基于AHP的船舶核动力装置故障及安全性分析

基于AHP的船舶核动力装置故障及安全性分析*

徐立1▲邓儒超1徐楚3方军庭1张笛2

(1.武汉理工大学能源与动力工程学院可靠性工程研究所武汉 430063；

2.武汉理工大学水路公路交通安全控制与装备教育部工程研究中心武汉 430063；

3.中国核动力研究设计院反应堆运行与应用研究所成都 610064)

摘要针对民用核动力船舶运行的安全性问题，运用层次分析法(AHP)对目标船型为50万t级的核动力矿砂船进行了安全性分析。基于民用核动力船舶动力装置系统的特点，分别建立了民用船舶核动力装置一回路系统和二回路系统的递阶层次模型，并制定相应的指标评分准则，进行风险评估。应用层次分析法进行安全性分析，能避免民用核动力船舶数据缺失等问题，为开展船用核动力装置故障分析开辟了新的思路。研究结果表明：安全注射系统(RIS)、化学和容积控制系统(RCV)、控制棒系统及燃料包壳系统是一回路系统中的关键风险要素；二回路系统中汽动给水泵系统、电动给水泵系统、主给水流量控制系统和高压给水加热器系统为关键风险要素。针对安全性分析找到的关键风险要素提出相应的应对措施，能提高民用核动力船舶应对海上风险状况的能力。

关键词交通安全；安全性分析；层次分析法；核动力船舶；风险评估

中图分类号：U674.921文献标志码：A

收稿日期：2014-05-07修回日期：2014-08-13

通讯作者▲第一作者()简介：徐立(1975-)，博士，副教授.研究方向：风能、核能、太阳能等清洁能源在大型远洋船舶上的应用.E-mail: xuli92211@163.com

*国家高技术研究发展计划(863计划)支持项目(批准号：2012AA112701)资助

Failure and Safety Studies of Nuclear-Powered

Ship Based on AHP

XU LiDENG RuchaoXU ChuFANG JuntingZHANG Di

(1.SchoolofEnergyandPowerEngineering，WuhanUniversityofTechnology,

Wuhan430063,China;

2.EngineeringResearchCenterforTransportationSafety(MinistryofEducation),

WuhanUniversityofTechnology,Wuhan430063,China;

3.ReactorOperationandApplicationInstituteofNuclear

PowerInstituteofChina,Chengdu610064,China)

Abstract:An Analytic Hierarchy Process (AHP) was used to analyze the operation safety of civilian nuclear-powered vessels. The hierarchy system models of primary loop system and second loop system were established.The evaluation criteria with indicator were formulated for the risk assessment. Using AHP for safety analysis can avoid the problem of the missing data of civilian nuclear-powered vessels and open up a new idea for the failure analysis of nuclear power plant. The result shows that the Safety Injection System (RIS), the Chemical and Volume Control System (RCV), the Control Rods System, and the Hull of Fuel Canning System are the key risk factors in the primary system of nuclear powered marine plant. The Steam Feed Pump System, Electric Feed Water Pump System, Feed Water Flow Control System, and High Pressure Heater System are the main risk factors of the second loop system. Aiming at the key risk factors identified by the security analysis, the corresponding countermeasures are proposed. These measures can facilitate the ability to cope with marine risk profile of the ship.

Key words:traffic safety; safety analysis; analytical hierarchy process; nuclear-powered vessel; risk assessment

0引言

随着气候变化和能源危机的日益严峻，环境问题已经成为世界各国亟待解决的问题。目前国际航运法规对航运业限制有害气体排放的规定日益严格，使得人们越来越注重新能源船舶的开发，这为民用核动力船舶的发展提供了新的机遇[1-2]。考虑到核动力船舶相较于传统船舶更加环保，而且能够有效缓解能源危机，公众再次注重民用核动力船舶的发展。然而核工业是1个高危产业[3]，其安全性问题是公众最为关心的。

《核商船安全规范》中规定建议使用在核电厂工程上得到验证的确定论方法和概率安全评价法来进行核商船安全性分析[4-5]。但受限于民用核动力船舶工程实践的现实，各国一直都没有形成一套成熟的被国际社会所认可的安全分析体系[6-7]，所以对民用核动力船舶动力装置的安全性分析研究也没有实质的进展。运用层次分析法(AHP)[8-9]对目标船型的核动力装置进行安全性研究，通过建立1个基于分析目标的递阶层次结构模型，对同一层元素的两两比较，确定不同元素相对于上一层元素的重要性[10]，可以有效克服客观数据缺失等问题。笔者在基于核电厂安全分析和船舶安全分析的基础上，应用AHP对船舶核动力装置建立系统的递阶层次模型，进行风险评估，从而找出对民用核动力船舶安全影响较大的1个或多个系统，并应对核动力船舶故障风险提出几点应对措施。

1船用核动力装置故障分析指标体系的建立

1.1目标船型参数

目标船为50万t超大型矿砂船，其动力装置为300 MW(2台150 MW)级的核动力装置，主要航线为：中国—巴西，相关参数见表1。

表1　目标船型的主要参数

1.2民用船舶核动力装置

船舶压水堆核动力装置[11]由反应堆及一回路系统和二回路系统和推进系统几部分组成，分布在不同的舱室中，其原理见图1，反应堆冷却剂系统采用双环路形式，见图2。

图1　核动力装置压水堆流程图

图2　反应堆冷却剂系统流程示意图

核动力装置一回路系统中水既是冷却剂也是慢化剂，如图2所示采用双环路形式，主泵驱动高温高压水吸收核反应所释放的热量，然后在蒸汽发生器与二回路发生热量交换，将热量传送给二回路，然后经主泵加压后重新被泵入反应堆，吸收反应堆持续放出的热量，如此往复循环构成了船用核动力装置的密闭核循环回路。

核动力装置二回路系统主要是将一回路传递过来的热量通过汽轮机装换为船舶动力。如图1所示，水经过蒸汽发生器吸收热量汽化为高温高压的蒸汽，推动汽轮机的运转，经过汽轮机后的乏汽流入冷凝器冷却，再经过一系列的辅助设备如：加热器、除氧器等，重新流入蒸汽发生器，完成1个循环。

1.3建立核动力装置的递阶层次结构模型

以核动力装置安全的3要素：反应性控制、堆芯冷却，以及放射性产物包容为基础，将民用船用核动力装置一回路系统的递阶层次模型按3要素划分为3个子系统，对3个子系统进行更为细致的划分，从而建立一回路系统的递阶层次模型，见表2。一回路系统中英文名称对照表见表3。

同一回路系统递阶层次模型建立类似，在研究二回路系统(蒸汽动力系统)时，也可将其按照功率匹配、水循环、能量转换划分为3个子系统。对应3个子系统，将二回路系统中的设备按其功能分别划分到3个子系统，形成蒸汽动力系统的递阶层次结构模型，见表4。

表2　一回路系统递阶层次结构

表3　中英文名称对照

表4　二回路系统递阶层次结构

2船用核动力装置故障分析

2.1对船舶核动力装置进行安全性分析

邀请核动力方面的专家对核动力装置一回路系统的层次模型中的各元素进行打分，确定元素相当于上层元素的重要性，将打分的结果建立判断矩阵，由此得到判断矩阵A-B，B-C，C-D。由于篇幅所限仅列出A-B(是所邀请的3位专家所给出的调查评分表)判断矩阵．

首先需要对3位专家的数据进行加权平均，得到矩阵参数的加权平均矩阵。由于专家的经验水平不同，3位专家的评分数据权值依次为：0.5，0.3，0.2，计算结果为

根据AHP法步骤对一回路系统进行故障分析，确定各个判断矩阵A-B,B-C,C-D的元素相对于上层元素的相对权重并进行一致性检验，结果见表5。

计算底层的指标元素相对于决策目标层指标元素的相对权重[6]，结果见图3。

图3　一回路系统指标综合权重图示

同理，可计算二回路底层的指标元素相对于决策目标层指标元素的相对权重，结果见图4。

图4　二回路系统指标综合权重图示

矩阵权重算数平均值λmaxnC.I.R.I.C.R.一致性检验A-B[0.7240.1240.152]3.000130.00010.520.0002通过B1-C[0.1330.2510.616]3.003630.00180.520.0030通过B2-C[0.5370.2970.166]3.039530.01980.520.0380通过B3-C[0.5240.2670.1360.073]4.122740.04090.890.0460通过C4-D[0.5160.484]2.000020.00000.000.0000通过C5-D[0.8360.164]2.000020.00000.000.0000通过C6-D[0.6810.1280.191]3.000030.00000.520.0000通过

2.2结果分析

由图3可见一回路系统中化学和容积控制系统(C2)和安全注入系统(C3)的综合权重值超过0.1，而控制棒控制失效(C1)和燃料包壳损坏(C7)权重值接近于0.1。这是出于对核动力船舶安全性的考虑，对反应堆运行安全性控制的要求非常严格，以及反应堆控制棒系统、安全注射系统和硼和水供应系统的工作条件极其恶劣所致。由此可见在C1,C2,C3和C7系统和设备发生故障或失效的工况下造成一回路系统发生故障的可能性较大。

由图4可见，二回路中有4个子系统的指标权重超过0.1或接近0.1，即汽动给水泵系统故障(D5)、主给水流量控制系统故障(C2)、高压电动给水泵系统故障(D6)以及高压给水加热器系统故障(D9)，而其他指标均远小于0.1。由此可见二回路系统故障对汽动和电动给水泵的安全性要求较高，同时故障工况下蒸汽动力系统负荷的剧烈变化也考验主给水流量控制系统的安全性。

2.3讨论与建议

根据上面得到的结果，为保证民用核动力船舶的安全运行，给出以下几个方面的应对措施。

1) 提高核动力装置一回路系统的自然循环能力，在事故工况下减小核动力装置一回路系统对动力装置的依赖性，通过合理的优化设计，可以在外部动力系统完全或部分失效的情况下仍然能够依靠自然循环冷却核反应反应堆。

2) 优化船舶核动力装置中的系统管道布置，尽可能地减少动力装置系统中的管路弯道或适当增大弯道半径，减少管路中的能量损失；相较于核动力潜艇狭小的反应堆堆舱，在设计民用核动力船舶时，可提高核反应堆芯和蒸汽发生器的垂直高度，来提高船舶核动力装置的自然循环能力。

3) 对于船舶核动力装置运行参数的设定，在考虑系统能耗的基础上，应该适当提高系统的安全余量，保证核动力船舶在遭遇到多自由度大幅度倾斜、摇摆和等恶劣工况下仍能够运行稳定安全。

3结束语

通过建立民用船舶核动力装置一回路系统和二回路系统的故障分析的指标体系，运用层次分析法对核动力装置进行风险评估。通过分析、处理、计算得到各个系统指标相对于核动力装置安全运行的相对权重，显示出各个指标对船用核动力装置一回路系统和二回路系统运行安全性的权重排序，找到对每个系统的风险较大因素，并在此基础上针对民用船舶核动力装置系统提出几点风险应对措施。

研究通过风险识别找到了核动力装置风险要素，但还是存在一些不足。由于民用核动力船舶的数据缺失，制约着民用核动力船舶安全性的研究，在今后研究中应拓宽数据来源渠道，使得到的数据更加真实全面地反应客观情况。另外，在研究中可对民用船舶核动力装置的递阶层次结构应进行完善和细化，使研究模型向大型化、细分化，这些都有利于研究的深入进行，促进民用核动力船舶的发展。

参考文献

[1] 杨辰，房超，童节娟.中国发展核能的必要性[J].核动力工程，2014,35(1):200-202.

YANG Chen, FANG Chao, TONG Jiejuan. Necessity of developing nuclear energy in China[J]. Nuclear Power Engineering，2014,35(1):200-202.(in Chinese).

[2]Xu L, Deng R C, Xu C, et al. Safety study of primary loop system of civil marine nuclear power plant[J]. Applied Mechanics and Materials, 2014,541(1):916-921.

[3]Ayah E， Abouelnaga, Abdelmohsen Metwally. Assessment the safety performance of nuclear power plants using global safety index(GSI) [J]. Nuclear Engineering and Design, 2010,240(10)：2820-2830.

[4]Andrews W L, Helfrich M, Harrald J R. The use of multi-attribute methods to respond to a nuclear crisis[J]. Journal of Homeland Security and Emergency Management, 2008,5(1):103-109.

[5]Kabak Ozgur, Ruan Da. A Comparison study of fuzzy madm methods in nuclear safeguards evaluation[J]. Journal of Global Optimization. 2011，51(2):209-226.

[6]Woo Tae-Ho, Lee Un-Chul. Safeguard assessment in nuclear power plants (NPPs) operations using analytic hierarchy process (AHP) and production function[J]. Energy Exploration & Exploitation. 2011,29(3):337-355

[7]Gao F, Ko W I. Modeling and system analysis of fuel cycles for nuclear power sustainability (III): an integrated evaluation[J]. Progress in Nuclear Energy, 2014,74(1):79-90.

[8]郭金玉,张忠彬,孙庆云.层次分析法的研究与应用[J].中国安全科学学报,2008,18(5):148-153.

GUO Jinyu, ZHANG Zhongbin, SUN Qingyun. Study and applications of analytic hierarchy process[J]. China Safety Science Journal, 2008,18(5):148-153.(in Chinese).

[9]邓雪，李家铭，曾浩健，等.层次分析法权重计算方法分析及其应用研究[J].数学的实践与认识，2012,42(7)：93-100.

DENG Xue, LI Jiaming, ZENG Haojian. Research on computation methods of ahp wight vector and its applications[J]. Mathematics in Practice and Theory, 2012,42(7):93-100.(in Chinese).

[10] 郭秀珍，翁小雄.基于AHP法的公交服务水平模糊综合评价[J].交通信息与安全，2014，32(3):42-46.

GUO Xiuzhen, WENG Xiaoxiong. Fuzzy comprehensive evaluation of the bus service level based on AHP[J]. Journal of Transport Information and Safety, 2014,32(3):42-46.(in Chinese).

[11]彭敏俊.船舶核动力装置[M].北京：原子能出版社，2009.

PENG Minjun . Marine nuclear power plant[M]. Beijing: Atomic Energy Press,2009.(in Chinese).