伍建輝 周俊 鄒春燕 賈國(guó)斌 張奧 蔡翔舟 陳金根

小型氦氙冷卻反應(yīng)堆事故發(fā)生頻率分析研究

伍建輝1,2,3周俊1,2鄒春燕1,2,3賈國(guó)斌1,2張奧1,2,3蔡翔舟1,2,3陳金根1,2,3

1（中國(guó)科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所 上海 201800）2（中國(guó)科學(xué)院先進(jìn)核能創(chuàng)新研究院 上海 201800）3（中國(guó)科學(xué)院大學(xué) 北京 100049）

氦氙冷卻反應(yīng)堆可采用一體化布雷頓循環(huán)系統(tǒng)，在小型化、輕量化方面具有獨(dú)特優(yōu)勢(shì)而備受關(guān)注。但目前鮮有關(guān)于小型氦氙冷卻反應(yīng)堆的嚴(yán)重事故分析研究。概率安全評(píng)價(jià)法（Probabilistic Safety Assessment，PSA）是一種評(píng)價(jià)反應(yīng)堆安全性的重要方法，可為反應(yīng)堆設(shè)計(jì)改進(jìn)、故障診斷、運(yùn)行指導(dǎo)等提供有價(jià)值的依據(jù)。而始發(fā)事件發(fā)生頻率是PSA分析所必需的輸入?yún)?shù)。本文以小型氦氙冷卻移動(dòng)式固體核反應(yīng)堆電源為分析模型，參考高溫氣冷堆以及壓水堆運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)及部件失效數(shù)據(jù)，分析了堆芯排熱增減、反應(yīng)性和功率分布異常、管道破口和設(shè)備泄漏異常、未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)（Anticipated Transient Without Scram，ATWS）以及喪失場(chǎng)外電源等事故的發(fā)生頻率，結(jié)果分別為3.90×10-2RY-1、2.36×10-1RY-1、2.69×10-2RY-1、6.50×10-2RY-1、2.69×10-2RY-1以及4.60×10-2RY-1，分析結(jié)果為進(jìn)一步開展核電源PSA分析提供基礎(chǔ)參考價(jià)值。

小型氦氙冷卻反應(yīng)堆電源，事故概率安全分析，故障樹

運(yùn)行安全是核反應(yīng)堆系統(tǒng)必須滿足的基本要求，可概括為核反應(yīng)堆系統(tǒng)正常運(yùn)行情況下，反應(yīng)堆釋放出的放射性物質(zhì)低于規(guī)定的限值，對(duì)于設(shè)計(jì)中所需考慮的所有事故，最小化其放射性后果，同時(shí)盡可能降低嚴(yán)重事故發(fā)生的概率［1］。概率安全評(píng)價(jià)方法（Probabilistic Safety Assessment，PSA）與確定論方法是反應(yīng)堆安全分析的兩種有效分析方法。與確定論方法相比，PSA不僅能確定各種不同始發(fā)事件所造成的事故序列，還能夠確定該事故發(fā)生的頻率和事故造成的后果［2］，正因?yàn)镻SA獨(dú)特的優(yōu)勢(shì)而在核電安全領(lǐng)域廣受關(guān)注。目前，PSA已經(jīng)成為核電廠安全評(píng)價(jià)的一個(gè)標(biāo)準(zhǔn)化工具，并在傳統(tǒng)商業(yè)壓水堆［3-4］、沸水堆［5］、重水堆［6］中得到廣泛應(yīng)用，且已用于核電站許可證申請(qǐng)。始發(fā)事件發(fā)生頻率作為PSA分析的初始輸入?yún)?shù)，對(duì)PSA分析起著至關(guān)重要的作用。

小型氦氙冷卻反應(yīng)堆作為一種新型氣體冷卻核反應(yīng)堆，采用氦氙成一定比例的混合氣體作為冷卻劑，功率為千瓦～兆瓦級(jí)，可設(shè)計(jì)成空間堆、車載堆等不同應(yīng)用場(chǎng)景的堆類型［7］。目前，國(guó)內(nèi)外多家研究機(jī)構(gòu)，包括美國(guó)國(guó)家航空和宇宙航行局NASA（National Aeronautics and Space Administration）［8］、美國(guó)新墨西哥大學(xué)（University of New Mexico）［9-11］、西安交通大學(xué)［12］，針對(duì)自身提出的多種小型氦氙冷卻固體核反應(yīng)堆，開展了初步的安全性分析，但主要集中在瞬態(tài)等確定論安全分析上，無(wú)法為其安全設(shè)計(jì)提供充分的依據(jù)，很有必要開展小型氦氙冷卻劑反應(yīng)堆PSA分析。目前國(guó)內(nèi)外針對(duì)氣體冷卻反應(yīng)堆（包括氣冷快堆與高溫氣冷堆）開展了較為系統(tǒng)的PSA分析。1974～1975年，美國(guó)啟動(dòng)了事故始發(fā)與演化分析研究（Accident Initiation and Progression Analysis，AIPA）項(xiàng)目，針對(duì)通用公司設(shè)計(jì)的功率為3 000 MWth的高溫氣冷堆（High-Temperature Gas-cooled Reactor，HTGR）開展了初步的PSA分析，分別給出了17類始發(fā)事件引發(fā)放射性泄漏的概率［13］。1978年，Hannaman［14］在美國(guó)能源部（Department of Energy，DOE）資助下開展了氣冷堆可靠性數(shù)據(jù)現(xiàn)狀分析，綜合提供了氣冷堆部件與系統(tǒng)失效數(shù)據(jù)。1987年，美國(guó)通用公司針對(duì)標(biāo)準(zhǔn)模塊化高溫氣冷堆（4個(gè)反應(yīng)堆模塊組成電功率為558 MW的核電廠），采用PSA方法，通過(guò)構(gòu)建事件樹，系統(tǒng)分析了7類始發(fā)事件引發(fā)放射性泄漏的概率［15］。2001年，清華大學(xué)趙吉運(yùn)等［16］采用故障樹及可靠性工程數(shù)學(xué)方法對(duì)高溫氣冷堆HTR-10常規(guī)島給水泵系統(tǒng)的運(yùn)行可靠性進(jìn)行了分析。2010年，法國(guó)原子能委員會(huì)（French Atomic Energy Commission，AEC）的Bassi等［17］針對(duì)熱功率為2 400 MW氣冷堆的14類典型始發(fā)事件開展了一級(jí)PSA分析。2016年，韓國(guó)漢陽(yáng)大學(xué)Kim等［18］圍繞超高溫氣冷堆（Very High Temperature gas-cooled Reactor，VHTR）4類典型始發(fā)事件開展了PSA分析，給出了反應(yīng)堆大、小型放射性釋放的概率。上述氣冷堆PSA分析研究進(jìn)展為小型氦氙冷卻反應(yīng)堆PSA分析提供了關(guān)鍵性依據(jù)與指導(dǎo)。本文以小型氦氙冷卻反應(yīng)堆為模型，參考目前較為成熟的壓水堆與高溫氣冷堆運(yùn)行數(shù)據(jù)以及部件失效頻率，對(duì)小型氦氙冷卻反應(yīng)堆的事故發(fā)生頻率進(jìn)行了評(píng)價(jià)，將為下一步開展PSA分析提供必要的輸入。

1 小型氦氙冷卻移動(dòng)式固體核反應(yīng)堆電源技術(shù)要點(diǎn)

本研究分析的小型氦氙冷卻移動(dòng)式固體核反應(yīng)堆電源（Small Innovative helium-xenon cooled MObile Nuclear power Systems，SIMONS）是國(guó)家重點(diǎn)研發(fā)計(jì)劃“核安全與先進(jìn)核能技術(shù)”專項(xiàng)的研究項(xiàng)目，其系統(tǒng)布局如圖1所示［19-20］。堆系統(tǒng)熱功率為20 MW，出口溫度為1 123 K，可確保熱效率達(dá)到40%。為滿足反應(yīng)堆可移動(dòng)設(shè)計(jì)需求，核電源堆芯及能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)通過(guò)中心軸形成一整體，置于壓力容器中。壓力容器采用奧氏體不銹鋼，厚度為0.5 cm，充當(dāng)阻擋放射性外泄的一道屏障。堆芯采用富集度為19.75%的碳化鈾為燃料，氧化鈹為反射層材料，石墨作為慢化劑，氦氙氣體為冷卻劑（圖2）。與常規(guī)反應(yīng)堆依靠控制棒調(diào)節(jié)反應(yīng)性不同，SIMONS主要通過(guò)抽拉堆芯外的反射層實(shí)現(xiàn)全壽期堆芯的反應(yīng)性控制。但同樣地，整個(gè)堆系統(tǒng)也配備了輔助控制鼓用于實(shí)現(xiàn)緊急停堆。表1給出了堆芯主要堆芯參數(shù)。堆芯直徑與高度分別為88 cm和100 cm。每根燃料棒周圍配備有6個(gè)冷卻劑通道以確保核熱安全導(dǎo)出。燃料棒與冷卻劑通道直徑分別為1.5 cm和0.8 cm。

圖1　小型氦氙冷卻反應(yīng)堆系統(tǒng)布局

圖2　核電源系統(tǒng)堆芯

表1 堆芯主要參數(shù)

SIMONS采用高效的閉式布雷頓循環(huán)能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)。為了滿足高換熱效率及緊湊布局目標(biāo)，壓氣機(jī)、渦輪機(jī)、發(fā)電機(jī)呈同軸的軸流式結(jié)構(gòu)，亦即“三機(jī)一體”。換熱器采用傳熱效率高的印刷電路板式換熱器。前冷卻器通過(guò)輕水工作介質(zhì)與外界空冷器連接，導(dǎo)出布雷頓循環(huán)系統(tǒng)余熱。此外，在事故工況下，SIMONS采用直接空冷方式載出堆芯余熱，實(shí)現(xiàn)堆系統(tǒng)安全。屏蔽結(jié)構(gòu)方面，采用模塊內(nèi)固定式屏蔽和模塊外可拆卸式屏蔽相結(jié)合的方案，在確保輻射安全的同時(shí)降低運(yùn)輸過(guò)程總重量。SIMONS安全結(jié)構(gòu)系統(tǒng)布局如圖3所示。表2給出了SIMONS各部件及主要功能。就安全性而言，SIMONS具有以下特點(diǎn)：1）緊湊的一體化設(shè)計(jì)，不再設(shè)置大的回路管道，消除了假想的大破口事故發(fā)生的可能性；2）氦氙氣體為惰性氣體，一般不會(huì)與其他材料發(fā)生反應(yīng)，大大減少了材料的腐蝕；3）主要靠移動(dòng)反射層實(shí)現(xiàn)反應(yīng)性控制，減少了彈棒、卡棒等事故的發(fā)生；4）非能動(dòng)的安全設(shè)計(jì)，僅依靠非能動(dòng)的衰變熱排出系統(tǒng)，也能在停堆后保證燃料溫度低于堆芯熔毀限值，避免了“堆芯熔化”現(xiàn)象的發(fā)生。

圖3　SIMONS安全結(jié)構(gòu)系統(tǒng)布局

表2 SIMONS 各部件及功能

2 事故故障樹建模及量化分析

對(duì)于PSA分析，確定每一始發(fā)事件及事件組的發(fā)生頻率是關(guān)鍵。而對(duì)于一個(gè)正在設(shè)計(jì)的反應(yīng)堆而言，確定各種始發(fā)事件的發(fā)生頻率是異常困難的。鑒于小型氦氙冷卻堆結(jié)構(gòu)及運(yùn)行工況類似于高溫氣冷堆，同時(shí)壓水堆具有大量豐富的運(yùn)行數(shù)據(jù)，本研究從以下幾個(gè)方面綜合考慮及確定事故發(fā)生的頻率：1）參考高溫氣冷堆相似瞬態(tài)事故頻率；2）參考?jí)核巡糠址桨福?）根據(jù)設(shè)計(jì)情況假設(shè)；4）故障樹分析計(jì)算。

針對(duì)小型氦氙冷卻反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)特點(diǎn)，采用演繹方法識(shí)別出19個(gè)始發(fā)事件［20］，并按照故障類型將這些始發(fā)事件分為6組，包括堆芯排熱增加及減少事故、反應(yīng)性和功率分布異常事故、管道破口及設(shè)備泄漏事故、未能緊急停堆預(yù)期瞬態(tài)事故及喪失場(chǎng)外電源事故，如表3所示。

表3 SIMONS始發(fā)事件清單及分組

對(duì)于堆芯排熱增加始發(fā)事件組，可能的原因包括控制系統(tǒng)出現(xiàn)故障所導(dǎo)致的前冷器工作流體溫度降低與流速升高，以及外負(fù)荷過(guò)度增加。控制系統(tǒng)出現(xiàn)故障與反應(yīng)堆類型無(wú)關(guān)，參考?jí)核堰\(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，取2.9×10-2RY-1［21］。對(duì)于外負(fù)荷過(guò)度增加，在移動(dòng)核電源壽期內(nèi)可預(yù)見，參考高溫氣冷堆基準(zhǔn)設(shè)計(jì)事故發(fā)生頻率1.0×10-2RY-1［15, 22］。因此，對(duì)于堆芯排熱增加始發(fā)事件及事件組而言，發(fā)生頻率約為3.9×10-2RY-1。

堆芯排熱減少始發(fā)事件（Heat Removal Reduction，HRR）及事件組將造成堆芯溫度升高，是重要的可引發(fā)放射性泄漏的事故之一，其發(fā)生機(jī)制復(fù)雜，需通過(guò)建立故障樹進(jìn)行分析。如圖4所示，布雷頓循環(huán)系統(tǒng)故障、冷卻劑通道堵塞及外負(fù)荷喪失是堆芯排熱減少的主要因素。其中，布雷頓循環(huán)系統(tǒng)根據(jù)其結(jié)構(gòu)特點(diǎn)，導(dǎo)致其故障的因素可歸結(jié)為主泵、壓氣機(jī)、渦輪機(jī)、換熱器及前冷卻器等部件失效。如圖5所示，主泵失效的原因包括主泵出口電動(dòng)閥意外關(guān)閉、主泵故障停運(yùn)以及相關(guān)部件運(yùn)行故障。其中，引發(fā)主泵出口電動(dòng)閥意外關(guān)閉的原因包括閥門卡死或誤動(dòng)作；主泵故障停運(yùn)的原因包括主泵葉片卡死、母線不可用或誤動(dòng)作。參考美國(guó)核管會(huì)WASH-1400報(bào)告［3］，控制失效頻率為1×10-7h-1，電機(jī)故障頻率為3×10-6h-1，可預(yù)估出主泵失效頻率約為2.7×10-2RY-1；壓氣機(jī)及其部件失效故障樹如圖6所示，類似于主泵失效，主要由于電機(jī)及控制故障，其失效頻率約為2.7×10-2RY-1；渦輪機(jī)失效故障樹如圖7所示，包括渦輪機(jī)軸承損壞、軸承故障停運(yùn)及渦輪葉片損壞。引發(fā)軸承故障的因素包括軸承卡死、母線不可用或誤動(dòng)作。參考美國(guó)核管會(huì)報(bào)告NUREG/CR-5750［21］，渦輪機(jī)失效頻率為7.0×10-3RY-1；圖8給出了換熱器失效故障樹，其失效的主要因素包括換熱器入口電動(dòng)閥門意外關(guān)閉、換熱器故障以及換熱器出口閥門意外關(guān)閉。其中引發(fā)出、入口電動(dòng)閥門關(guān)閉的因素包括閥門卡死以及誤動(dòng)作，導(dǎo)致?lián)Q熱器故障的因素包括換熱器兩側(cè)管道堵塞。參考國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)（International Atomic Energy Agency，IAEA）部件可靠性報(bào)告IAEA-TECDOC-478［23］，換熱器失效頻率為1.5×10-2RY-1；前冷器失效故障樹如圖9所示，主要包括電動(dòng)閥門失效或誤動(dòng)作以及真空失效。參考高溫氣冷堆部件可靠性［15］，其失效頻率為1.4×10-1RY-1，高于布雷頓循環(huán)系統(tǒng)其他部件，主要是因?yàn)榕c外界空冷系統(tǒng)相連，需要保證真空環(huán)境。綜上所述，布雷頓循環(huán)系統(tǒng)故障頻率約為2.16×10-1RY-1。

圖4　頂事件故障樹

圖5　主泵及相關(guān)部件故障樹

圖6　壓縮機(jī)及相關(guān)部件故障樹

圖7　渦輪機(jī)及相關(guān)部件故障樹

圖8　換熱器及相關(guān)部件故障樹

由于核電源應(yīng)用于偏遠(yuǎn)地區(qū)且外負(fù)荷不穩(wěn)定，外負(fù)荷喪失事故在壽期內(nèi)可預(yù)見，參考高溫氣冷堆基準(zhǔn)事故頻率［15］，預(yù)估為1.0×10-2RY-1；對(duì)于堆芯冷卻劑流道堵塞事故，其誘因包括石墨及其他部件脫落。而高溫輻照是導(dǎo)致石墨脫落的主要原因。精確評(píng)價(jià)這些因素是異常困難的，而目前類似堆型-高溫氣冷堆-相關(guān)報(bào)告未給出相關(guān)數(shù)據(jù)，因此可參考板式燃料反應(yīng)堆由于高溫中子輻照而造成的冷卻劑通道堵塞事故發(fā)生頻率［24］，預(yù)估為1.0×10-2RY-1。各部件失效頻率列于表4中，堆芯排熱減少始發(fā)事件及事件組發(fā)生頻率為2.36×10-1RY-1。

堆芯反應(yīng)性和功率分布異常事故主要由于反射層誤移動(dòng)與反射層驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)失效所導(dǎo)致。其中，反射層誤移動(dòng)主要為控制系統(tǒng)故障所致，而反射層驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)失效則主要由于電機(jī)故障造成，參考美國(guó)核管會(huì)WASH-1400報(bào)告中輕水堆運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)［3］，可預(yù)估其發(fā)生頻率分別為8.7×10-4RY-1與2.6×10-2RY-1（表5），基于此得出反應(yīng)性和功率分布異常事故發(fā)生頻率約為2.69×10-2RY-1。

表4 堆芯排熱減少事故發(fā)生頻率

表5 反應(yīng)性和功率分布異常事故發(fā)生頻率

對(duì)于管道破口和設(shè)備泄漏異常事故，可參考高溫氣冷堆運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)及數(shù)據(jù)［15］。其中壓力容器及屏蔽容器屬于核級(jí)設(shè)備，在無(wú)其他事故發(fā)生（如主回路破口事故）情況下發(fā)生泄漏的概率非常低，參考高溫氣冷堆部件可靠性數(shù)據(jù)，發(fā)生頻率分別為1.0×10-8RY-1與1.0×10-6RY-1。管道破口事故包括回?zé)崞骼?、熱測(cè)管道破裂以及前冷器管道破裂，參考美國(guó)標(biāo)準(zhǔn)模塊化高溫氣冷堆始發(fā)事件發(fā)生頻率分析數(shù)據(jù)（即管道破口大于1.9×10-4cm2工況下，標(biāo)準(zhǔn)模塊化高溫氣冷堆破口發(fā)生頻率為2.6×10-1RY-1），選取其中一堆芯模塊（總計(jì)為4堆芯模塊）管道破口頻率6.5×10-2RY-1作為參考值。綜上，管道破口及設(shè)備泄漏異常事故發(fā)生頻率約為6.5×10-2RY-1（表6）。未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)事故主要是由于輔助控制系統(tǒng)（包括控制鼓）發(fā)生故障所致，其發(fā)生頻率可參考輕水堆部件可靠性［3］，發(fā)生頻率為2.69×10-2RY-1（表7）。對(duì)于喪失場(chǎng)外電源事故，與堆型無(wú)關(guān)，其發(fā)生頻率可參考?jí)核堰\(yùn)行經(jīng)驗(yàn)及工況［21］，為4.60×10-2RY-1。

表6 管道破口和設(shè)備泄漏異常事故發(fā)生頻率

表7 未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)事故

圖9　前冷器及相關(guān)部件故障樹

3 結(jié)語(yǔ)

本文針對(duì)小型氦氙冷卻移動(dòng)式固體反應(yīng)堆電源SIMONS特征，開展了較為系統(tǒng)的始發(fā)事件頻率分析。首先，基于核電源系統(tǒng)結(jié)構(gòu)特征，構(gòu)建了核電源安全系統(tǒng)，并對(duì)各部件的安全功能及整個(gè)核電源系統(tǒng)的安全技術(shù)特點(diǎn)進(jìn)行了明確。然后，針對(duì)所識(shí)別出的6組典型始發(fā)事件組（堆芯排熱增加與減少、反應(yīng)性和功率分布異常、管道破口和設(shè)備泄漏異常、未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)以及喪失場(chǎng)外電源），結(jié)合核電源系統(tǒng)結(jié)構(gòu)與技術(shù)特征，參考高溫氣冷堆及輕水堆運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)及數(shù)據(jù)，并構(gòu)建故障樹，進(jìn)行了逐一分析。

1）堆芯排熱增加事故：主要為控制系統(tǒng)故障所導(dǎo)致的前冷器工作流體溫度降低與流速升高，以及外負(fù)荷過(guò)渡增加，參考?jí)核鸭案邷貧饫涠堰\(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，其發(fā)生頻率約為3.90×10-2RY-1。

2）堆芯排熱減少事故：主要由于布雷頓循環(huán)系統(tǒng)故障、冷卻劑通道堵塞及外負(fù)荷喪失造成。通過(guò)構(gòu)建故障樹，同時(shí)參考輕水堆與高溫氣冷堆運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)與數(shù)據(jù)，預(yù)估其發(fā)生頻率約為2.36×10-1RY-1。

3）反應(yīng)性和功率分布異常事故以及未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)：主要由于控制系統(tǒng)故障及電機(jī)故障所致，參考美國(guó)核管會(huì)WASH-1400報(bào)告中輕水堆運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，預(yù)估其發(fā)生頻率均為2.69×10-2RY-1。

4）管道破口和設(shè)備泄漏異常以及喪失場(chǎng)外電源事故：參考輕水堆以及高溫氣冷堆運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)與數(shù)據(jù)，預(yù)估其發(fā)生頻率分別6.50×10-2RY-1以及4.60×10-2RY-1。

未來(lái)工作將基于所給出的事故發(fā)生頻率，結(jié)合前沿系統(tǒng)失效概率，開展小型氦氙冷卻移動(dòng)式固體反應(yīng)堆電源PSA分析。

作者貢獻(xiàn)聲明 伍建輝：負(fù)責(zé)文章起草和最終版本修訂；周?。贺?fù)責(zé)數(shù)據(jù)采集；鄒春燕：負(fù)責(zé)分析數(shù)據(jù)；賈國(guó)斌：負(fù)責(zé)行政、技術(shù)或材料支持；張奧：負(fù)責(zé)支持性貢獻(xiàn)調(diào)研；蔡翔舟：負(fù)責(zé)文章修改；陳金根：負(fù)責(zé)對(duì)文章的知識(shí)性內(nèi)容作批評(píng)性審閱。

1 朱繼洲. 核反應(yīng)堆安全分析[M]. 西安: 西安交通大學(xué)出版社, 2000: 182.

ZHU Jizhou. Nuclear reactor safety analysis[M]. Xi'an: Xi'an Jiaotong University Press, 2000: 182.

2 余恒. CMRR堆額定功率工況下內(nèi)部事件一級(jí)概率安全分析[D]. 綿陽(yáng): 中國(guó)工程物理研究院, 2019.

YU Heng. First-class level probability safety analysis of internal events for CMRR reactor under rated power[D]. Mianyang: China Academy of Engineering Physics, 2019.

3 Nuclear Regulatory Commission Washington D C. Reactor safety study. An assessment of accident risks in U. S. commercial nuclear power plants. Executive summary [PWR and BWR][R]. Office of Scientific and Technical Information (OSTI), 1975. DOI: 10.2172/7134133.

4 Ekeroth D E. TITLE: AP1000 pre-construction safety report[R]. UKP-GW-GL-732, 2009.

5 Li J F. Fault-event trees based probabilistic safety analysis of a boiling water nuclear reactor's core meltdown and minor damage frequencies[J]. Safety, 2020, 6(2): 28. DOI: 10.3390/safety6020028.

6 IAEA. Level 1 probabilistic safety assessment practices for nuclear power plants with CANDU-type reactors[R]. IAEA, IAEA-TECDOC-1977. 2021.

7 Zhou B, Ji Y, Sun J,. Nusselt number correlation for turbulent heat transfer of helium–xenon gas mixtures[J]. Nuclear Science and Techniques, 2021, 32(11): 128. DOI:10.1007/s41365-021-00972-1.

8 Ashcroft J, Eshelman C. Summary of NR program Prometheus efforts[J]. AIP Conference Proceedings, 2007, 880(1): 497–521. DOI: 10.1063/1.2437490.

9 King J C, El-Genk M S. Submersion-subcritical safe space (S4) reactor[J]. Nuclear Engineering and Design, 2006, 236(17): 1759–1777. DOI: 10.1016/j.nucengdes. 2005.12.010.

10 El-Genk M S, Tournier J M P, Gallo B M. Dynamic simulation of a space reactor system with closed brayton cycle loops[J]. Journal of Propulsion and Power, 2010, 26(3): 394–406. DOI: 10.2514/1.46262.

11 Sterbentz J W, Werner J E, McKellar M G,. Special purpose nuclear reactor (5 MW) for reliable power at remote sites assessment report[R]. Office of Scientific and Technical Information (OSTI), 2017. DOI: 10.2172/1410224.

12 Qin H, Zhang R, Guo K L,. Thermal-hydraulic analysis of an open-grid megawatt gas-cooled space nuclear reactor core[J]. International Journal of Energy Research, 2021, 45(8): 11616–11628. DOI: 10.1002/er.5329.

13 Raabe P H, Houghton W J, Joksimovic V. HTGR accident initiation and progression analysis status report. Volume 1: introduction and summary[R]. Office of Scientific and Technical Information (OSTI), 1976. DOI: 10.2172/7364654.

14 Hannaman G. GCR reliability data bank status report[R]. Office of Scientific and Technical Information (OSTI), 1978. DOI: 10.2172/6891919.

15 GA Technologies Inc. Probabilistic risk assessment for the standard modular high temperature gas-cooled reactor[R]. GA Technologies, GA-C18718, 1987.

16 趙吉運(yùn), 蘇慶善, 黃祥瑞, 等. HTR—10常規(guī)島熱力系統(tǒng)中特殊子系統(tǒng)的運(yùn)行可靠性分析[J]. 核動(dòng)力工程, 2001, 22(2): 168–170, 175. DOI: 10.3969/j.issn.0258-0926.2001.02.017.

ZHAO Jiyun, SU Qingshan, HUANG Xiangrui,. Operational reliability analysis of two special subsystems of thermodynamic system of HTR-10 conventional island[J]. Nuclear Power Engineering, 2001, 22(2): 168–170, 175. DOI: 10.3969/j.issn.0258-0926.2001.02.017.

17 Bassi C, Azria P, Balmain M. Level 1 probabilistic safety assessment to support the design of the CEA 2 400 MWth gas-cooled fast reactor[J]. Nuclear Engineering and Design, 2010, 240(11): 3758–3780. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2010.09.003.

18 Kim J, Lee J, Jae M. A quantitative accident sequence analysis for a VHTR[C]. Transactions of the Korean Nuclear Society Spring Meeting, Jeju, Korea, May 12-13, 2016.

19 上海交通大學(xué). 國(guó)家重點(diǎn)研發(fā)計(jì)劃“小型氦氙冷卻移動(dòng)式固體核反應(yīng)堆電源”項(xiàng)目啟動(dòng)會(huì)召開[EB/OL]. 2021. https://me.sjtu.edu.cn/news/70819.html.

Shanghai Jiao Tong University. National Key Research and Development Program "Small Innovative helium-xenon cooled MObile Nuclear power Systems"[EB/OL]. 2021. https://me.sjtu.edu.cn/news/70819.html.

20 周俊, 伍建輝, 鄒春燕, 等. 小型氦氙冷卻反應(yīng)堆始發(fā)事件分析研究[C]. 中西部核學(xué)會(huì)聯(lián)合體2021年學(xué)術(shù)年會(huì), 長(zhǎng)沙, 2021.

ZHOU Jun, WU Jianhui, ZOU Chunyan,. Research on initial event analysis for small helium-xenon cooled reactor[C]. 2021 China Midwest Nuclear Society Annual Conference, Changsha, 2021.

21 U.S. NRC. Rates of initiating events at U.S.[R]. Nuclear Power Plants: 1987-1995, NUREG/CR-5750, 1999.

22 Scheuermann W, Haneklaus N, Fütterer M,. The high temperature gas-cooled reactor: safety considerations of the (V)HTRModul[R]. EUR 28712 EN, Publications Office of the European Union, Luxembourg, 2017. DOI: 10.2760/270321, JRC107642.

23 IAEA. Component reliability data for use in probabilistic safety assessment[R]. IAEA, IAEA-TECDOC-478. 1988.

24 Ameyaw F, Abrefah R, Yamoah S,. Analysis and estimation of core damage frequency of flow blockage and loss of coolant accident: a case study of a 10?MW water-water research reactor-PSA level 1[J]. Science and Technology of Nuclear Installations, 2021, 2021: 9423176. DOI: 10.1155/2021/9423176.

25 Ball S J. Next generation nuclear plant phenomena identification and ranking tables (PIRTs) Volume 1: main report[R]. Office of Scientific and Technical Information (OSTI), 2008. DOI: 10.2172/1001275.

Accident occurrence frequency of a small helium-xenon gas cooled nuclear reactor system

WU Jianhui1,2,3ZHOU Jun1,2ZOU Chunyan1,2,3JIA Guobin1,2ZHANG Ao1,2,3CAI Xiangzhou1,2,3CHEN Jingen1,2,3

1()2()3()

Helium-xenon gas cooled nuclear reactor adopts helium-xenon gas as the coolant and is able to apply the integral Brayton cycle. It has advantages in miniaturization and lightweight design, which has attracted more and more attention worldwide. But rare severe accidents studies have been carried out for the small helium-xenon gas cooled reactor. Probabilistic safety assessment (PSA) is an important method to evaluate the safety of a reactor system. The results obtained by PSA can provide a valuable basis for improving the core design, identifying fault, guiding operation,. whilst the occurrence frequency of initial events is required for PSA analysis.This paper aims to evaluate the accident occurrence frequency for the small helium-xenon gas cooled reactor to provide an input for PSA analysis. [Methods] Based on the main technical characteristics of a small innovation helium-xenon cooled mobile nuclear power system (SIMONS), the occurrence frequency of typical accidents was analyzed by referring to the operational experiences and data of high temperature gas cooled reactor (HTGR) and light water reactor (LWR). Intensity analyses were performed on the frequency of accidents such as increase or decrease of core heat removal, abnormal reactivity and power distribution, pipe break and abnormal equipment leakage, anticipated transient without scram (ATWS), and loss of offsite power (LOOP).The calculation results show that the accidents of heat removal increase and decrease, abnormal reactivity and power distribution, pipe break and abnormal equipment leakage, ATWS, and LOOP have an occurrence frequency of 3.90×10-2RY-1, 2.36×10-1RY-1, 2.69×10-2RY-1, 6.50×10-2RY-1, 2.69×10-2RY-1and 4.60×10-2RY-1, respectively.The calculated results can be taken as the inputs for the PSA study of the SIMONS, providing basic reference value for further PSA analysis of mobile nuclear power system.

Small helium-xenon cooled reactor, Probabilistic safety assessment, Fault tree

Supported by National Key R&D Program of China (No.2020YFB1901900)

WU Jianhui, male, born in 1985, graduated from Waseda University with a doctoral degree in 2014, focusing on nuclear reactor physical design and safety analysis

CHEN Jingen, E-mail: chenjg@sinap.ac.cn

2022-02-23,

2022-03-31

TL329

10.11889/j.0253-3219.2022.hjs.45.060605

國(guó)家重點(diǎn)研發(fā)計(jì)劃項(xiàng)目(No.2020YFB1901900)資助

伍建輝，男，1985年出生，2014年于早稻田大學(xué)獲博士學(xué)位，研究領(lǐng)域?yàn)榉磻?yīng)堆物理設(shè)計(jì)與安全分析研究

陳金根，E-mail：chenjg@sinap.ac.cn

2022-02-23，

2022-03-31