng)的設(shè)計(jì)尚不完善，因此，在其MLD建立過程中，對(duì)于不確定的系統(tǒng)故障，我們先處理為待發(fā)展事件或轉(zhuǎn)移門事件，如二回路流量增加和二回路溫度降低，后期這些事件門會(huì)隨著設(shè)計(jì)的完善逐步往下進(jìn)行。

本文確定的始發(fā)事件清單包括TMSR-SF1在滿功率運(yùn)行或停堆工況下的內(nèi)部始發(fā)事件和可能的災(zāi)害（內(nèi)部和外部）事件，初步確定了TMSR-SF1的37個(gè)始發(fā)事件（考慮了ATWS事故），并將這些始發(fā)事件歸集到6類事故類型中，分為6組。

目前，TMSR-SF1關(guān)于始發(fā)事件的主邏輯分析仍處于初步探索階段，隨著后期TMSR-SF1設(shè)計(jì)的進(jìn)展和完善，會(huì)在目前始發(fā)事件主邏輯圖的基礎(chǔ)上，將TMSR-SF1始發(fā)事件的分析工作進(jìn)一步深入進(jìn)行，充分探討其基本事件的完整性、適用性等方面，逐步地完善。

TMSR-SF1始發(fā)事件組的形成決定了PSA分析中事件樹的數(shù)目，始發(fā)事件組中的代表性始發(fā)事件對(duì)事件樹的構(gòu)造起決定作用。同時(shí)，TMSR-SF1始發(fā)事件確定并分組后，下一步就可以進(jìn)行比較全面的熔鹽堆PSA事故序列分析，構(gòu)建事件樹。

3 結(jié)語

本文在參考已有反應(yīng)堆始發(fā)事件清單及其確定方法的基礎(chǔ)上，基于TMSR-SF1的最新設(shè)計(jì)，采用主邏輯圖方法，分析并初步確定了TMSR-SF1的始發(fā)事件清單，共包括37個(gè)始發(fā)事件清單。同時(shí)，考慮了ATWS事故，按照故障類型分類的方法將TMSR-SF1始發(fā)事件分為6組。

始發(fā)事件是核安全分析與PSA的開端，是TMSR-SF1開展事故分析的重要基礎(chǔ)。本文通過對(duì)TMSR-SF1始發(fā)事件進(jìn)行初步探索研究，對(duì)闡明熔鹽堆始發(fā)事件分析規(guī)律有重要意義，為后期熔鹽堆進(jìn)行下一步的PSA事故序列分析奠定了基礎(chǔ)，也為安全分析的完整性提供了支持。

1 楊紅義, 徐銤, 黃祥瑞. 中國實(shí)驗(yàn)快堆一級(jí)概率安全評(píng)價(jià)初因事件的確定與分組[J]. 核科學(xué)與工程, 2004, 24(3): 211-217

YANG Hongyi, XU Mi, HUANG Xiangrui. China experimental fast reactor level-one probabilistic safety assessment initial event determination and grouping[J]. Nuclear Science and Engineering, 2004, 24(3): 211-217

2 馬明澤, 曹勇, 尹志剛, 等. 核電廠概率安全分析及其應(yīng)用[M]. 北京: 原子能出版社, 2010

MA Mingze, CAO Yong, YIN Zhigang, et al. Nuclear power plant probabilistic safety analysis and its application[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2010

3 梅牡丹, 邵世威, 左嘉旭, 等. 熔鹽堆喪失廠外電源事故的概率安全評(píng)價(jià)[J]. 核技術(shù), 2013, 36(12): 120604

MEI Mudan, SHAO Shiwei, ZUO Jiaxu, et al. Probability safety assessment of LOOP accident to molten salt reactor[J]. Nuclear Techniques, 2013, 36(12): 120604

4 TMSR-SF1堆物理部. 10 MW固態(tài)釷基熔鹽實(shí)驗(yàn)堆概念設(shè)計(jì)報(bào)告[R]. 上海: 中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所, 2014

TMSR-SF1 Reactor Physics Department. Conceptual design report of 10 MW solid thorium molten salt reactor experiment[R]. Shanghai: Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, 2014

5 鄭恒, 周海京. 概率風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)[M]. 北京: 國防工業(yè)出版社, 2011

ZHENG Heng, ZHOU Haijing. Probabilistic safety assessment[M]. Beijing: National Defence Industry Press, 2011

6 Forsberg C, Hu L W, Peterson P F, et al. Fluoride-salt-cooled High-temperature reactors (FHRs) for base-load and peak electricity, grid stabilization, and process heat[R]. America: Massachusetts Institute of Technology, University of California at Berkeley, and University of Wisconsin, 2013

CLCTL364

Research on initial event analysis for solid thorium molten salt reactor probabilistic safety assessment

MEI Mudan SHAO Shiwei HE Zhaozhong CHEN Kun
(Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, Jiading Campus, Shanghai 201800, China)

Background:Initial event analysis is the beginning of the reactor nuclear safety analysis and probabilistic safety assessment, and plays a key role in these analyses. At present, the initial event analysis evaluation method and experience are mainly used for the water reactors. There is hardly any analysis method and theory for the initial event analysis of the solid thorium molten salt reactor. However, with the research of molten salt reactor and the reactor progress of probabilistic safety assessment (PSA), initial event analysis has become increasingly important.Purpose:On the one hand, by carrying on the preliminary exploration research for the TMSR-SF1 (Thorium Molten Salt Reactor, Solid Fuel #1) initial event analysis, to determine TMSR-SF1 initial events of potential, causes radioactive release, and give the TMSR-SF1 initial event lists. On the other hand, the aim is to group the determinate initial events.Methods:First of all, we used the master logic diagram (MLD) analysis method, and referenced the initial event lists of pressurized water reactor, the fluoride-salt-cooled high-temperature reactor (FHR), the high temperature gas cooled reactor and the sodium cooled fast reactor, to carry on the TMSR-SF1 preliminary analysis and research of initial events and main external events. Then, the accident type classification method was applied to group theTMSR-SF1 preliminary determinate initial events.Results:Through the MLD analysis, we determined the preliminary initial event lists for TMSR-SF1 which contain 37 initial events, and given 6 class accident types of TMSR-SF1 initial events.Conclusion:This study provides basic foundation for the TMSR-SF1 PSA accident sequence analysis of the next step, and gives an important support for the integrity of the molten salt reactor safety analysis.

Solid thorium molten salt reactor, Probabilistic safety assessment (PSA), Master logic diagram, Initial event analysis

TL364

10.11889/j.0253-3219.2014.hjs.37.090601

中國科學(xué)院戰(zhàn)略性先導(dǎo)科技專項(xiàng)項(xiàng)目(No.XDA02050000)資助

梅牡丹，女，1984年出生，2011年于安徽理工大學(xué)獲碩士學(xué)位，助理工程師，主要研究反應(yīng)堆事故分析與安全評(píng)價(jià)

陳堃，E-mail: ck@sinap.ac.cn

2014-04-22，

2014-05-28