楊亞軍，詹文輝

(上海核工程研究設(shè)計(jì)院，上海 200233)

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基于不同傳熱管材料的SGTR始發(fā)事件頻率分析

楊亞軍，詹文輝

(上海核工程研究設(shè)計(jì)院，上海 200233)

基于不同材料傳熱管的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，統(tǒng)計(jì)總的管臨界年數(shù)以區(qū)分不同核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管數(shù)的影響，并將Jeffreys分布作為先驗(yàn)分布統(tǒng)計(jì)分析690TT以及經(jīng)熱處理的傳熱管(包含600TT和690TT)發(fā)生破裂的頻率。該方法得到的蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂(SGTR)始發(fā)事件頻率可較合理地體現(xiàn)傳熱管材料性能的改進(jìn)對(duì)降低該事件導(dǎo)致安全殼旁通失效風(fēng)險(xiǎn)的影響及貢獻(xiàn)，與通用數(shù)據(jù)庫中未區(qū)分傳熱管材料對(duì)應(yīng)的頻率相比明顯降低，且隨著690TT傳熱管運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的進(jìn)一步累積，預(yù)期SGTR始發(fā)事件頻率會(huì)進(jìn)一步降低。

始發(fā)事件頻率；蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂；690TT

蒸汽發(fā)生器(SG)傳熱管是反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)和SG二次側(cè)之間的屏障，是RCS壓力邊界的重要組成部分。在該位置發(fā)生破口，將導(dǎo)致發(fā)生一回路冷卻劑通過破口進(jìn)入二次側(cè)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(dǎo)致堆芯損傷，并且放射性物質(zhì)將可能旁通安全殼直接向環(huán)境釋放?，F(xiàn)有核電廠概率安全評(píng)價(jià)(PSA)結(jié)果表明，蒸汽發(fā)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(xiàn)事件之一。為降低該事件導(dǎo)致的核電廠風(fēng)險(xiǎn)，業(yè)界對(duì)此進(jìn)行多項(xiàng)研究，包括設(shè)置SGTR事件診斷報(bào)警及制定相應(yīng)的事件響應(yīng)規(guī)程等，其中結(jié)合SG傳熱管的降級(jí)機(jī)理，不斷改進(jìn)SG傳熱管的材料性能，是降低事件發(fā)生可能性的一個(gè)有效途徑。然而，當(dāng)前PSA中，SGTR始發(fā)事件頻率主要參考通用數(shù)據(jù)，并未體現(xiàn)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(jí)機(jī)理及運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)統(tǒng)計(jì)分析得出傳熱管材料對(duì)確定SGTR始發(fā)事件頻率的影響并給出取值建議。

1 SGTR始發(fā)事件頻率計(jì)算方法

通常PSA建模中SGTR事件頻率來自于通用數(shù)據(jù)庫，如文獻(xiàn)[1-2]中給出的SGTR始發(fā)事件頻率，主要采用運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)統(tǒng)計(jì)分析得到，即根據(jù)一定時(shí)間范圍內(nèi)SGTR事件發(fā)生次數(shù)進(jìn)行估算。該方法假設(shè)事件發(fā)生頻率λ服從gamma(x,t)分布，其中t為時(shí)間，單位為堆臨界年，x為事件發(fā)生次數(shù)。對(duì)事件信息缺乏的情況(發(fā)生次數(shù)很少或未發(fā)生)，可將Jeffreys分布作為λ的先驗(yàn)分布[3]。對(duì)于服從泊松分布的變量，Jeffreys分布實(shí)際與gamma(0.5,0)分布相對(duì)應(yīng)。經(jīng)Bayes更新后，λ服從的后驗(yàn)分布gamma(αpost,βpost)存在以下關(guān)系：αpost=x+0.5，βpost=t+0。后驗(yàn)分布均值為：αpost/βpost=(x+0.5)/t，單位為(堆臨界年)-1。

上述頻率計(jì)算是按核電廠堆臨界年數(shù)統(tǒng)計(jì)的，不能體現(xiàn)核電廠之間SG傳熱管數(shù)的差異。結(jié)合該方法，為體現(xiàn)SG傳熱管數(shù)對(duì)SGTR始發(fā)事件頻率的影響，可按核電廠的管臨界年數(shù)統(tǒng)計(jì)，得到傳熱管發(fā)生破裂的頻率(均值)為(x+0.5)/Nε，單位為(管臨界年)-1，再結(jié)合實(shí)際核電廠SG傳熱管數(shù)即可得到SGTR始發(fā)事件頻率。其中，N為總的管臨界年數(shù)，該管臨界年是各核電廠各年的管臨界年數(shù)之和，各核電廠管臨界年數(shù)是SG傳熱管數(shù)乘以核電廠當(dāng)年的臨界運(yùn)行因子。另外，對(duì)采取措施堵塞的傳熱管不用考慮其破裂，計(jì)算時(shí)考慮一個(gè)非堵管因子，以ε表示。

2 SG傳熱管材料變更及運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)概述

根據(jù)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(yīng)用于20世紀(jì)六七十年代；另兩種是經(jīng)熱處理的合金600(以600TT表示)和經(jīng)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(yè)界發(fā)生過的SGTR事件[1-2]。需注意，在PSA中將破口流量超過化學(xué)和容積控制系統(tǒng)(CVS)補(bǔ)水能力的傳熱管破裂事件作為SGTR始發(fā)事件考慮，CVS補(bǔ)水能力一般考慮為22.7 m3/h(100 gpm)。

表1 SGTR事件及降級(jí)機(jī)理Table 1 SGTR event and degradation mechanism

進(jìn)一步調(diào)研發(fā)現(xiàn)，這些事件均發(fā)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(xué)腐蝕或磨損而變薄，或是因應(yīng)力腐蝕而出現(xiàn)裂縫進(jìn)而導(dǎo)致傳熱管降級(jí)[4]。結(jié)合該傳熱管降級(jí)機(jī)理，經(jīng)過進(jìn)一步研究，經(jīng)熱處理的600TT傳熱管在抗腐蝕能力方面得到很大改進(jìn)，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(guó)PWR核電廠約有43%采用690TT傳熱管[5]。從運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)看，至2010年底600TT或690TT傳熱管尚未發(fā)生過SGTR事件(依據(jù)美國(guó)核管會(huì)(NRC)官網(wǎng)公布的始發(fā)事件數(shù)據(jù)庫(IEDB)[6])。因異物(如松動(dòng)部件)引起的磨損是600TT或690TT傳熱管降級(jí)的主要原因。

3 基于不同傳熱管材料的SGTR始發(fā)事件頻率計(jì)算

如第1章所述，當(dāng)前PSA建模中SGTR事件頻率主要取自通用數(shù)據(jù)庫。其中，文獻(xiàn)[1]基于1987—1995年美國(guó)PWR核電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，統(tǒng)計(jì)發(fā)生過3次SGTR事件，對(duì)應(yīng)表1中發(fā)生在North Anna、McGuire和Palo Verde核電廠的事件(Mihama核電廠因不是美國(guó)核電廠而未統(tǒng)計(jì))；文獻(xiàn)[2]基于1991—2002年美國(guó)PWR核電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，統(tǒng)計(jì)發(fā)生過2次SGTR事件，對(duì)應(yīng)表1中發(fā)生在Palo Verde和Indian Point核電廠的事件。需注意的是，統(tǒng)計(jì)總的堆臨界年時(shí)包含了所有的SG傳熱管類型，但這幾次SGTR事件均發(fā)生在600MA傳熱管上，600TT和690TT傳熱管并未發(fā)生過SGTR事件。

結(jié)合第2章的分析，當(dāng)前600TT和690TT SG傳熱管在核電廠中得到了廣泛的應(yīng)用，并積累了一定的經(jīng)驗(yàn)，可考慮在此基礎(chǔ)上評(píng)估相應(yīng)的SGTR始發(fā)事件頻率。下面給出了這兩種材料的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)統(tǒng)計(jì)情況(國(guó)內(nèi)相關(guān)的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)較少，分析時(shí)主要參考IEDB及相關(guān)文獻(xiàn)數(shù)據(jù))，計(jì)算690TT傳熱管及經(jīng)熱處理傳熱管(包含600TT和690TT)發(fā)生破裂的頻率。

3.1 690TT傳熱管運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)統(tǒng)計(jì)分析

統(tǒng)計(jì)690TT傳熱管的核電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)來計(jì)算該類型傳熱管發(fā)生破裂的頻率。包括30個(gè)PWR核電廠SG傳熱管數(shù)及截至2010年底各核電廠每年的臨界運(yùn)行因子，得到690TT傳熱管總的管臨界年數(shù)。參考IEDB，該時(shí)間段內(nèi)690TT傳熱管SGTR事件發(fā)生次數(shù)為0。參考1989—2004年的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，690TT堵管率約為0.06%，取非堵管因子為0.999。根據(jù)第1章分析方法計(jì)算得到690TT傳熱管發(fā)生破裂的頻率為8.8×10-8(管臨界年)-1。

3.2 經(jīng)熱處理的傳熱管運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)統(tǒng)計(jì)分析

在3.1節(jié)基礎(chǔ)上補(bǔ)充統(tǒng)計(jì)600TT的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)。根據(jù)文獻(xiàn)[4]和[6]，統(tǒng)計(jì)采用600TT傳熱管的18個(gè)核電廠SG傳熱管數(shù)及截至2010年底各核電廠每年的臨界運(yùn)行因子，即得到600TT傳熱管總的管臨界年數(shù)。參考IEDB，該時(shí)間段內(nèi)600TT傳熱管SGTR事件發(fā)生次數(shù)為0次。參考1980—2001年的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，600TT堵管率約為0.5%，取非堵管因子為0.99。根據(jù)第1章分析方法計(jì)算得到經(jīng)熱處理的傳熱管(包含600TT和690TT)發(fā)生破裂的頻率為4.5×10-8(管臨界年)-1。

3.3 SGTR始發(fā)事件頻率比較分析

表2列出SGTR始發(fā)事件頻率比較。以CAP1000核電廠為例，其SG傳熱管材料為690TT，兩臺(tái)SG傳熱管數(shù)為20 050根，若僅考慮690TT材料統(tǒng)計(jì)情況，則SGTR始發(fā)事件頻率為1.8×10-3(堆臨界年)-1。若考慮經(jīng)熱處理傳熱管材料統(tǒng)計(jì)情況，則對(duì)應(yīng)的SGTR始發(fā)事件頻率為9.0×10-4(堆臨界年)-1。這與通用數(shù)據(jù)庫相比有較大變化，同時(shí)與AP1000 PSA報(bào)告SGTR始發(fā)事件頻率(3.88×10-3(堆臨界年)-1，它基于西屋PWR核電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)而未區(qū)分傳熱管材料)相比較，該值降低一半以上，相應(yīng)地該事件對(duì)大量放射性釋放頻率(LRF)的貢獻(xiàn)也將降低一半以上。

表2的分析結(jié)果表明，通用數(shù)據(jù)庫的SGTR始發(fā)頻率未區(qū)分傳熱管材料，相應(yīng)評(píng)估得出的始發(fā)事件頻率偏高。區(qū)分傳熱管材料后得到的690TT傳熱管及經(jīng)熱處理的傳熱管發(fā)生破裂的頻率明顯降低，且從材料對(duì)應(yīng)的堵管率看，690TT傳熱管性能優(yōu)于600TT傳熱管(因SG傳熱管問題引起的非計(jì)劃停堆頻率也更低)。隨著運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)累積，預(yù)期新一代傳熱管SGTR始發(fā)事件頻率將更低。

表2 SGTR始發(fā)事件頻率比較Table 2 Comparison of SGTR initiating event frequency

4 小結(jié)

本文基于不同材料傳熱管的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)，統(tǒng)計(jì)總的管臨界年數(shù)以區(qū)分不同核電廠SG傳熱管數(shù)的影響，并將Jeffreys分布作為先驗(yàn)分布統(tǒng)計(jì)分析690TT以及經(jīng)熱處理的傳熱管(包含600TT和690TT)發(fā)生破裂的頻率。該方法得到的SGTR始發(fā)事件頻率可較合理地體現(xiàn)SG傳熱管材料性能的改進(jìn)對(duì)降低該事件導(dǎo)致核電廠安全殼旁通失效風(fēng)險(xiǎn)的影響和貢獻(xiàn)。與通用數(shù)據(jù)庫中未區(qū)分傳熱管材料對(duì)應(yīng)的頻率相比明顯降低，且隨著690TT傳熱管運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的進(jìn)一步累積，預(yù)期該方法分析得到的SGTR始發(fā)事件頻率將進(jìn)一步降低。

同時(shí)需注意的是，雖然由于抗腐蝕能力的提高，預(yù)期經(jīng)熱處理的傳熱管不用考慮各種腐蝕導(dǎo)致的降級(jí)機(jī)理，但松動(dòng)部件磨損引起的降級(jí)機(jī)理可能仍存在。后續(xù)還應(yīng)進(jìn)一步加強(qiáng)監(jiān)測(cè)及改進(jìn)技術(shù)以全面降低SGTR事件發(fā)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(píng)價(jià)研究

TL33

A

1000-6931(2015)07-1243-04

10.7538/yzk.2015.49.07.1243