鄭大吉　周春林　何歐　王佳恒　杜國新

摘 要

高通量工程試驗堆（HFETR）事故余熱排出系統(tǒng)用于事故工況下排出反應堆余熱保證堆芯安全。本文應用RiskSpectrum軟件對HFETR事故余熱排出系統(tǒng)開展概率安全評價（PSA），通過貝葉斯數(shù)據(jù)處理方式進行基礎(chǔ)數(shù)據(jù)處理、通過整合部分發(fā)考慮共因故障，并以事故余熱排出系統(tǒng)失效為頂事件建立了HFETR事故余熱排出系統(tǒng)故障樹模型，定量給出了HFETR事故余熱排出系統(tǒng)失效概率。同時以事故余熱排出系統(tǒng)模型及運行可靠性數(shù)據(jù)位基礎(chǔ)，進行了最小割集分析、重要度分析和靈敏度分析，較全面地分析了該系統(tǒng)的風險水平，為系統(tǒng)改造升級提供了重要參考。

關(guān)鍵詞

HFETR;概率安全評價;事故余熱排出系統(tǒng)

中圖分類號： TM623 ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ?文獻標識碼： A

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2020.11.031

0 引言

高通量工程試驗堆（High Flux Engineering Test Reactor，HFETR）是一座大型的綜合性的試驗及工程應用和研究的壓力殼型研究反應堆，主要承擔材料輻照、元件考驗及同位素生產(chǎn)等重要任務，至今已運行40年。HFETR事故余熱排出系統(tǒng)（Delay Heat Remove System，DHRS）主要功能是當反應堆出現(xiàn)正常換熱設(shè)備或管線失效等事故工況時，排出反應堆余熱保證堆芯安全。該系統(tǒng)對事故工況下反應堆的安全極為重要，有必要對其進行可靠性分析，獲得其可靠性水平，并分析影響其可靠性的主要因素。

1 系統(tǒng)描述

1.1 系統(tǒng)流程

事故余熱排出系統(tǒng)包括兩個回路，即一次水回路和二次水路，回路之間通過熱交換器進行換熱。圖1為該系統(tǒng)流程圖，當出現(xiàn)事故工況導致主泵停運時，一次水回路由1#事故泵經(jīng)112閥及118閥（或2#事故泵經(jīng)114閥及118閥）提供，確保事故工況下堆芯流量，一次水由堆芯上方進入堆芯受熱后由堆芯下方流出，通過107閥由4#熱交換器（或經(jīng)109閥由5#熱交換器）將熱量傳給二次水，此時的二次水由6#事故泵經(jīng)S905甲閥（或經(jīng)9#事故泵經(jīng)S904甲閥）提供，在熱交換器實現(xiàn)換熱后經(jīng)S904乙（或S905乙）回到安全水池中。系統(tǒng)投入運行時，1#事故泵與2#泵事故泵互為備用，4#熱交換器與5#熱交換器互為備用，6#事故泵與9#泵事故泵互為備用。

1.2 系統(tǒng)主要設(shè)備

系統(tǒng)投入運行前各設(shè)備的狀態(tài)見表1，系統(tǒng)主要設(shè)備故障模式與后果分析（Failure mode and effects analysis，F(xiàn)MEA）表見表2。

2 故障樹分析

2.1 分析前準備

成功準則：一次水回路二次水回路均正常換熱則系統(tǒng)排熱成功。

頂事件：事故余熱排出系統(tǒng)失效（系統(tǒng)不能排出堆芯余熱）。

基本假設(shè)：不考慮各信號線路失效;不考慮與事故余熱排出系統(tǒng)相連系統(tǒng)對系統(tǒng)可靠性的貢獻;不考慮各設(shè)備的設(shè)備冷卻水系統(tǒng)失效;不考慮系統(tǒng)的可維修性;任務事件取8小時。

2.2 可靠性數(shù)據(jù)處理

可靠性數(shù)據(jù)是PSA的輸入和基礎(chǔ)，可靠性數(shù)據(jù)的質(zhì)量決定整個PSA分析結(jié)果的質(zhì)量[1]。為了獲得合理的可靠性數(shù)據(jù)，本文采用美國核管會（NRC）和美國機械工程師協(xié)會（ASME）推薦的貝葉斯數(shù)據(jù)處理方式將HFETR歷史運行數(shù)據(jù)和核電站通用數(shù)據(jù)進行耦合處理，使得最終數(shù)據(jù)既具有HFETR特點，同時也能夠具有一定的統(tǒng)計樣本數(shù)量[2]。該方法以通用數(shù)據(jù)為先驗數(shù)據(jù)，以堆歷史運行數(shù)據(jù)為樣本數(shù)據(jù)，進行貝葉斯處理得到量化計算的后驗數(shù)據(jù)[3]。

2.3 共因失效分析

共因失效表現(xiàn)為多個冗余部件由于共同的原因同時或在一段時間間隔內(nèi)發(fā)生失效，其發(fā)生的可能原因為設(shè)計缺陷、制造安裝缺陷、運行或維修失誤、自然事件等。根據(jù)工業(yè)界長期的經(jīng)驗累積，發(fā)現(xiàn)冗余部件共因失效對系統(tǒng)總體失效的貢獻比單獨只考慮部件獨立失效對系統(tǒng)總體失效的貢獻要大得多，故在分析中必須考慮共因失效。

目前國內(nèi)比較多采用的共因分析方法由β因子法、多希臘字母（MGL）法、α因子法等[4]。本文選用貼近研究堆運行特點共因失效參數(shù)處理的UPM法，使得分析過程更貼近工程實踐[5]。分析中考慮兩臺一次水事故泵和兩臺二次水事故泵共因失效，根據(jù)UPM法表計算出相應β因子分別為9.88E-2和9.92E-2。

2.4 故障樹建造

應用RiskSpectrum建立系統(tǒng)故障樹模型，事故余熱排出系統(tǒng)共構(gòu)件主故障樹1顆，子故障樹7顆（含共因故障樹4顆），主故障樹和共因故障樹如圖2所示。

3 主要結(jié)果與分析

3.1 最小割集（MCS）分析

導致頂事件發(fā)生的主要最小割集列于表3，事故泵共因失效是導致系統(tǒng)不可用的支配性事件。通過表3可以看出，二次水兩臺事故泵共因失效事件（CCF-PUMP-AC-2#-ALL）和一次水兩臺事故泵共因失效事件（CCF-PUMP-AC-2#-ALL）是導致事故余熱排出系統(tǒng)失效的主要支配性事件，其百分比分別為43.6%和43.4%。

3.2 重要度分析

FV重要度表示含有某單個基本事件的相關(guān)割集發(fā)生頻率之和在頂事件發(fā)生頻率中的份額，它可以為尋找系統(tǒng)薄弱環(huán)節(jié)提供依據(jù)。本文分析了基本事件、可靠性參數(shù)對系統(tǒng)不可用的重要度。

基本事件FV重要度表達式如下：

可靠性參數(shù)的重要度分析有兩種檢測方法。

風險較少因子（RDF），計算模型為：

風險增加因子（RIF），計算模型為：

支配性基本事件的FV重要度見表4，可靠性參數(shù)的各種重要度分析結(jié)果見表5。

3.3 敏感度分析

敏感度分析可以為實際在役系統(tǒng)的升級改造提供指導意見。其計算公式為：

計算獲得事故余熱排出系統(tǒng)失效基本事件靈敏度及事故余熱排出系統(tǒng)可靠性參數(shù)靈敏度數(shù)據(jù)見表6和表7。通過分析表6和表7，事故泵共因失效基本事件具有最大靈敏度，事故泵失效參數(shù)具有最大靈敏度。

4 結(jié)論

針對HFTER事故余熱排出系統(tǒng)構(gòu)件故障樹模型，并利用該模型對系統(tǒng)進行概率安全評價得到結(jié)論：

（1）HFETR事故余熱排出系統(tǒng)失效概率為：4.00×10-4;

（2）一次水事故泵共因失效、二次水事故泵共因失效、一次水管道運行失效、電動閥S904乙失效、電動閥S90乙失效是導致系統(tǒng)失效的最重要因素，是該系統(tǒng)的薄弱環(huán)節(jié)，且前兩個基本事件具有最大靈敏度。

（3）當對事故余熱排出系統(tǒng)進行改造升級的相關(guān)活動時，應重點解決次水事故泵共因失效以及二次水事故泵共因失效問題。

參考文獻

[1]IAEA-TECDOC-478.Component Reliability Data for Use in Probabilistic Safety Assessment.1988.

[2]薛大知.核電站PSA 分析中可靠性數(shù)據(jù)處理的貝葉斯方法[J].核動力工程，2000，20（5）451-455.

[3]USNRC.NUREG/CR-6823.Handbook of Parameter Estimation for Probabilistic Risk Assessment [R].2003.

[4]仇永萍.UPM 共因失效分析方法在概率安全評價中的適用性[J].核科學與工程，2008，28（4），376-380.

[5]宋海明.秦山三期（重水堆）核電站概率安全評價之共因失效分析方法與應用研究[D].上海：上海交通大學，2007.