梅牡丹 邵世威 左嘉旭 禹志臻 陳 堃

熔鹽堆喪失廠外電源事故的概率安全評價

梅牡丹1邵世威1左嘉旭2禹志臻1陳 堃1

1（中國科學院上海應用物理研究所 嘉定園區(qū) 上海 201800）2（環(huán)境保護部核與輻射安全中心 北京 100082）

以熔鹽堆喪失廠外電源(Loss of offsite power，LOOP)為例，采用概率安全評價(Probabilistic safety assessment，PSA)程序Risk Spectrum對其進行PSA分析，同時假設一回路沒有任何閥門，且設備可靠性數(shù)據(jù)基于現(xiàn)有成熟電站設備的可靠性數(shù)據(jù)，得到了熔鹽堆LOOP事故引發(fā)的放射性物質(zhì)向堆芯釋放的事故序列及其頻率。結果表明，熔鹽堆LOOP事故引發(fā)的放射性物質(zhì)向堆芯的釋放頻率為2×10?11/(堆·年)，獲得了不確定性分析的點估計和區(qū)間估計，重點找出了對LOOP事故引發(fā)的放射性物質(zhì)向堆芯的釋放頻率貢獻最大的因素是反應堆艙室冷卻功能失效，為后期熔鹽堆系統(tǒng)的設計與改進提供了有效的幫助。

熔鹽堆，喪失廠外電源(Loss of offsite power，LOOP)，概率安全評價(Probabilistic safety assessment，PSA)

熔鹽堆作為新型反應堆，喪失廠外電源(Loss of offsite power，LOOP)是熔鹽堆可能發(fā)生的事故，且這個事故可以反映反應堆安全設計的主要理念，因此開展熔鹽堆喪失廠外電源的概率安全評價研究非常重要。概率安全評價(Probabilistic safety assessment，PSA)的主要任務是確定各始發(fā)事件下導致堆芯損傷(或放射性釋放)的各種事故序列，評價事故發(fā)生的概率和造成的后果。為反應堆設計及改進、事故管理、安全分析與研究等方面提供重要信息。

在反應堆設計階段，通過對其進行PSA分析，有助于尋找設計中的薄弱環(huán)節(jié)、優(yōu)化改進設計；識別各系統(tǒng)、設備的重要性；確定現(xiàn)有工程設計抵御假想始發(fā)事件和事故的能力[1]。因此，在概念設計階段對熔鹽堆進行PSA分析有著重要意義。

1 釷基熔鹽堆

此外，熔鹽堆事故余熱排出系統(tǒng)采用了非能動設計，無需人員干預，減少人因錯誤。

本文以2 MW固態(tài)釷基熔鹽實驗堆(TMSR-SF1)為對象，選取喪失廠外電源事故，應用Risk Spectrum分析軟件對其進行PSA分析。TMSR-SF1采用了對稱布置的兩進兩出一回路給堆芯供冷卻劑，一套主換熱器和二回路系統(tǒng)[2](圖1)。

圖1 TMSR-SF1堆本體示意圖Fig.1 Schematic diagram of TMSR-SF1.

釷基熔鹽堆是使用鈾或釷的包覆顆粒為燃料、熔融氟鹽作為冷卻劑的高溫、低壓新型反應堆[2]。

與壓水堆相比，釷基熔鹽堆具有優(yōu)異的安全性能。首先，燃料顆粒的SiC層在溫度1600 °C以下都能保持完整性，對放射性裂變產(chǎn)物有優(yōu)異的包容能力。其次，冷卻劑的高沸點使系統(tǒng)運行在常壓下，同時類池式設計使得堆芯始終浸沒于冷卻劑之中。

2 概率安全評價

熔鹽堆在設計上與水堆存在較大的區(qū)別，因此，熔鹽堆不存在堆芯熔毀的現(xiàn)象，重點研究的是放射性釋放。在TMSR-SF1設計階段，先將放射性物質(zhì)的釋放分析到堆芯，安全殼響應后續(xù)再分析，即TMSR-SF1的PSA分析結果為放射性物質(zhì)向堆芯的釋放頻率。熔鹽堆PSA分析的主要步驟為[1]：熟悉電廠及收集數(shù)據(jù)；始發(fā)事件分析；事件樹分析；系統(tǒng)分析；事故序列定量化分析。

2.1始發(fā)事件分析

選取TMSR-SF1喪失廠外電源作為PSA分析的始發(fā)事件，由于喪失廠外電源與反應堆堆型無關，因此，熔鹽堆發(fā)生喪失廠外電源的頻率可直接參考我國秦山壓核電廠(300 MW機組)數(shù)據(jù)[1]，即LOOP事故的發(fā)生頻率為1.73×10?2/(堆·年)，對應的參數(shù)不確定性分布類型和EF(error factor)分別為對數(shù)正態(tài)分布(Lognormal)和4.4。

2.2事件樹分析

PSA分析采用事件樹和故障樹相結合的方法。事件樹是由始發(fā)事件和題頭事件兩部分組成，題頭事件是指在始發(fā)事件發(fā)生后相繼自動或手動投入用以緩解事故和阻止堆芯損傷的全部安全系統(tǒng)[3](稱前沿系統(tǒng))。然后確定每個安全系統(tǒng)的成功準則，是對系統(tǒng)所要求的最低配置。

2.2.1 題頭事件

根據(jù)TMSR-SF1特性，在事故狀態(tài)下，排出堆芯余熱是確保反應堆安全的重要措施。TMSR-SF1一共有4個余熱排出途徑。在正常運行工況下，堆芯的熱量是通過一回路系統(tǒng)中的中間熱交換器(IHX)排出到二回路，并通過空氣熱交換器將熱量排到空氣中；第2個排出途徑依靠二回路上的正常停堆冷卻系統(tǒng)，主要包括輔助循環(huán)泵和熱交換器；這兩個余熱排出系統(tǒng)(一回路系統(tǒng)、正常停堆冷卻系統(tǒng))稱為能動余熱排出系統(tǒng)。TMSR-SF1應急余熱排出系統(tǒng)采用DRACS (Direct Reactor Auxiliary Cooling System)系統(tǒng)[4](圖2)，DRACS系統(tǒng)同時也作為第3個熱量排出途徑，是一個自然循環(huán)余熱排出系統(tǒng)[5](圖3)；第4個熱量排出途徑依靠反應堆艙室余熱排出系統(tǒng)。因此，DRACS系統(tǒng)與反應堆艙室余熱排出系統(tǒng)稱為非能動余熱排出系統(tǒng)。當能動與非能動系統(tǒng)排熱都失效時，堆芯溫度就會升高、超標，導致堆芯發(fā)生放射性釋放。

圖2 采用DRACS系統(tǒng)的TMSR-SF1Fig.2 TMSR-SF1 with DRACS system.

因此，根據(jù)TMSR-SF1事故緩解措施及設計特點，采用小事件樹/大故障樹分析法確定TMSR-SF1喪失廠外電源事件樹的題頭事件(表1)。

圖3 DRACS系統(tǒng)示意圖Fig.3 DRACS system diagram.

表1 喪失廠外電源事件樹的題頭事件Table 1 Header event of the LOOP event tree.

2.2.2 成功準則分析

在確定了熔鹽堆喪失廠外電源的事件樹題頭事件后，必須對每個題頭事件進行成功準則分析，表2給出了每個題頭事件的成功準則。

表2 喪失廠外電源事件樹題頭事件的成功準則Table 2 Success criteria of the LOOP event tree header event.

2.2.3 事件樹的建造

當TMSR-SF1喪失廠外電源后，一回路主泵、二回路輔助循環(huán)泵等停止運轉(zhuǎn)，同時觸發(fā)停堆保護信號，控制棒下落，緊急停堆。同時，應急柴油發(fā)電機組為能動余熱排出系統(tǒng)提供應急電源，能動系統(tǒng)啟動，當能動系統(tǒng)不可用時，堆芯的余熱就通過非能動余熱排出系統(tǒng)排出，即DRACS系統(tǒng)和艙室冷卻系統(tǒng)啟動。由于應急柴油發(fā)電機將決定能動系統(tǒng)啟動的可能性，是事故緩解重要措施[3]，所以，在事件樹中考慮了柴油發(fā)電機組的題頭事件。

根據(jù)上述LOOP事故進程及保護措施的描述，建立了TMSR-SF1喪失廠外電源的事件樹(圖4)。

圖4 TMSR-SF1喪失廠外電源事件樹Fig.4 LOOP event of TMSR-SF1.

2.3系統(tǒng)分析

PSA分析中常用的系統(tǒng)分析方法是故障樹分析法，即為事件樹中的每一個題頭事件失效狀態(tài)建立故障樹。

對于概念設計階段的TMSR-SF1，在故障樹建模時未將人因事件納入考慮。在對LOOP事件的題頭事件功能失效建立故障樹模型之前，參考IAEA設備通用可靠性數(shù)據(jù)庫的設備失效模式，先進行了失效模式和影響分析(FMEA) (表3)。依據(jù)表3中各設備的失效模式及影響分析，并結合相關性分析和數(shù)據(jù)分析，分別建立緊急停堆失效、應急柴油發(fā)電機組供電失效、能動余熱排出系統(tǒng)失效、非能動余熱排出系統(tǒng)失效四個題頭事件的故障樹模型。其中，在建立非能動余熱排出系統(tǒng)失效故障樹時，將反應堆艙室假設為反應堆容器，同時將艙室冷卻失效模式等效為容器破裂，這里給出了典型的非能動余熱排出系統(tǒng)失效故障樹(圖5)。

在PSA數(shù)據(jù)分析方面，根據(jù)專家意見，可靠性數(shù)據(jù)可選用通用數(shù)據(jù)[1]。由于TMSR-SF1屬于概念設計階段的新堆，目前尚缺數(shù)據(jù)，因此，根據(jù)以往新堆PSA分析選用通用數(shù)據(jù)庫的經(jīng)驗，TMSR-SF1在進行LOOP事故PSA分析時，選擇美國NUREG/ CR-4550、NUREG/CR-2728數(shù)據(jù)作為通用數(shù)據(jù)，參數(shù)分布類型選擇對數(shù)正態(tài)分布(Lognormal)[1]。

圖5 非能動余熱排除系統(tǒng)故障樹Fig.5 Fault tree of passive residual heat removal system failure.

2.4事故序列定量化分析

TMSR-SF1事故序列定量化分析的目的是找出事件樹中引發(fā)放射性物質(zhì)向堆芯釋放的事故序列，計算每個事故序列的發(fā)生頻率及事故引發(fā)的總的放射性釋放頻率，并確定對堆芯放射性釋放頻率各種貢獻因素的相對重要性以及不確定性。

2.4.1 最小割集分析

結合已建立的事件樹和故障樹進行最小割集分析(MCS)，得到TMSR-SF1喪失廠外電源所引發(fā)的放射性物質(zhì)向堆芯釋放的事故序列及其釋放頻率(LERF)(圖6)，以及引起放射性釋放的最小割集，一共包括41個最小割集，表4給出了3個主要的最小割集。

由圖6，喪失廠外電源一共導致6個事故序列。其中，事故序列3、5將會導致放射性向堆芯釋放，序列3是導致放射性物質(zhì)向堆芯釋放的支配性事故序列，序列6表示失去廠外電源未能緊急停堆，屬于ATWS。從計算結果（圖6）可知，LOOP引發(fā)的LERF為2×10?11/(堆·年)，遠低于IAEA中規(guī)定的PSA分析安全目標(1×10?6/(堆·年))。

由表4，對LOOP事故引發(fā)的放射性釋放貢獻最大的割集來自于最小割集1和最小割集2，分別占總放射性釋放頻率的96.03%、3.91%。主要原因是由于熱交換器管道堵塞發(fā)生概率較大，遠大于其管漏和殼漏概率。

圖6 喪失廠外電源事故序列分析結果Fig.6 Accident sequence analysis results of TMSR-SF1 LOOP.

表4 LOOP放射性釋放事故序列最小割集分析結果(主要部分)Table 4 Minimum cut set analysis results of LOOP radioactive release accident sequence (main parts).

2.4.2 不確定性分析

不確定性分析是指分析計算輸入中的不確定性對輸出中(PSA分析結果)不確定性的影響。分析中存在的不確定性主要包括分析的全面性、模型的完備性、輸入?yún)?shù)的不確定性。對LOOP引發(fā)的放射性釋放事故序列進行不確定性分析，主要進行參數(shù)不確定性分析，分析方法是參考通用數(shù)據(jù)庫，給出設備失效參數(shù)的概率分布類型(Lognormal)和散差因子(不確定性參數(shù))，計算出不確定性分析的定量結果，即給出LOOP引發(fā)的放射性物質(zhì)向堆芯的釋放頻率的均值、中值、5%分位值、95%分位值(表5)；并給出了該分布的概率密度函數(shù)(PDF)和累積分布函數(shù)(CDF) (圖7)，即得到了事故序列的點估計和區(qū)間估計。由圖7(b)，CDF約為3.4×10?13在模型中出現(xiàn)的最多。

表5 LOOP不確定性分析結果Table 5 Uncertainty analysis results of LOOP.

圖7 LOOP引發(fā)的放射性釋放頻率的PDF圖(a)和CDF圖(b)Fig.7 PDF (a) and CDF (b) of LOOP radioactive releasefrequency.

2.4.3 重要度分析

重要度分析的目的是確定事故放射性釋放頻率、事故序列頻率和系統(tǒng)不可用度的各貢獻者的重要性，得到的結果為Fueesl Vessel Factor (FV)、Fractional Contribution (FC)、Risk Decrease Factor (RDF)、Risk Increase Factor (RIF)四種重要度，其中，F(xiàn)V、FC重要度表示基本事件對頂事件結果的貢獻額度；RDF重要度表示基本事件最小化后對頂事件的減少；RIF重要度表示基本事件最大化后對頂事件的增加。但RDF、RIF的分析不適用于始發(fā)事件。

對LOOP事故引發(fā)的放射性釋放事故序列進行重要度分析，得到19個重要度分析結果，表6只給出了前5個起主要作用的FC、FV重要度結果。由于對事故序列只需進行FV重要度的分析，因此，LOOP事件只需考慮FV分析結果即可。

表6 LOOP重要度分析結果(主要部分)Table 6 Importance analysis results of LOOP (main parts).

從表6的部分FV重要度分析結果(FV)看出，除喪失廠外電源本身之外，對LOOP事件引發(fā)的放射性物質(zhì)向堆芯釋放頻率的貢獻最大者是反應堆艙室冷卻功能失效，貢獻份額占第二位的是熱交換器管道堵塞，其次分別是：熱交換器管漏、殼漏等。

2.5分析結果

基于TMSR-SF1的最新概念設計報告，其一回路設計中沒有任何閥門。同時，由于TMSR-SF1處于概念設計階段，目前尚缺數(shù)據(jù)，因此，根據(jù)以往新堆PSA分析采用通用數(shù)據(jù)的經(jīng)驗以及專家意見，現(xiàn)階段TMSR-SF1的設備可靠性數(shù)據(jù)采用現(xiàn)有成熟電站設備的可靠性數(shù)據(jù)，對TMSR-SF1失去廠外電源事故進行了初步的概率安全分析。得到了以下幾點重要分析結果：

(1) 通過將反應堆艙室假設為反應堆容器，同時將艙室冷卻失效模式等效為壓力容器破裂。得到了TMSR-SF1喪失廠外電源事故可能引發(fā)的放射性物質(zhì)向堆芯的釋放頻率為2×10?11/(堆·年)。

(2) 從事件樹分析中看出，事故非能動余熱排出系統(tǒng)失效是對堆芯最終狀態(tài)影響最大的一類題頭事件。

(3) 從重要度分析看出，對LOOP引發(fā)的放射性釋放頻率貢獻份額最大的是反應堆艙室冷卻功能失效。此外，熱交換器堵塞對堆芯放射性釋放頻率貢獻也非常大，占96%，其次，貢獻份額較大的就是熱交換器管漏。

3 結語

從分析結果來看，當TMSR-SF1一回路沒有任何閥門，且艙室的失效率低于壓力容器破損的概率，并采用現(xiàn)有成熟電站設備的可靠性數(shù)據(jù)，就可以對TMSR-SF1喪失廠外電源事故進行PSA分析，得到了LOOP事故引發(fā)的放射性物質(zhì)向堆芯的釋放頻率為2×10?11/(堆·年)，遠低于AP1000中LOOP事故的分析結果[6](1×10?9/(堆·年))。由此初步推斷出，熔鹽堆將具有優(yōu)異的安全性。

通過TMSR-SF1喪失廠外電源的PSA分析，重點找出了TMSR-SF1在設計階段的薄弱環(huán)節(jié)，得到了對TMSR-SF1喪失廠外電源引發(fā)的放射性物質(zhì)向堆芯的釋放頻率的重要貢獻因素，如反應堆艙室冷卻功能失效、熱交換器管漏等，因此，在熔鹽堆設計階段，一定要盡量提高反應堆艙室和管式熱交換器的可靠性，如采用設備的冗余性、多重性，選擇優(yōu)質(zhì)設備等，從而降低非能動余熱排除系統(tǒng)的失效率。為后期TMSR-SF1的優(yōu)化設計、運行策略以及識別設計弱點提供了依據(jù)[7]，并且隨著TMSR-SF1系統(tǒng)設計的逐步跟進，PSA分析將不斷地完善。

1 馬明澤, 曹勇, 尹志剛, 等. 核電廠概率安全分析及其應用[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 application[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2010

2 TMSR-SF1堆物理部. 2 MW固態(tài)釷基熔鹽實驗堆概念設計報告[R]. 上海: 中國科學院上海應用物理研究所, 2013

TMSR-SF1 Reactor Physics Department. Conceptual design report of 2 MW solid thorium molten salt reactor experiment[R]. Shanghai: Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, 2013

3 楊紅義, 徐銤. 中國實驗快堆一級概率安全評價[J]. 原子能科學技術, 2004, 38(5): 385?390

YANG Hongyi, XU Mi. China experimental fast reactor probabilistic safety assessment level[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2004, 38(5): 385?390

4 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

5 孔祥波, 蔡創(chuàng)雄, 傅遠. Nitratenatural circulation experiment loop engineering design report[R]. 上海: 中國科學院上海應用物理研究所, 2013

KONG Xiangbo, CAI Chuangxiong, FU Yuan. Nitratenatural circulation experiment loop engineering design report[R]. Shanghai: Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, 2013

6 林誠格, 郁祖盛. 非能動安全先進壓水堆核電技術[M].北京: 原子能出版社, 2010

LIN Chengge, YU Zusheng. Passive safety advanced pressurized water reactor nuclear power technology[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2010

7 嚴錦泉, 張琴芳, 仇永萍, 等. 一、二級概率安全評價技術研究及其在300 MW核電廠二期工程設計中的應用[J]. 核技術, 2010, 33(2): 87?91

YAN Jinquan, ZHANG Qinfang, QIU Yongping, et al. Level 1 and 2 probabilistic safety assessment for designing a 300 MW NPP[J]. Nuclear Techniques, 2010, 33(2): 87?91

CLCTL364.5

Probability safety assessment of LOOP accident to molten salt reactor

MEI Mudan1SHAO Shiwei1ZUO Jiaxu2YU Zhizhen1CHEN Kun1
1(Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, Jiading Campus, Shanghai 201800, China)
2(The Nuclear and Radiation Safety Center, Ministry of Environmental Protection, Beijing 100082, China)

Background:Loss of offsite power (LOOP) is a possible accident to any type of reactor, and this accident can reflect the main idea of reactor safety design. Therefore, it is very important to conduct a study on probabilistic safety assessment (PSA) of the molten salt reactor that is under LOOP circumstance.Purpose:The aim is to calculate the release frequency of molten salt radioactive material to the core caused by LOOP, and find out the biggest contributor to causing the radioactive release frequency.Methods:We carried out the PSA analysis of the LOOP using the PSA process risk spectrum, and assumed that the primary circuit had no valve and equipment reliability data based on the existing mature power plant equipment reliability data.Results:Through the PSA analysis, we got the accident sequences of the release of radioactive material to the core caused by LOOP and its frequency. The results show that the release frequency of molten salt radioactive material to the core caused by LOOP is about 2×10?11/(reactor·year), which is far below that of the AP1000 LOOP. In addition, through the quantitative analysis, we obtained the point estimation and interval estimation of uncertainty analysis, and found that the biggest contributor to cause the release frequency of radioactive material to the core is the reactor cavity cooling function failure.Conclusion:This study provides effective help for the design and improvement of the following molten salt reactor system.

Molten salt reactor, Loss of offsite power (LOOP), Probabilistic safety assessment (PSA)

TL364.5

10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.120604

中國科學院戰(zhàn)略性先導科技專項項目(XDA02050000)資助

梅牡丹，女，1984年出生，2011年于安徽理工大學獲碩士學位，助理工程師，主要研究反應堆事故分析與安全評價

陳堃，E-mail: ck@sinap.ac.cn

2013-10-10，

2013-11-07