周藍(lán)宇，齊實(shí)，周濤

（1.南華大學(xué)核科學(xué)技術(shù)學(xué)院，湖南衡陽 421001；2.華北電力大學(xué)核科學(xué)與工程學(xué)院，北京 102206）

AP1000非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)共因失效研究

周藍(lán)宇1，齊實(shí)2，周濤2

（1.南華大學(xué)核科學(xué)技術(shù)學(xué)院，湖南衡陽 421001；2.華北電力大學(xué)核科學(xué)與工程學(xué)院，北京 102206）

采用多希臘字母（MGL）模型，借助Risk Spectrum軟件對(duì)AP1000非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)（PRHRS）進(jìn)行共因失效影響分析。針對(duì)是否考慮共因失效（CCF）分別進(jìn)行計(jì)算，得出不考慮CCF時(shí)PRHRS的失效概率為9.559×10-6，而考慮CCF時(shí)PRHRS的失效概率為2.008×10-4。對(duì)比可知，PRHRS的失效模式在是否考慮CCF時(shí)是不同的，且考慮CCF時(shí)PRHRS的失效概率比不考慮CCF時(shí)大2個(gè)數(shù)量級(jí)。PRHRS失效不考慮CCF時(shí)，熱交換器泄漏和安全殼內(nèi)置換料水箱（IRWST）水箱失效對(duì)整個(gè)PRHRS影響最大；考慮CCF后，氣動(dòng)閥CCF成為PRHRS失效的主要影響因素。

多希臘字母（MGL）模型；非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)（PRHRS）；共因失效（CCF）；熱交換器；安全殼內(nèi)換料水箱（IRWST）；氣動(dòng)閥

0 引言

AP1000非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)（PRHRS）屬于核電站專設(shè)安全設(shè)施，其主要功能是在非大破口事故下，當(dāng)反應(yīng)堆的正常排熱路徑失效時(shí)導(dǎo)出堆芯衰變熱，它的可靠性對(duì)核電站的安全運(yùn)行具有重大意義。共因失效CCF（common cause failure）是指在一個(gè)系統(tǒng)中由于某種共同原因而引起2個(gè)或2個(gè)以上單元同時(shí)失效，CCF是冗余系統(tǒng)失效的主要根源，已引起廣泛重視。Xin-yangWu［1］等提出了拓展型面向?qū)ο驪etri網(wǎng)（EOOPN）模型分析分階段任務(wù)系統(tǒng)（PMS）的CCF。Muhammad Zubair［2］等進(jìn)一步研究α模型評(píng)估CCF。Zhou Tao［3］等采用模糊概率安全分析方法（PSA）對(duì)PRHRS進(jìn)行研究。王寶生等［4］采用編制程序的方法，研究了全場(chǎng)斷電條件下PRHRS的行為。劉強(qiáng)［5］采用神經(jīng)網(wǎng)絡(luò)的方法分析了PRHRS功能的可靠性。DaeⅡKang［6］等采用PSA的方法研究反應(yīng)堆給水泵的CCF。尹慧琳［7］等對(duì)核電廠安全儀控4取2冗余系統(tǒng)進(jìn)行CCF分析。賀理［8］等研究了CCF對(duì)平均失效概率計(jì)算結(jié)果的影響。仇永萍［9］對(duì)30萬千瓦核電廠高壓安注系統(tǒng)CCF進(jìn)行了分析。然而，國內(nèi)外研究PRHRS CCF的較少，但是PRHRS CCF對(duì)核電廠安全有著重大的影響，因此，研究PRHRSCCF對(duì)核電站安全有著重大意義。

1 研究對(duì)象及方法

1.1 研究對(duì)象

PRHRS的主要作用是在喪失交流電源、喪失正常給水和蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂時(shí)緊急排出堆芯余熱，PRHRS［10］構(gòu)成如圖1所示。

圖1 PRHRS構(gòu)成

由圖1可知，布置在安全殼內(nèi)置換料水箱（IRWST）中的PRHRS熱交換器的位置高于反應(yīng)堆，熱交換器上封頭的入口管路與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）#1環(huán)路的主管道熱段相連，下封頭的出口管路與#2蒸汽發(fā)生器下封頭的冷腔室相連接。入口管路上裝有1個(gè)常開的電動(dòng)閥，出口管路上裝的是并聯(lián)的2個(gè)多重常關(guān)氣動(dòng)閥。反應(yīng)堆正常運(yùn)行時(shí)PRHRS熱交換器中充滿反應(yīng)堆冷卻劑，壓力相同于RCS的運(yùn)行壓力，其溫度與IRWST中的低溫水一致。一旦需要PRHRS投入，只需要開啟PRHRS熱交換器出口2個(gè)并聯(lián)氣動(dòng)隔離閥中的任意一個(gè)，同時(shí)關(guān)閉2個(gè)串聯(lián)的安全殼凝水回流槽疏水氣動(dòng)隔離閥中的任意一個(gè)即可。PRHRS熱交換器和反應(yīng)堆之間的布置位差和冷卻劑的溫度差產(chǎn)生熱驅(qū)動(dòng)壓頭，形成反應(yīng)堆冷卻劑的自然循環(huán)。

1.2 計(jì)算方法

1.2.1 多希臘字母模型

多希臘字母（MGL）模型［11］是由一批單元級(jí)失效率參數(shù)組成的，包括對(duì)單元失效有貢獻(xiàn)的獨(dú)立和共因作用的影響，是β參數(shù)模型近代推廣的許多模型中最通用的一個(gè)，本文采用該模型分析CCF。

MGL模型的參數(shù)數(shù)目與系統(tǒng)的規(guī)模大小有關(guān)，系統(tǒng)的規(guī)模越大，參數(shù)數(shù)目也就越多。對(duì)于由m個(gè)相同單元組成的系統(tǒng)，假定部件都是相同的，系統(tǒng)啟動(dòng)并運(yùn)行時(shí)間t，則有2m+1個(gè)模型參數(shù)。其中m個(gè)參數(shù)屬于啟動(dòng)失效率，另外m個(gè)參數(shù)屬于運(yùn)行失效率，還有1個(gè)參數(shù)為運(yùn)行時(shí)間t。由m個(gè)相似的冗余或備用單元組成的系統(tǒng)，MGL模型參數(shù)的一般表達(dá)式為

式中：λj為j個(gè)相同單元同時(shí)失效的概率；β，χ，δ均為單元失效的條件概率。

1.2.2 Risk Spectrum軟件

Risk Spectrum軟件對(duì)CCF進(jìn)行定量分析，該程序是世界上應(yīng)用比較廣泛的PSA計(jì)算分析軟件。RiskSpectrum分析軟件采用RSMCS（Minimal Cut Sets）算法，它是一個(gè)自上而下的“下行法”運(yùn)算法則。

1.3 成功準(zhǔn)則及計(jì)算條件

1.3.1 故障樹的成功準(zhǔn)則

PRHR熱交換器［7］出口2個(gè)并聯(lián)氣動(dòng)閥任意一個(gè)開啟，同時(shí)，2個(gè)串聯(lián)的安全殼凝水回流槽疏水閥任意一個(gè)關(guān)閉。

1.3.2 基本假設(shè)

（1）IRWST內(nèi)有水位報(bào)警，以警示操縱員IRWST低水位，有助于防止PRHR熱交換器裸露。

（2）PRHR入口管線電動(dòng)隔離閥（PXS-V101）是常開的，并接收1個(gè)開啟確認(rèn)信號(hào)。在工程中，這種功能的電動(dòng)閥通常斷電或者上鎖而不會(huì)出現(xiàn)誤關(guān)。

（3）氣動(dòng)閥PXS-V108A和PXS-108B在喪失控制或喪失空氣時(shí)失效打開。

（4）氣動(dòng)閥PXS-V130A和PXS-130B在喪失控制或喪失空氣時(shí)失效關(guān)閉。

1.3.3 失效模式與影響

當(dāng)處于事故運(yùn)行狀態(tài)下，PRHRS接收到保護(hù)和安全監(jiān)測(cè)系統(tǒng)（PMS）或多樣性觸發(fā)系統(tǒng)（DAS）發(fā)出蒸汽發(fā)生器處于低水位信號(hào)時(shí)，PRHR系統(tǒng)啟動(dòng)。設(shè)備失效模式與影響見表1，根據(jù)表1可以得到系統(tǒng)故障模式，可針對(duì)故障模式建立故障樹。

表1 失效模式與影響

2 計(jì)算結(jié)果及分析

2.1 不考慮CCF的故障樹

計(jì)算涉及的失效概率數(shù)據(jù)采用美國核管會(huì)（NRC）統(tǒng)計(jì)數(shù)據(jù)和通用數(shù)據(jù)，不考慮CCF的故障樹如圖2所示。

由圖2可知，不考慮CCF時(shí)，PRHRS主要由IRWST破裂、非能動(dòng)余熱排出熱交換器泄漏、并聯(lián)氣動(dòng)閥V108A／B失效、串聯(lián)氣動(dòng)閥V130A／B失效等基本事件組成。

圖2 不考慮CCF的故障樹

PRHRS失效的頂事件發(fā)生概率為9.559× 10-6，最小割集見表2。

表2 不考慮CCF時(shí)最小割集

由表2數(shù)據(jù)中可以看出，在不考慮CCF時(shí)，PRHRS熱交換器泄漏和IRWST失效對(duì)整個(gè)PRHRS影響最大。

2.2 考慮CCF故障樹

考慮氣動(dòng)閥V108A／B之間存在CCF，采用MGL模型對(duì)AP1000反應(yīng)堆PRHRS進(jìn)行分析，故障樹如圖3所示。

由圖3可知，根據(jù)式（1）～（4）求出CCF概率，考慮并聯(lián)氣動(dòng)閥V108A／B CCF，串聯(lián)氣動(dòng)閥V130A／B CCF。考慮CCF時(shí)，頂事件發(fā)生概率為2.008×10-4，最小割集見表3。

圖3 考慮CCF的故障樹

表3 考慮CCF時(shí)最小割集

3 結(jié)論

由表3中數(shù)據(jù)可以看出，采用MGL模型計(jì)算CCF時(shí)，氣動(dòng)閥V130A／B CCF和氣動(dòng)閥V108A／B CCF對(duì)整個(gè)PRHRS影響最大。

2.3 對(duì)比分析

比較表2和表3可知：在考慮反應(yīng)堆CCF時(shí)，整個(gè)核電廠的失效概率比不考慮CCF高2個(gè)數(shù)量級(jí)，可見冗余部件CCF對(duì)系統(tǒng)總體失效的貢獻(xiàn)比單獨(dú)只考慮部件獨(dú)立失效對(duì)系統(tǒng)總體失效的貢獻(xiàn)要大得多：不考慮CCF時(shí)，PRHRS失效概率為9.559×10-6，其中熱交換器泄漏和IRWST水箱失效對(duì)整個(gè)PRHRS影響最大；考慮CCF時(shí)，PRHRS失效概率為2.008× 10-4，其中氣動(dòng)閥V130A／B CCF和氣動(dòng)閥V108A／B CCF對(duì)整個(gè)PRHRS影響最大。這是因?yàn)?，核電廠中具有冗余性的設(shè)備在相同的工作條件下由相同的控制機(jī)構(gòu)控制，甚至由相同的廠家生產(chǎn)，設(shè)備出現(xiàn)故障有很大概率導(dǎo)致其冗余設(shè)備失效。為此，在核電廠安全評(píng)價(jià)中，要充分重視核電廠部件的CCF。

（1）不考慮CCF時(shí)，PRHRS失效概率為9.559× 10-6，其中熱交換器泄漏和IRWST水箱失效對(duì)整個(gè)PRHRS影響最大。

（2）考慮CCF時(shí)，PRHRS失效概率為2.008× 10-4，其中氣動(dòng)閥V130A／B CCF和氣動(dòng)閥V108A／B CCF對(duì)整個(gè)PRHRS影響最大。

（3）考慮CCF PRHRS的失效概率比不考慮CCF大2個(gè)數(shù)量級(jí)，CCF是導(dǎo)致PRHRS失效的重要因素。

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（本文責(zé)編：白銀雷）

TM 623

A

1674-1951（2016）12-0018-03

周藍(lán)宇（1995—），女，山東滕州人，本科在讀，從事核科學(xué)與核技術(shù)方面的研究（E-mail：zly9582＠163.com）。

2016-08-31；

2016-11-29

中央高?；究蒲袠I(yè)務(wù)專項(xiàng)資金項(xiàng)目（2016NH014XJXZ）

齊實(shí)（1994—），男，吉林長春人，碩士在讀，從事核反應(yīng)堆熱工水力方面的研究（E-mail：qishi666666＠126.com）。

周濤（1965—），男，山東滕州人，教授，博士生導(dǎo)師，博士，從事核熱工安全研究工作（E-mail：zhoutao＠ncepu.edu.cn）。