AP1000非能动余热排出系统共因失效研究

周蓝宇，齐实，周涛

（1.南华大学核科学技术学院，湖南衡阳 421001；2.华北电力大学核科学与工程学院，北京 102206）

AP1000非能动余热排出系统共因失效研究

周蓝宇1，齐实2，周涛2

（1.南华大学核科学技术学院，湖南衡阳 421001；2.华北电力大学核科学与工程学院，北京 102206）

采用多希腊字母（MGL）模型，借助Risk Spectrum软件对AP1000非能动余热排出系统（PRHRS）进行共因失效影响分析。针对是否考虑共因失效（CCF）分别进行计算，得出不考虑CCF时PRHRS的失效概率为9.559×10-6，而考虑CCF时PRHRS的失效概率为2.008×10-4。对比可知，PRHRS的失效模式在是否考虑CCF时是不同的，且考虑CCF时PRHRS的失效概率比不考虑CCF时大2个数量级。PRHRS失效不考虑CCF时，热交换器泄漏和安全壳内置换料水箱（IRWST）水箱失效对整个PRHRS影响最大；考虑CCF后，气动阀CCF成为PRHRS失效的主要影响因素。

多希腊字母（MGL）模型；非能动余热排出系统（PRHRS）；共因失效（CCF）；热交换器；安全壳内换料水箱（IRWST）；气动阀

0 引言

AP1000非能动余热排出系统（PRHRS）属于核电站专设安全设施，其主要功能是在非大破口事故下，当反应堆的正常排热路径失效时导出堆芯衰变热，它的可靠性对核电站的安全运行具有重大意义。共因失效CCF（common cause failure）是指在一个系统中由于某种共同原因而引起2个或2个以上单元同时失效，CCF是冗余系统失效的主要根源，已引起广泛重视。Xin-yangWu［1］等提出了拓展型面向对象Petri网（EOOPN）模型分析分阶段任务系统（PMS）的CCF。Muhammad Zubair［2］等进一步研究α模型评估CCF。Zhou Tao［3］等采用模糊概率安全分析方法（PSA）对PRHRS进行研究。王宝生等［4］采用编制程序的方法，研究了全场断电条件下PRHRS的行为。刘强［5］采用神经网络的方法分析了PRHRS功能的可靠性。DaeⅡKang［6］等采用PSA的方法研究反应堆给水泵的CCF。尹慧琳［7］等对核电厂安全仪控4取2冗余系统进行CCF分析。贺理［8］等研究了CCF对平均失效概率计算结果的影响。仇永萍［9］对30万千瓦核电厂高压安注系统CCF进行了分析。然而，国内外研究PRHRS CCF的较少，但是PRHRS CCF对核电厂安全有着重大的影响，因此，研究PRHRSCCF对核电站安全有着重大意义。

1 研究对象及方法

1.1 研究对象

PRHRS的主要作用是在丧失交流电源、丧失正常给水和蒸汽发生器传热管破裂时紧急排出堆芯余热，PRHRS［10］构成如图1所示。

图1 PRHRS构成

由图1可知，布置在安全壳内置换料水箱（IRWST）中的PRHRS热交换器的位置高于反应堆，热交换器上封头的入口管路与反应堆冷却剂系统（RCS）#1环路的主管道热段相连，下封头的出口管路与#2蒸汽发生器下封头的冷腔室相连接。入口管路上装有1个常开的电动阀，出口管路上装的是并联的2个多重常关气动阀。反应堆正常运行时PRHRS热交换器中充满反应堆冷却剂，压力相同于RCS的运行压力，其温度与IRWST中的低温水一致。一旦需要PRHRS投入，只需要开启PRHRS热交换器出口2个并联气动隔离阀中的任意一个，同时关闭2个串联的安全壳凝水回流槽疏水气动隔离阀中的任意一个即可。PRHRS热交换器和反应堆之间的布置位差和冷却剂的温度差产生热驱动压头，形成反应堆冷却剂的自然循环。

1.2 计算方法

1.2.1 多希腊字母模型

多希腊字母（MGL）模型［11］是由一批单元级失效率参数组成的，包括对单元失效有贡献的独立和共因作用的影响，是β参数模型近代推广的许多模型中最通用的一个，本文采用该模型分析CCF。

MGL模型的参数数目与系统的规模大小有关，系统的规模越大，参数数目也就越多。对于由m个相同单元组成的系统，假定部件都是相同的，系统启动并运行时间t，则有2m+1个模型参数。其中m个参数属于启动失效率，另外m个参数属于运行失效率，还有1个参数为运行时间t。由m个相似的冗余或备用单元组成的系统，MGL模型参数的一般表达式为

式中：λj为j个相同单元同时失效的概率；β，χ，δ均为单元失效的条件概率。

1.2.2 Risk Spectrum软件

Risk Spectrum软件对CCF进行定量分析，该程序是世界上应用比较广泛的PSA计算分析软件。RiskSpectrum分析软件采用RSMCS（Minimal Cut Sets）算法，它是一个自上而下的“下行法”运算法则。

1.3 成功准则及计算条件

1.3.1 故障树的成功准则

PRHR热交换器［7］出口2个并联气动阀任意一个开启，同时，2个串联的安全壳凝水回流槽疏水阀任意一个关闭。

1.3.2 基本假设

（1）IRWST内有水位报警，以警示操纵员IRWST低水位，有助于防止PRHR热交换器裸露。

（2）PRHR入口管线电动隔离阀（PXS-V101）是常开的，并接收1个开启确认信号。在工程中，这种功能的电动阀通常断电或者上锁而不会出现误关。

（3）气动阀PXS-V108A和PXS-108B在丧失控制或丧失空气时失效打开。

（4）气动阀PXS-V130A和PXS-130B在丧失控制或丧失空气时失效关闭。

1.3.3 失效模式与影响

当处于事故运行状态下，PRHRS接收到保护和安全监测系统（PMS）或多样性触发系统（DAS）发出蒸汽发生器处于低水位信号时，PRHR系统启动。设备失效模式与影响见表1，根据表1可以得到系统故障模式，可针对故障模式建立故障树。

表1 失效模式与影响

2 计算结果及分析

2.1 不考虑CCF的故障树

计算涉及的失效概率数据采用美国核管会（NRC）统计数据和通用数据，不考虑CCF的故障树如图2所示。

由图2可知，不考虑CCF时，PRHRS主要由IRWST破裂、非能动余热排出热交换器泄漏、并联气动阀V108A／B失效、串联气动阀V130A／B失效等基本事件组成。

图2 不考虑CCF的故障树

PRHRS失效的顶事件发生概率为9.559× 10-6，最小割集见表2。

表2 不考虑CCF时最小割集

由表2数据中可以看出，在不考虑CCF时，PRHRS热交换器泄漏和IRWST失效对整个PRHRS影响最大。

2.2 考虑CCF故障树

考虑气动阀V108A／B之间存在CCF，采用MGL模型对AP1000反应堆PRHRS进行分析，故障树如图3所示。

由图3可知，根据式（1）～（4）求出CCF概率，考虑并联气动阀V108A／B CCF，串联气动阀V130A／B CCF。考虑CCF时，顶事件发生概率为2.008×10-4，最小割集见表3。

图3 考虑CCF的故障树

表3 考虑CCF时最小割集

3 结论

由表3中数据可以看出，采用MGL模型计算CCF时，气动阀V130A／B CCF和气动阀V108A／B CCF对整个PRHRS影响最大。

2.3 对比分析

比较表2和表3可知：在考虑反应堆CCF时，整个核电厂的失效概率比不考虑CCF高2个数量级，可见冗余部件CCF对系统总体失效的贡献比单独只考虑部件独立失效对系统总体失效的贡献要大得多：不考虑CCF时，PRHRS失效概率为9.559×10-6，其中热交换器泄漏和IRWST水箱失效对整个PRHRS影响最大；考虑CCF时，PRHRS失效概率为2.008× 10-4，其中气动阀V130A／B CCF和气动阀V108A／B CCF对整个PRHRS影响最大。这是因为，核电厂中具有冗余性的设备在相同的工作条件下由相同的控制机构控制，甚至由相同的厂家生产，设备出现故障有很大概率导致其冗余设备失效。为此，在核电厂安全评价中，要充分重视核电厂部件的CCF。

（1）不考虑CCF时，PRHRS失效概率为9.559× 10-6，其中热交换器泄漏和IRWST水箱失效对整个PRHRS影响最大。

（2）考虑CCF时，PRHRS失效概率为2.008× 10-4，其中气动阀V130A／B CCF和气动阀V108A／B CCF对整个PRHRS影响最大。

（3）考虑CCF PRHRS的失效概率比不考虑CCF大2个数量级，CCF是导致PRHRS失效的重要因素。

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原子能科学技术，2013，47（9）：1514-1521.

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（本文责编：白银雷）

TM 623

A

1674-1951（2016）12-0018-03

周蓝宇（1995—），女，山东滕州人，本科在读，从事核科学与核技术方面的研究（E-mail：zly9582＠163.com）。

2016-08-31；

2016-11-29

中央高校基本科研业务专项资金项目（2016NH014XJXZ）

齐实（1994—），男，吉林长春人，硕士在读，从事核反应堆热工水力方面的研究（E-mail：qishi666666＠126.com）。

周涛（1965—），男，山东滕州人，教授，博士生导师，博士，从事核热工安全研究工作（E-mail：zhoutao＠ncepu.edu.cn）。