非能動先進壓水堆核電廠SGTR事故概率安全評價

潘亞蘭欒秀春王 喆左嘉旭宋 維（環(huán)境保護部核與輻射安全中心 北京 0008）（哈爾濱工程大學(xué) 核安全與仿真技術(shù)國防重點學(xué)科實驗室 哈爾濱 5000）

非能動先進壓水堆核電廠SGTR事故概率安全評價

潘亞蘭1，2欒秀春2王 喆1左嘉旭1宋 維1
1
（環(huán)境保護部核與輻射安全中心 北京 100082）2（哈爾濱工程大學(xué) 核安全與仿真技術(shù)國防重點學(xué)科實驗室 哈爾濱 150001）

蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂（Steam Generator Tube Rupture， SGTR）事故是核電廠的重要事故之一，并具有其自身的特點。該事故的研究和評價對核電站安全具有較大意義。選取典型非能動先進壓水堆核電廠AP1000 的SGTR事故進行一級概率安全評價（Probabilistic Safety Assessment， PSA），采用事件樹分析方法得到電廠事件發(fā)生后系統(tǒng)、設(shè)備和人員不同響應(yīng)所產(chǎn)生的事故序列，然后建立相關(guān)系統(tǒng)的故障樹模型進行可靠性分析。借助Risk Spectrum軟件，計算SGTR事故導(dǎo)致AP1000核電廠的堆芯損傷頻率（Core Damage Probability， CDF），并進行堆芯損傷的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通過一系列分析得到導(dǎo)致堆芯損傷的重要基本事件，從而找到系統(tǒng)存在的薄弱環(huán)節(jié)。

能動先進壓水堆核電廠，蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂，堆芯損傷頻率，概率安全評價

AP1000是美國西屋公司設(shè)計開發(fā)的雙環(huán)路1000 MW非能動先進壓水堆［4］。不同于傳統(tǒng)的壓水堆核電技術(shù)，AP1000采用“非能動”的安全系統(tǒng)，使得整體安全性以及經(jīng)濟性有明顯的提高［5-6］。本文選取AP1000核電廠的SGTR事故進行一級概率安全評價，采用事件樹分析方法得到電廠事件發(fā)生后系統(tǒng)、設(shè)備和人員不同的響應(yīng)所產(chǎn)生的事故序列，然后建立相關(guān)系統(tǒng)的故障樹模型進行可靠性分析，得到SGTR事故導(dǎo)致AP1000核電廠的堆芯損傷頻率并進行重要度分析和敏感性分析。

1 AP1000的SGTR事故事件樹分析

SGTR事故發(fā)生后，AP1000的保護系統(tǒng)依次動作來提供相關(guān)安全功能。

通過對SGTR事故的詳細進程及緩解過程的分析，應(yīng)用事件樹方法建立模型，得到所有可能發(fā)生的事故序列，其中24條為堆芯損傷事故序列。以“SGTR”為始發(fā)事件，建立兩個SGTR事件樹，模型分別如圖1所示。

圖1 SGTR事件樹（a）和續(xù)事件樹（b）模型Fig.1 Event tree model （a） and continued event tree model （b） of SGRE accident.

由于不同的情況下系統(tǒng)的響應(yīng)有所不同，故事件樹題頭對應(yīng)的系統(tǒng)故障樹頂事件的成功準則相應(yīng)有所不同，可能一個事件樹題頭下對應(yīng)多個故障樹模型。事件樹題頭及其對應(yīng)的故障樹成功準則如表1所示。

表1 事件樹題頭及成功準則Table1 Event tree header and success criteria.

2 安全系統(tǒng)可靠性評價

通過事件樹分析可知，AP1000在發(fā)生SGTR事故后依次響應(yīng)以及參與緩解事故的系統(tǒng)或設(shè)備，包括化學(xué)與容積控制系統(tǒng)、啟動給水系統(tǒng)、蒸汽旁排系統(tǒng)、非能動余熱排除系統(tǒng)、堆芯補水箱、自動降壓系統(tǒng)、安注箱、正常余熱排除系統(tǒng)、安全殼內(nèi)置換料水箱、安全殼隔離系統(tǒng)以及非能動安全殼冷卻系統(tǒng)。而對于前沿系統(tǒng)需要的支持系統(tǒng)，如電源系統(tǒng)、相關(guān)的儀控系統(tǒng)及儀表空氣系統(tǒng)，在本次SGTR事故的建模過程中，這些支持系統(tǒng)的失效作為菱形事件處理，直接給出系統(tǒng)失效概率，這樣使得建模工作在一定程度上有所減輕。分別對前沿系統(tǒng)和設(shè)備進行故障樹建模分析，得到故障樹頂事件的失效概率，其結(jié)果如表2所示。

表2 故障樹頂事件失效概率值Table2 Failure probability of top event of fault tree.

3 AP1000的SGTR事故定量化評價

在分析過程中，需要SGTR事故的發(fā)生頻率，還需要設(shè)備需求失效概率、設(shè)備運行失效概率、試驗維修不可用度、共因失效數(shù)據(jù)以及人員可靠性數(shù)據(jù)。這些數(shù)據(jù)均來自文獻［7］。

采用移動三維激光掃描儀，基于SLAM技術(shù)，對昆明路段的地下綜合管廊的三維模型進行建設(shè)。其技術(shù)路線：準備工作―數(shù)據(jù)獲取―點云處理―建立三維模型。

通過對事件樹中涉及的系統(tǒng)進行故障樹分析得到故障樹頂事件發(fā)生概率的點估計值和區(qū)間估計值，將故障樹定量化中得到的頂事件失效概率與事件樹進行連解得到AP1000電廠中若始發(fā)SGTR事故將導(dǎo)致的堆芯損傷頻率，其結(jié)果均值為3.95×10-9（堆·a）-1，其90%置信度區(qū)間下限（5%）為6.22×10-11（堆·a）-1，上限（95%）為2.71×10-8（堆·a）-1。

3.1 最小割集分析

割集被定義為導(dǎo)致頂事件發(fā)生的一個子集，在這個子集中，如果所有的基本事件都發(fā)生，則相應(yīng)的頂事件也必定發(fā)生。最小割集是割集集合的一個子集，是基本事件最少的割集，若任意去除一個基本事件則頂事件不再發(fā)生。通過對堆芯損傷進行最小割集分析，可以得到導(dǎo)致堆芯損傷的最少基本事件的集合。堆芯損傷的最小割集情況如表3所示。

表3 堆芯損傷的最小割集Table3 Minimal cut sets of core damage.

如表3所示，最小割集1中基本事件為IDBDD1 和IDDDD1，均表示電源失效基本事件。多數(shù)安全系統(tǒng)的緩解動作主要通過電動泵與電動閥的動作來實現(xiàn)，若失去相應(yīng)的電源動力，則泵與閥門無法動作導(dǎo)致緩解措施失效。最小割集1表示始發(fā)事件后，只要基本事件IDBDD1和IDDDD1發(fā)生便可導(dǎo)致堆芯損傷。

最小割集2中基本事件為IDBDD1和IW-STR-PG。IDBDD1基本事件表示電源失效，IW-STR-PG基本事件表示安全殼內(nèi)置換料水箱內(nèi)過濾器堵塞，導(dǎo)致過濾的冷卻劑無法通過注射管線進入堆芯。最小割集2表示始發(fā)事件后，只要基本事件IDBDD1和IW-STR-PG發(fā)生便可以導(dǎo)致堆芯損傷。

最小割集3中基本事件為CIB-MAN00和IW-SUM-ALL。CIB-MAN00基本事件表示操縱員未能診斷出SGTR事故，該人員動作失效會導(dǎo)致多個系統(tǒng)緩解動作失效，如一、二次側(cè)壓力平衡失效、破損蒸汽發(fā)生器隔離失效；IW-SUM-ALL基本事件表示安全殼地坑再循環(huán)的過濾器共因失效，導(dǎo)致過濾后的再循環(huán)冷卻劑無法進入堆芯。最小割集3表示始發(fā)事件后，只要基本事件CIB-MAN00和IW-SUM-ALL發(fā)生便可導(dǎo)致堆芯損傷。

基本最小割集4中基本事件為CIB-MAN00、ECEC133和IW-STR-PG。CIB-MAN00基本事件表示操縱員未能診斷出SGTR事故，該人員動作失效會導(dǎo)致多個系統(tǒng)緩解動作失效，如一、二次側(cè)壓力平衡失效、破損蒸汽發(fā)生器隔離失效；ECEC133表示電源失效基本事件；IW-STR-PG基本事件表示安全殼內(nèi)置換料水箱內(nèi)過濾器堵塞，導(dǎo)致過濾的冷卻劑無法通過注射管線進入堆芯。最小割集4表示始發(fā)事件后，只要基本事件CIB-MAN00、ECEC133 和IW-STR-PG發(fā)生便可導(dǎo)致堆芯損傷。

最小割集5中基本事件為IDBDD1和IW-CV-ALL。IDBDD1基本事件表示電源失效；IW-CV-ALL基本事件表示IRWST的兩組4條注射管線上的止回閥共因失效，導(dǎo)致冷卻劑無法通過注射管線注入堆芯。最小割集5表示始發(fā)事件后，只要基本事件IDBDD1和IW-CV-ALL發(fā)生便可導(dǎo)致堆芯損傷。

最小割集6中基本事件為IDBDD1和ADS-EV-ALL。IDBDD1基本事件表示電源失效；ADS-EV-ALL基本事件表示自動降壓系統(tǒng)第4級管線上4個爆破閥共因失效，導(dǎo)致一回路降壓失效。最小割集6表示始發(fā)事件后，只要基本事件IDBDD1和ADS-EV-ALL發(fā)生便可導(dǎo)致堆芯損傷。

3.2 堆芯損傷重要度分析

重要度是指一個部件或最小割集對頂事件（可以是故障樹的系統(tǒng)不可用度，或事件中一個序列的CDF）的貢獻。通過重要度分析可以找出哪些部件或者割集對頂事件起著重要的作用。常用的重要度有4種：F-V割集重要度、關(guān)鍵重要度、風(fēng)險增加當量、風(fēng)險減少當量。本次研究中，分析了堆芯損傷的F-V割集重要度和風(fēng)險增加當量。

通過計算得到堆芯損傷的F-V割集重要度結(jié)果列于表4。

表4 堆芯損傷F-V割集重要度Table4 F-V cut sets importance degree of core damage.

由表4可見，在F-V割集重要度分析中，電源支持系統(tǒng)故障是最重要的基本事件，其次是IRWST過濾器堵塞事件和相關(guān)操縱員診斷故障基本事件，相關(guān)系統(tǒng)閥門共因失效基本事件也較為重要。在故障樹分析中主要的失效部件電動閥和電動泵的啟動都需要電源系統(tǒng)的支持，若無電源系統(tǒng)支持則電動閥和電動泵無法動作，故其F-V割集重要度最大。

通過計算得到堆芯損傷的風(fēng)險增加當量結(jié)果列于表5。

表5 堆芯損傷風(fēng)險增加當量Table5 Risk achievement worth of core damage.

由表5可見，在風(fēng)險增加當量重要度分析中，堆芯損傷風(fēng)險增加當量最大的是再循環(huán)過濾器共因失效基本事件，若過濾器因共因?qū)е率В瑒t無法為再循環(huán)管線提供過濾后的循環(huán)冷卻水；如發(fā)生該共因基本事件且未發(fā)現(xiàn)，則堆芯損傷頻率將增加4390倍。其次堆芯損傷風(fēng)險增加當量較大的是6，取6個IRWST注入和再循環(huán)高壓爆破閥的共因失效基本事件，SGTR事故發(fā)生后，若ADS啟動，一次側(cè)壓力下降到IRWST重力注射壓力時，需要打開這些閥門為堆芯冷卻提供流量；如發(fā)生該共因基本事件且未發(fā)現(xiàn)，則堆芯損傷頻率將增加1750倍。接下來的是ADS第四級管道上的爆破閥4取n共因失效基本事件，這些共因失效基本事件的風(fēng)險增加當量一致，若任一共因失效發(fā)生且未發(fā)現(xiàn)，則堆芯損傷頻率均將增大1240倍。

4 結(jié)語

本文針對AP1000核電廠的SGTR事故進行了一級概率安全評價，使用事件樹分析方法得到SGTR事故后AP1000核電廠系統(tǒng)所有可能的響應(yīng)途徑，并對事件樹中涉及的系統(tǒng)進行故障樹建模。通過計算得到各系統(tǒng)的失效概率及堆芯損傷頻率，并對堆芯損傷進行最小割集分析及重要度分析，通過最小割集分析找到了導(dǎo)致堆芯損傷的最少基本事件的集合。重要度分析結(jié)果表明，在F-V割集重要度中，電源支持系統(tǒng)故障是最重要的基本事件；堆芯損傷風(fēng)險增加因子最大的是再循環(huán)過濾器共因失效基本事件。通過這些分析結(jié)果可以找到系統(tǒng)的薄弱環(huán)節(jié)，對于進一步加強事故預(yù)防以及緩解事故造成的堆芯損傷后果起到一定的理論支持作用。

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Probabilistic safety assessment for SGTR in advanced passive nuclear power plant

PAN Yalan1，2LUAN Xiuchun2WANG Zhe1ZUO Jiaxu1SONG Wei1
1
（Nuclear and Radiation Safety Center， Beijing 100082， China）2（Fundamental Science on Nuclear Safety and Simulation Technology Laboratory， Harbin Engineering University， Harbin 150001， China）

Background: The Steam Generator Tube Rupture （SGTR） accident， which has its own characteristics， is one of the important accidents in nuclear power plants， and it is significant to the safety of the nuclear power station. Purpose: In this paper， AP1000 reactor is selected as the typical advanced passive nuclear power plant to analyze the core damage consequence caused by SGTR accident， so as to find out the weak links existing in the system. Methods: The Probabilistic Safety Assessment （PSA） method in level one has been used to analyze the SGTR accident in AP1000. After the power plant accident occurs， systems， equipment and personnel respond differently， event tree analysis method is used to obtain sequence， and the systems related to this accident are analyzed by fault tree models. Results: By the Risk Spectrum software， the total Core Damage Probability （CDF） has been calculated， and the minimal cut sets， the importance measures and the sensibility of the core damage have also been analyzed respectively. Conclusion: According to a series of analysis results， the most important basic events resulting in the core damage can be obtained， and the weak link of the system can be found， which has a certain theoretical support for the further strengthening of accident prevention and mitigation of the core damage caused by the accident.

Advanced passive nuclear power plants， SGTR， CDF， PSA

PAN Yalan， female， born in 1990， graduated from Harbin Engineering University in 2016， master student， major in nuclear energy and nuclear

SONG Wei， E-mail: sv98@163.com

TL364+.5

10.11889/j.0253-3219.2016.hjs.39.080605

國家科技重大專項（No.2013ZX06002001-004）資助

潘亞蘭，女，1990年出生，2016年畢業(yè)于哈爾濱工程大學(xué)，現(xiàn)為碩士研究生，研究方向為核能與核技術(shù)工程

宋維，E-mail: sv98@163.com

Supported by National Science and Technology Major Project （No.2013ZX06002001-004）

technology engineering

2016-04-10，

2016-05-21