劉晶晶 王成章 徐志新

（中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司上海分公司 上海 200241）

安全殼內(nèi)置換料水箱子系統(tǒng)設(shè)計(jì)改進(jìn)的PSA評(píng)價(jià)

劉晶晶 王成章 徐志新

（中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司上海分公司 上海 200241）

根據(jù)一級(jí)概率安全分析(Probabilistic Safety Analysis, PSA)的結(jié)果，安全殼內(nèi)置換料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank, IRWST)子系統(tǒng)的初始設(shè)計(jì)導(dǎo)致安注管線破裂(Safety Injection Line Break, SI-LB)始發(fā)事件對(duì)堆芯損壞頻率(Core Damage Frequency, CDF)有較大的貢獻(xiàn)。本文提出了IRWST子系統(tǒng)的設(shè)計(jì)改進(jìn)方案，將IRWST水箱內(nèi)的濾網(wǎng)由兩個(gè)(A/B)增加為三個(gè)(A/B/C)，并通過(guò)管線實(shí)現(xiàn)濾網(wǎng)之間的相互連接。通過(guò)重新構(gòu)建故障樹對(duì)改進(jìn)后的IRWST子系統(tǒng)進(jìn)行建模分析，并對(duì)相應(yīng)的事件樹以及一級(jí)PSA模型進(jìn)行詳細(xì)的定量化計(jì)算。結(jié)果表明，IRWST子系統(tǒng)這一改進(jìn)能夠顯著降低堆芯損壞風(fēng)險(xiǎn)。IRWST子系統(tǒng)的改進(jìn)將SI-LB始發(fā)事件的CDF降低了53.5%，將整個(gè)一級(jí)PSA的CDF降低了21.5%。

概率安全分析，安全殼內(nèi)置換料水箱子系統(tǒng)，堆芯損壞頻率

概率安全分析(Probabilistic Safety Analysis, PSA)，又稱概率風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)，是以概率論為基礎(chǔ)的風(fēng)險(xiǎn)量化評(píng)價(jià)技術(shù)，是識(shí)別風(fēng)險(xiǎn)、評(píng)價(jià)風(fēng)險(xiǎn)、管理風(fēng)險(xiǎn)和降低風(fēng)險(xiǎn)的一項(xiàng)有效工具。20世紀(jì)末，美國(guó)核管會(huì)(Nuclear Regulatory Commission, NRC)發(fā)布了PSA應(yīng)用政策聲明和一系列風(fēng)險(xiǎn)指引型管理導(dǎo)則，積極推進(jìn)PSA在核電領(lǐng)域的應(yīng)用[1-2]；國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)(International Atomic Energy Agency, IAEA)及中國(guó)國(guó)家核安全局(National Nuclear Safety Administration, NNSA)對(duì)PSA的應(yīng)用也一貫持支持態(tài)度[3-4]。近年來(lái)，國(guó)內(nèi)各核電設(shè)計(jì)院做了大量工作，在PSA應(yīng)用方面取得了一系列成果[5-8]。PSA應(yīng)用的一個(gè)重要方面是識(shí)別系統(tǒng)設(shè)計(jì)的薄弱環(huán)節(jié)，提出更為合理的系統(tǒng)設(shè)計(jì)方案，并可對(duì)不同方案進(jìn)行定性及定量評(píng)價(jià)，以達(dá)到提高系統(tǒng)設(shè)計(jì)可靠性，提升運(yùn)行電廠安全性的目的。

某三代壓水堆電廠，其采用的非能動(dòng)安全系統(tǒng)簡(jiǎn)化了系統(tǒng)設(shè)計(jì)，同時(shí)增加了操縱員可不干預(yù)時(shí)間，減少了人因失誤，提高了電廠的安全性和可靠性，其堆芯損壞頻率也降低到1.0×10-7/堆年量級(jí)。安全殼內(nèi)置換料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank, IRWST)系統(tǒng)作為非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)(Passive core cooling System, PXS)的子系統(tǒng)，是長(zhǎng)期階段堆芯熱量排出的唯一安全級(jí)熱阱，對(duì)確保堆芯安全起著至關(guān)重要的作用。然而，基于系統(tǒng)的初始設(shè)計(jì)，PSA模型計(jì)算結(jié)果表明，該系統(tǒng)對(duì)堆芯損壞頻率(Core Damage Frequency, CDF)的貢獻(xiàn)偏大，由此核島系統(tǒng)專業(yè)提出了IRWST子系統(tǒng)設(shè)計(jì)的改進(jìn)方案。PSA專業(yè)對(duì)該系統(tǒng)的設(shè)計(jì)改進(jìn)方案重新構(gòu)建了模型，并進(jìn)行了詳細(xì)的分析計(jì)算。

1 IRWST子系統(tǒng)設(shè)計(jì)問(wèn)題的提出

1.1功率工況內(nèi)部事件一級(jí)PSA結(jié)果概述

該電廠功率工況一級(jí)PSA模型建立在RS (Risk Spectrum)軟件平臺(tái)上，定量化計(jì)算、重要度分析方法詳見該軟件理論手冊(cè)[9]，本文不再詳細(xì)介紹。根據(jù)RS軟件計(jì)算結(jié)果，該電廠內(nèi)部事件功率工況的CDF為2.37×10-7/堆年，其中安注管線破裂(Safety Injection Line Break, SI-LB)始發(fā)事件對(duì)CDF的貢獻(xiàn)最大，為9.32×10-8/堆年，占總CDF的39%。部件重要度分析發(fā)現(xiàn)IRWST A列濾網(wǎng)故障事件IWA-PLUG的FV (Fussell-Vesely)重要度（基本事件i的FV重要度為包含基本事件i的割集發(fā)生概率占頂事件發(fā)生概率的比例）、風(fēng)險(xiǎn)增加值(Risk Achievement Worth, RAW)、風(fēng)險(xiǎn)降低值(Risk Reduction Worth, RRW)均排在首位，其FV重要度為2.14×10-1，RAW值為8.94×102，RRW值為1.27。

SI-LB始發(fā)事件定義為發(fā)生在安注管線（包括壓力容器直接注射管線(Direct Vessel Injection line, DVI)和堆芯補(bǔ)水箱(Core Makeup Tank, CMT)、安注箱(Accumulator, ACC)或IRWST與DVI連接的管線）上的所有破口。SI-LB始發(fā)事件發(fā)生后，產(chǎn)生反應(yīng)堆停堆和安注信號(hào)（S-信號(hào)），啟動(dòng)CMT，停運(yùn)主泵(Reactor Coolant Pump, RCP)，并隔離安全殼。當(dāng)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(Reactor Cooling System, RCS)壓力下降到ACC啟動(dòng)壓力（約4.9MPa）以下時(shí)，ACC內(nèi)的含硼水注入反應(yīng)堆壓力容器。成功準(zhǔn)則分析表明，CMT或ACC成功，就足以滿足短期RCS補(bǔ)水要求。RCS完全降壓后，IRWST開始向RCS補(bǔ)水，然后從破口流出進(jìn)入反應(yīng)堆堆腔。從始發(fā)事件發(fā)生到長(zhǎng)期階段，產(chǎn)生的蒸汽在安全殼鋼殼上凝結(jié)，然后通過(guò)IRWST重力注射管線或再循環(huán)管線回到RCS。圖1為安注管線破裂事件樹。

圖1 安注管線破裂事件樹Fig.1 Event tree of safety-injection line break.

在一級(jí)PSA建模中，假設(shè)破口發(fā)生在DVI管線B列，這樣CMT、ACC、IRWST注入的B列均由于DVI管線破口而無(wú)法注入，事件樹題頭中CMT/ACC/IRWST的成功準(zhǔn)則都變成A列一取一注入成功。若A列IRWST濾網(wǎng)故障，則A列DVI管線無(wú)法從IRWST水箱取水，喪失了長(zhǎng)期堆芯熱量排出的唯一安全級(jí)熱阱，堆芯損壞必然發(fā)生，所以IRWST A列濾網(wǎng)故障具有很高的部件重要度。

1.2 IRWST初始設(shè)計(jì)方案及分析結(jié)果

IRWST由一個(gè)安全殼內(nèi)置換料水箱(PXS MT 03)和相關(guān)的閥門、管道和儀表組成，用于在事故后期提供對(duì)堆芯的持續(xù)冷卻。

PXS MT 03是C級(jí)設(shè)備，滿足抗震I類要求，IRWST內(nèi)是冷的硼水，布置在安全殼內(nèi)稍高于RCS環(huán)路標(biāo)高的地方，從而IRWST水箱內(nèi)的硼水能在RCS足夠卸壓后靠重力作用排入RCS。IRWST內(nèi)的硼水裝量是2100m3，硼水濃度為2.7×10-3，硼水的壓力和溫度與安全殼內(nèi)溫度和壓力一致。IRWST內(nèi)有兩個(gè)獨(dú)立的濾網(wǎng)(PXS MY Y01A/B)，分別位于箱子的兩端，濾網(wǎng)頂部比正常安全殼再循環(huán)淹沒水位低，保證其所有的表面積都能用來(lái)過(guò)濾在再循環(huán)期間可能隨冷凝液返回IRWST的顆粒。濾網(wǎng)防止大顆粒注射進(jìn)入RCS。濾網(wǎng)是C級(jí)設(shè)備，并滿足抗震Ⅰ類要求。

IRWST有兩根重力注射管線和RCS相連，每根分別連接到一根DVI管線。每根重力注射管線分別和IRWST底部以及一個(gè)安全殼再循環(huán)濾網(wǎng)相連，管線上有一個(gè)常開電動(dòng)隔離閥和4道隔離閥。4道隔離閥分成并聯(lián)的兩組閥門，每組有一個(gè)爆破閥和一個(gè)止回閥。IRWST也是非安全級(jí)的正常余熱排出系統(tǒng)(Normal residual heat removal system, RNS)的備用水源。IRWST注入管線分為A/B兩列，圖2為A列IRWST系統(tǒng)（用于重力注射功能）簡(jiǎn)化流程圖。

圖2 IRWST系統(tǒng)簡(jiǎn)化流程圖(A列)Fig.2 Simplified flowchart of IRWST system (train A).

由于始發(fā)事件SI-LB中，假設(shè)破口發(fā)生在B列安注管線，B列CMT、ACC、IRWST注入均由于DVI管線破口而無(wú)法注入，且在本分析中，保守假設(shè)破口發(fā)生在與非安全級(jí)的RNS相連的管線上，因此RNS失效，無(wú)法通過(guò)安注管線向RCS注射補(bǔ)水。若A列IRWST濾網(wǎng)故障，則A列DVI管線無(wú)法從IRWST水箱取水，喪失了長(zhǎng)期堆芯熱量排出的唯一熱阱，必然導(dǎo)致堆芯損壞。

建立用于安注管線破裂事件樹的IRWST系統(tǒng)故障樹，其失效概率為3.25×10-4。其中，貢獻(xiàn)最大的最小割集是A列濾網(wǎng)堵塞，該割集概率值為2.4×10-4，占到系統(tǒng)失效概率的73%，是很重要的風(fēng)險(xiǎn)貢獻(xiàn)項(xiàng)。對(duì)系統(tǒng)失效貢獻(xiàn)較大的其他失效分別是IRWST重力注射管線止回閥共因故障(9.2%)，IRWST重力注射管線爆破閥共因故障(8.0%)。

對(duì)安注管線破裂事件樹進(jìn)行定量分析，分析結(jié)果見表1。事件樹SI-LB導(dǎo)致的CDF為9.32×10-8/堆年，其中貢獻(xiàn)最大的割集為發(fā)生安注管線破裂事故后，IRWST A列濾網(wǎng)堵塞，該割集頻率為5.09×10-8/堆年，占事件樹SI-LB導(dǎo)致CDF的50%以上。其次為發(fā)生安注管線破裂事故后，自動(dòng)降壓系統(tǒng)(Automatic Depression System, ADS)爆破閥共因故障(20%)和發(fā)生安注管線破裂事故后，IRWST重力注射管線止回閥共因故障(6.8%)。

表1 SI-LB事件樹最小割集表（前10位）Table1 Minimal cutsets of SI-LB event tree (top 10).

該電廠總的功率工況一級(jí)PSA的CDF為2.37×10-7/堆年，前10位最小割集見表2。由表2可見，堆芯損壞的前10位支配性最小割集中，和事件樹SI-LB相關(guān)的最小割集就占了4位，這4位最小割集占到總CDF的32%以上。安注管線破裂始發(fā)事件對(duì)總CDF的貢獻(xiàn)為39%。

表2 內(nèi)部事件功率工況一級(jí)PSA最小割集表（前10位）Table2 Minimal cutsets of CDF (top 10).

2 IRWST系統(tǒng)設(shè)計(jì)改進(jìn)

由§1分析可知，在安注管線破裂始發(fā)事件中，由于B列CMT、ACC、IRWST均無(wú)法注入（假設(shè)破口在B列），即使A列CMT/ACC注入成功，而A列IRWST由于濾網(wǎng)堵塞無(wú)法注入，則無(wú)法實(shí)現(xiàn)堆芯熱量的長(zhǎng)期排出，堆芯損壞無(wú)法避免。如果A列濾網(wǎng)實(shí)現(xiàn)冗余設(shè)計(jì)，將會(huì)大大降低安注管線破裂始發(fā)事件對(duì)堆芯損壞的貢獻(xiàn)。

將上述PSA模型計(jì)算結(jié)果反饋給相關(guān)專業(yè)后，核島系統(tǒng)專業(yè)對(duì)安全殼內(nèi)置換料水箱子系統(tǒng)提出了設(shè)計(jì)改進(jìn)方案。新的設(shè)計(jì)方案為水箱(PXS MT 03)內(nèi)布置三個(gè)單獨(dú)的通過(guò)DN400不銹鋼管道相連的濾網(wǎng)(PXS MY Y01A/B/C)，采用柔性墊片作為管道和濾網(wǎng)框架之間的防碎片屏障。濾網(wǎng)(PXS MY Y01A/B/C)均為口袋式過(guò)濾器，由筒式濾網(wǎng)組件組成，筒體由開孔的不銹鋼板組成，濾網(wǎng)必須滿足反應(yīng)堆冷卻劑通過(guò)時(shí)能維持要求的設(shè)計(jì)流量，同時(shí)盡可能降低壓降等要求。濾網(wǎng)PXS MY Y01A/B分別位于水箱的兩端，濾網(wǎng)PXS MY Y01C位于水箱中間。新增加的濾網(wǎng)C的表面積為濾網(wǎng)A和B表面積的總和。濾網(wǎng)A/B/C彼此之間互相連接，可以相互作為備用。為盡量減小新增濾網(wǎng)和管道對(duì)土建結(jié)構(gòu)化模塊的影響，新增設(shè)備的安裝和管道敷設(shè)在水箱PXS MT 03中進(jìn)行。經(jīng)初步評(píng)估，該改進(jìn)項(xiàng)的費(fèi)用將超過(guò)100萬(wàn)美元。建立新的故障樹對(duì)IRWST子系統(tǒng)的改進(jìn)方案進(jìn)行評(píng)價(jià)。

根據(jù)EPRI數(shù)據(jù)庫(kù)ALWR REQUIREMENTS DOC: APPENDIX A, REV 1C, FEB 1990, SECTION 3.0, DATA ANALYSIS，濾網(wǎng)堵塞的運(yùn)行失效率為r=1.0×10-5h-1?？紤]濾網(wǎng)可能存在共因故障，使用MGL參數(shù)通用數(shù)據(jù)表中第35類濾網(wǎng)的共因故障參數(shù)：三階共因故障β=7.27×10-2，γ=2.50×10-1，建立IRWST濾網(wǎng)共因故障組。

3 設(shè)計(jì)改進(jìn)方案的定量評(píng)價(jià)

改進(jìn)后的IRWST子系統(tǒng)故障樹的失效概率為8.95×10-5。由于IRWST水箱濾網(wǎng)實(shí)現(xiàn)了相互連接，可以互相備用，因此濾網(wǎng)堵塞對(duì)系統(tǒng)失效的貢獻(xiàn)大為降低，由54.57%降為1%以下（前10位最小割集中不再出現(xiàn)）。對(duì)系統(tǒng)失效貢獻(xiàn)最大的最小割集是IRWST重力注射管線止回閥共因故障，占到系統(tǒng)失效概率的33%。

為評(píng)估IRWST子系統(tǒng)的設(shè)計(jì)改進(jìn)對(duì)堆芯損壞風(fēng)險(xiǎn)的影響，對(duì)一級(jí)PSA模型進(jìn)行了適應(yīng)性修改，對(duì)安注管線破裂事件樹和總的堆芯損壞頻率重新進(jìn)行了定量化計(jì)算。安注管線破裂事件樹的堆芯損壞頻率為4.33×10-8/堆年，降低了53.5%，前10位最小割集見表3。IRWST水箱濾網(wǎng)堵塞不再是支配性因素，事件樹SI-LB的支配性最小割集是安注管線破裂始發(fā)事件后，ADS閥門共因故障，使得一回路壓力不能降低到IRWST投入所要求的限值，占到事件樹SI-LB所導(dǎo)致的CDF的43%。IRWST水箱濾網(wǎng)故障（共因故障）只占到了事件樹SI-LB的CDF值的2%。

表3 SI-LB事件樹最小割集表（前10位）（改進(jìn)后）Table3 Minimal cutsets of SI-LB event tree (top 10) (after improvement).

IRWST子系統(tǒng)改進(jìn)后，該電廠總的功率工況內(nèi)部事件一級(jí)PSA的CDF值為1.86×10-7/堆年，較初始設(shè)計(jì)方案降低了21.5%。前10位最小割集見表4。由表4可見，堆芯損壞的前10位支配性最小割集中，和事件樹SI-LB相關(guān)的最小割集仍為4位，但其對(duì)總CDF的貢獻(xiàn)下降到了13.6%。安注管線破裂事件樹的CDF占總CDF的比重也降低到了23.3%。

表4 內(nèi)部事件功率工況一級(jí)PSA最小割集表（前10位）（改進(jìn)后）Table4 Minimal cutsets of CDF (top 10) (after improvement).

4 結(jié)語(yǔ)

從PSA的分析結(jié)果中發(fā)現(xiàn)電廠設(shè)計(jì)的薄弱環(huán)節(jié)，從而提出設(shè)計(jì)改進(jìn)建議，提高系統(tǒng)的可靠性，降低堆芯損壞風(fēng)險(xiǎn)，是PSA應(yīng)用的一個(gè)重要方面。本研究通過(guò)內(nèi)部事件一級(jí)PSA定量化及重要度分析的結(jié)果，發(fā)現(xiàn)IRWST水箱濾網(wǎng)（A列）具有最高的部件FV、RAW、RRW重要度，進(jìn)而發(fā)現(xiàn)由于IRWST水箱濾網(wǎng)設(shè)計(jì)的不足，導(dǎo)致安注管線破裂始發(fā)事件對(duì)堆芯損壞的貢獻(xiàn)過(guò)大。根據(jù)PSA專業(yè)的分析結(jié)果，核島系統(tǒng)專業(yè)提出了IRWST子系統(tǒng)的設(shè)計(jì)改進(jìn)方案，即增加第三個(gè)濾網(wǎng)(PXS MY Y01C)，并且3個(gè)濾網(wǎng)之間通過(guò)管道進(jìn)行連接，相互作為備用。對(duì)改進(jìn)方案重新建模評(píng)估，結(jié)果表明IRWST子系統(tǒng)改進(jìn)能夠起到顯著的風(fēng)險(xiǎn)降低作用，IRWST濾網(wǎng)的改進(jìn)將安注管線破裂始發(fā)事件導(dǎo)致的CDF降低了53.5%，將整個(gè)一級(jí)PSA的總CDF降低了21.5%。

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Probabilistic safety analysis of design improvement of IRWST sub-system

LIU Jingjing WANG Chengzhang XU Zhixin

(China Nuclear Power Design Company,Shanghai Branch,Shanghai200241,China)

Background:Probabilistic safety analysis (PSA) methodology is widely used to assess the risk of nuclear power plant (NPP). Based on the results of level 1 PSA, the vulnerability of In-containment Refueling Water Storage Tank (IRWST) sub-system makes the initiating event Safety Injection Line Break (SI-LB) contributing significantly to core damage frequency (CDF).Purpose:This study aims to find the vulnerability of IRWST design by PSA assessment, and provide design improvement suggestion to reduce the risk of NPP.Methods:PSA methodology is used to evaluate the design improvement of IRWST, which is implemented by adding a third strainer (strainer C), and the three strainers are connected to each other. Fault trees of IRWST are rebuilt, and related event trees and level 1 PSA model are recalculated.Results:Quantitative result shows that the contribution of SI-LB initiating event to CDF is reduced by 53.5% and the total CDF is reduced by 21.5%.Conclusion:Design improvement of IRWST sub-system greatly reduced the core damage risk.

PSA, IRWST sub-system, CDF

TL36

10.11889/j.0253-3219.2015.hjs.38.090605

劉晶晶，女，1985年出生，2007年畢業(yè)于西安交通大學(xué)，核工程與核技術(shù)專業(yè)

2014-12-19，

2015-01-29

CLCTL36