基于AHP的船舶核動力裝置故障及安全性分析*

徐立1▲鄧儒超1徐楚3方軍庭1張笛2

(1.武漢理工大學(xué)能源與動力工程學(xué)院可靠性工程研究所武漢 430063；

2.武漢理工大學(xué)水路公路交通安全控制與裝備教育部工程研究中心武漢 430063；

3.中國核動力研究設(shè)計院反應(yīng)堆運(yùn)行與應(yīng)用研究所成都 610064)

摘要針對民用核動力船舶運(yùn)行的安全性問題，運(yùn)用層次分析法(AHP)對目標(biāo)船型為50萬t級的核動力礦砂船進(jìn)行了安全性分析?；诿裼煤藙恿Υ皠恿ρb置系統(tǒng)的特點(diǎn)，分別建立了民用船舶核動力裝置一回路系統(tǒng)和二回路系統(tǒng)的遞階層次模型，并制定相應(yīng)的指標(biāo)評分準(zhǔn)則，進(jìn)行風(fēng)險評估。應(yīng)用層次分析法進(jìn)行安全性分析，能避免民用核動力船舶數(shù)據(jù)缺失等問題，為開展船用核動力裝置故障分析開辟了新的思路。研究結(jié)果表明：安全注射系統(tǒng)(RIS)、化學(xué)和容積控制系統(tǒng)(RCV)、控制棒系統(tǒng)及燃料包殼系統(tǒng)是一回路系統(tǒng)中的關(guān)鍵風(fēng)險要素；二回路系統(tǒng)中汽動給水泵系統(tǒng)、電動給水泵系統(tǒng)、主給水流量控制系統(tǒng)和高壓給水加熱器系統(tǒng)為關(guān)鍵風(fēng)險要素。針對安全性分析找到的關(guān)鍵風(fēng)險要素提出相應(yīng)的應(yīng)對措施，能提高民用核動力船舶應(yīng)對海上風(fēng)險狀況的能力。

關(guān)鍵詞交通安全；安全性分析；層次分析法；核動力船舶；風(fēng)險評估

中圖分類號：U674.921文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A

收稿日期：2014-05-07修回日期：2014-08-13

通訊作者▲第一作者()簡介：徐立(1975-)，博士，副教授.研究方向：風(fēng)能、核能、太陽能等清潔能源在大型遠(yuǎn)洋船舶上的應(yīng)用.E-mail: xuli92211@163.com

*國家高技術(shù)研究發(fā)展計劃(863計劃)支持項(xiàng)目(批準(zhǔn)號：2012AA112701)資助

Failure and Safety Studies of Nuclear-Powered

Ship Based on AHP

XU LiDENG RuchaoXU ChuFANG JuntingZHANG Di

(1.SchoolofEnergyandPowerEngineering，WuhanUniversityofTechnology,

Wuhan430063,China;

2.EngineeringResearchCenterforTransportationSafety(MinistryofEducation),

WuhanUniversityofTechnology,Wuhan430063,China;

3.ReactorOperationandApplicationInstituteofNuclear

PowerInstituteofChina,Chengdu610064,China)

Abstract:An Analytic Hierarchy Process (AHP) was used to analyze the operation safety of civilian nuclear-powered vessels. The hierarchy system models of primary loop system and second loop system were established.The evaluation criteria with indicator were formulated for the risk assessment. Using AHP for safety analysis can avoid the problem of the missing data of civilian nuclear-powered vessels and open up a new idea for the failure analysis of nuclear power plant. The result shows that the Safety Injection System (RIS), the Chemical and Volume Control System (RCV), the Control Rods System, and the Hull of Fuel Canning System are the key risk factors in the primary system of nuclear powered marine plant. The Steam Feed Pump System, Electric Feed Water Pump System, Feed Water Flow Control System, and High Pressure Heater System are the main risk factors of the second loop system. Aiming at the key risk factors identified by the security analysis, the corresponding countermeasures are proposed. These measures can facilitate the ability to cope with marine risk profile of the ship.

Key words:traffic safety; safety analysis; analytical hierarchy process; nuclear-powered vessel; risk assessment

0引言

隨著氣候變化和能源危機(jī)的日益嚴(yán)峻，環(huán)境問題已經(jīng)成為世界各國亟待解決的問題。目前國際航運(yùn)法規(guī)對航運(yùn)業(yè)限制有害氣體排放的規(guī)定日益嚴(yán)格，使得人們越來越注重新能源船舶的開發(fā)，這為民用核動力船舶的發(fā)展提供了新的機(jī)遇[1-2]?？紤]到核動力船舶相較于傳統(tǒng)船舶更加環(huán)保，而且能夠有效緩解能源危機(jī)，公眾再次注重民用核動力船舶的發(fā)展。然而核工業(yè)是1個高危產(chǎn)業(yè)[3]，其安全性問題是公眾最為關(guān)心的。

《核商船安全規(guī)范》中規(guī)定建議使用在核電廠工程上得到驗(yàn)證的確定論方法和概率安全評價法來進(jìn)行核商船安全性分析[4-5]。但受限于民用核動力船舶工程實(shí)踐的現(xiàn)實(shí)，各國一直都沒有形成一套成熟的被國際社會所認(rèn)可的安全分析體系[6-7]，所以對民用核動力船舶動力裝置的安全性分析研究也沒有實(shí)質(zhì)的進(jìn)展。運(yùn)用層次分析法(AHP)[8-9]對目標(biāo)船型的核動力裝置進(jìn)行安全性研究，通過建立1個基于分析目標(biāo)的遞階層次結(jié)構(gòu)模型，對同一層元素的兩兩比較，確定不同元素相對于上一層元素的重要性[10]，可以有效克服客觀數(shù)據(jù)缺失等問題。筆者在基于核電廠安全分析和船舶安全分析的基礎(chǔ)上，應(yīng)用AHP對船舶核動力裝置建立系統(tǒng)的遞階層次模型，進(jìn)行風(fēng)險評估，從而找出對民用核動力船舶安全影響較大的1個或多個系統(tǒng)，并應(yīng)對核動力船舶故障風(fēng)險提出幾點(diǎn)應(yīng)對措施。

1船用核動力裝置故障分析指標(biāo)體系的建立

1.1目標(biāo)船型參數(shù)

目標(biāo)船為50萬t超大型礦砂船，其動力裝置為300 MW(2臺150 MW)級的核動力裝置，主要航線為：中國—巴西，相關(guān)參數(shù)見表1。

表1　目標(biāo)船型的主要參數(shù)

1.2民用船舶核動力裝置

船舶壓水堆核動力裝置[11]由反應(yīng)堆及一回路系統(tǒng)和二回路系統(tǒng)和推進(jìn)系統(tǒng)幾部分組成，分布在不同的艙室中，其原理見圖1，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)采用雙環(huán)路形式，見圖2。

圖1　核動力裝置壓水堆流程圖

圖2　反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流程示意圖

核動力裝置一回路系統(tǒng)中水既是冷卻劑也是慢化劑，如圖2所示采用雙環(huán)路形式，主泵驅(qū)動高溫高壓水吸收核反應(yīng)所釋放的熱量，然后在蒸汽發(fā)生器與二回路發(fā)生熱量交換，將熱量傳送給二回路，然后經(jīng)主泵加壓后重新被泵入反應(yīng)堆，吸收反應(yīng)堆持續(xù)放出的熱量，如此往復(fù)循環(huán)構(gòu)成了船用核動力裝置的密閉核循環(huán)回路。

核動力裝置二回路系統(tǒng)主要是將一回路傳遞過來的熱量通過汽輪機(jī)裝換為船舶動力。如圖1所示，水經(jīng)過蒸汽發(fā)生器吸收熱量汽化為高溫高壓的蒸汽，推動汽輪機(jī)的運(yùn)轉(zhuǎn)，經(jīng)過汽輪機(jī)后的乏汽流入冷凝器冷卻，再經(jīng)過一系列的輔助設(shè)備如：加熱器、除氧器等，重新流入蒸汽發(fā)生器，完成1個循環(huán)。

1.3建立核動力裝置的遞階層次結(jié)構(gòu)模型

以核動力裝置安全的3要素：反應(yīng)性控制、堆芯冷卻，以及放射性產(chǎn)物包容為基礎(chǔ)，將民用船用核動力裝置一回路系統(tǒng)的遞階層次模型按3要素劃分為3個子系統(tǒng)，對3個子系統(tǒng)進(jìn)行更為細(xì)致的劃分，從而建立一回路系統(tǒng)的遞階層次模型，見表2。一回路系統(tǒng)中英文名稱對照表見表3。

同一回路系統(tǒng)遞階層次模型建立類似，在研究二回路系統(tǒng)(蒸汽動力系統(tǒng))時，也可將其按照功率匹配、水循環(huán)、能量轉(zhuǎn)換劃分為3個子系統(tǒng)。對應(yīng)3個子系統(tǒng)，將二回路系統(tǒng)中的設(shè)備按其功能分別劃分到3個子系統(tǒng)，形成蒸汽動力系統(tǒng)的遞階層次結(jié)構(gòu)模型，見表4。

表2　一回路系統(tǒng)遞階層次結(jié)構(gòu)

表3　中英文名稱對照

表4　二回路系統(tǒng)遞階層次結(jié)構(gòu)

2船用核動力裝置故障分析

2.1對船舶核動力裝置進(jìn)行安全性分析

邀請核動力方面的專家對核動力裝置一回路系統(tǒng)的層次模型中的各元素進(jìn)行打分，確定元素相當(dāng)于上層元素的重要性，將打分的結(jié)果建立判斷矩陣，由此得到判斷矩陣A-B，B-C，C-D。由于篇幅所限僅列出A-B(是所邀請的3位專家所給出的調(diào)查評分表)判斷矩陣．

首先需要對3位專家的數(shù)據(jù)進(jìn)行加權(quán)平均，得到矩陣參數(shù)的加權(quán)平均矩陣。由于專家的經(jīng)驗(yàn)水平不同，3位專家的評分?jǐn)?shù)據(jù)權(quán)值依次為：0.5，0.3，0.2，計算結(jié)果為

根據(jù)AHP法步驟對一回路系統(tǒng)進(jìn)行故障分析，確定各個判斷矩陣A-B,B-C,C-D的元素相對于上層元素的相對權(quán)重并進(jìn)行一致性檢驗(yàn)，結(jié)果見表5。

計算底層的指標(biāo)元素相對于決策目標(biāo)層指標(biāo)元素的相對權(quán)重[6]，結(jié)果見圖3。

圖3　一回路系統(tǒng)指標(biāo)綜合權(quán)重圖示

同理，可計算二回路底層的指標(biāo)元素相對于決策目標(biāo)層指標(biāo)元素的相對權(quán)重，結(jié)果見圖4。

圖4　二回路系統(tǒng)指標(biāo)綜合權(quán)重圖示

矩陣權(quán)重算數(shù)平均值λmaxnC.I.R.I.C.R.一致性檢驗(yàn)A-B[0.7240.1240.152]3.000130.00010.520.0002通過B1-C[0.1330.2510.616]3.003630.00180.520.0030通過B2-C[0.5370.2970.166]3.039530.01980.520.0380通過B3-C[0.5240.2670.1360.073]4.122740.04090.890.0460通過C4-D[0.5160.484]2.000020.00000.000.0000通過C5-D[0.8360.164]2.000020.00000.000.0000通過C6-D[0.6810.1280.191]3.000030.00000.520.0000通過

2.2結(jié)果分析

由圖3可見一回路系統(tǒng)中化學(xué)和容積控制系統(tǒng)(C2)和安全注入系統(tǒng)(C3)的綜合權(quán)重值超過0.1，而控制棒控制失效(C1)和燃料包殼損壞(C7)權(quán)重值接近于0.1。這是出于對核動力船舶安全性的考慮，對反應(yīng)堆運(yùn)行安全性控制的要求非常嚴(yán)格，以及反應(yīng)堆控制棒系統(tǒng)、安全注射系統(tǒng)和硼和水供應(yīng)系統(tǒng)的工作條件極其惡劣所致。由此可見在C1,C2,C3和C7系統(tǒng)和設(shè)備發(fā)生故障或失效的工況下造成一回路系統(tǒng)發(fā)生故障的可能性較大。

由圖4可見，二回路中有4個子系統(tǒng)的指標(biāo)權(quán)重超過0.1或接近0.1，即汽動給水泵系統(tǒng)故障(D5)、主給水流量控制系統(tǒng)故障(C2)、高壓電動給水泵系統(tǒng)故障(D6)以及高壓給水加熱器系統(tǒng)故障(D9)，而其他指標(biāo)均遠(yuǎn)小于0.1。由此可見二回路系統(tǒng)故障對汽動和電動給水泵的安全性要求較高，同時故障工況下蒸汽動力系統(tǒng)負(fù)荷的劇烈變化也考驗(yàn)主給水流量控制系統(tǒng)的安全性。

2.3討論與建議

根據(jù)上面得到的結(jié)果，為保證民用核動力船舶的安全運(yùn)行，給出以下幾個方面的應(yīng)對措施。

1) 提高核動力裝置一回路系統(tǒng)的自然循環(huán)能力，在事故工況下減小核動力裝置一回路系統(tǒng)對動力裝置的依賴性，通過合理的優(yōu)化設(shè)計，可以在外部動力系統(tǒng)完全或部分失效的情況下仍然能夠依靠自然循環(huán)冷卻核反應(yīng)反應(yīng)堆。

2) 優(yōu)化船舶核動力裝置中的系統(tǒng)管道布置，盡可能地減少動力裝置系統(tǒng)中的管路彎道或適當(dāng)增大彎道半徑，減少管路中的能量損失；相較于核動力潛艇狹小的反應(yīng)堆堆艙，在設(shè)計民用核動力船舶時，可提高核反應(yīng)堆芯和蒸汽發(fā)生器的垂直高度，來提高船舶核動力裝置的自然循環(huán)能力。

3) 對于船舶核動力裝置運(yùn)行參數(shù)的設(shè)定，在考慮系統(tǒng)能耗的基礎(chǔ)上，應(yīng)該適當(dāng)提高系統(tǒng)的安全余量，保證核動力船舶在遭遇到多自由度大幅度傾斜、搖擺和等惡劣工況下仍能夠運(yùn)行穩(wěn)定安全。

3結(jié)束語

通過建立民用船舶核動力裝置一回路系統(tǒng)和二回路系統(tǒng)的故障分析的指標(biāo)體系，運(yùn)用層次分析法對核動力裝置進(jìn)行風(fēng)險評估。通過分析、處理、計算得到各個系統(tǒng)指標(biāo)相對于核動力裝置安全運(yùn)行的相對權(quán)重，顯示出各個指標(biāo)對船用核動力裝置一回路系統(tǒng)和二回路系統(tǒng)運(yùn)行安全性的權(quán)重排序，找到對每個系統(tǒng)的風(fēng)險較大因素，并在此基礎(chǔ)上針對民用船舶核動力裝置系統(tǒng)提出幾點(diǎn)風(fēng)險應(yīng)對措施。

研究通過風(fēng)險識別找到了核動力裝置風(fēng)險要素，但還是存在一些不足。由于民用核動力船舶的數(shù)據(jù)缺失，制約著民用核動力船舶安全性的研究，在今后研究中應(yīng)拓寬數(shù)據(jù)來源渠道，使得到的數(shù)據(jù)更加真實(shí)全面地反應(yīng)客觀情況。另外，在研究中可對民用船舶核動力裝置的遞階層次結(jié)構(gòu)應(yīng)進(jìn)行完善和細(xì)化，使研究模型向大型化、細(xì)分化，這些都有利于研究的深入進(jìn)行，促進(jìn)民用核動力船舶的發(fā)展。

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