劉盧果 郭超 袁紅勝 佟立麗

【摘 要】概率安全分析是一種評價系統(tǒng)安全性和潛在風險的方法。本文以聚變裝置水冷固態(tài)增殖實驗包層及系統(tǒng)為研究對象，參考已有輕水堆的概率安全分析流程，利用RISK SPECTRUM軟件進行概率安全分析。通過確定始發(fā)事件、分析事故序列、建立與分析事件樹模型等步驟，本文初步評價了各始發(fā)事件下聚變裝置水冷固態(tài)增殖實驗包層系統(tǒng)的安全可靠性。最后分析了水冷實驗包層系統(tǒng)中可能存在的薄弱環(huán)節(jié)，對于水冷實驗包層系統(tǒng)及輔助/安全系統(tǒng)等提出相應的設計要求以及優(yōu)化建議，為后面詳細的包層安全分析打下基礎。

【關鍵字】聚變裝置;水冷固態(tài)增殖包層;概率安全分析;事件樹分析

中圖分類號： TL364.5文獻標識碼： A文章編號： 2095-2457（2019）04-0051-004

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2019.04.021

Preliminary Probabilistic Safety Analysis of Water Cooled Test Blanket Module System

LIU Lu-guo1 GUO Chao1 YUAN Hong-sheng1 TONG Li-li2

（1.Science and Technology on Reactor Design Technology Laboratory， Nuclear Power Institute of China， Chengdu Sichuan 610213， China;

2.School of Mechanic Engineering， Shanghai Jiao Tong University， Shanghai 200240， China）

【Abstract】Probabilistic safety analysis is a method for evaluating the safety and potential risk of system. Referring to the process of probabilistic safety analysis of LWR， this paper takes the water cooled solid breeder test blanket module and system of fusion device as the researching object， and RISK SPECTRUM software is used to do probabilistic safety analysis. Through the steps of determining the initiating events， analyzing accident sequences， establishing and analyzing event tree models， the safety and reliability of water cooled solid breeder test blanket system of fusion device is preliminarily evaluated in this paper. Finally， possible existing weak point of the water cooled test blanket system is analyzed， and the corresponding design requirements and optimization suggestions of water cooled test blanket system and auxiliary/safety system are put forward， which lays the foundation of the subsequently detail safety analysis of test blanket system.

【Key words】Fusion device; WCSB TBM; PSA; Event tree analysis

0 引言

概率安全分析（Probabilistic Safety Analysis，PSA）是一種概率論與可靠性工程評價方法相結合，對系統(tǒng)安全性和潛在風險進行評價的方法。在核電站運行管理中，概率安全評估用于提供多樣化管理形式和決定許可證制度，并且在支持核電站設計、驗證設計平衡性與協(xié)調(diào)電站安全管理方面起著重要作用[1]，目前被廣泛運用于工程實踐中。

目前世界上針對于傳統(tǒng)的壓水堆核電站進行了大量的概率安全分析工作，但是對于ITER項目核聚變實驗裝置的安全分析仍處于起步階段。隨著聚變技術不斷發(fā)展，安全性與可靠性已經(jīng)成為聚變裝置穩(wěn)定運行必不可少的目標，其對于DEMO示范電站的建立具有重要意義。作為新的研究堆型，由于缺少相應的經(jīng)驗與支撐，直接進行概率安全分析具有一定的困難。

因此本文基于已有輕水堆的安全分析基礎，針對于聚變堆實驗水冷固態(tài)增殖包層及其系統(tǒng)進行初步PSA分析，確定始發(fā)事件清單并建立事件樹模型，分析可能存在的薄弱環(huán)節(jié)并給出優(yōu)化建議，為后續(xù)的PSA工作打下基礎。

1 聚變裝置及水冷固態(tài)增殖實驗包層簡介

聚變能是不同于裂變能的另一種核能利用形式。為了實現(xiàn)聚變能的可持續(xù)利用，ITER使用氘氚等離子體作為燃料，在環(huán)形強磁場約束下進行核聚變，面向等離子體的實驗包層將產(chǎn)生的能量傳遞給實驗回路中的冷卻劑以進行后續(xù)能量利用。聚變裝置具有優(yōu)異的安全性：（1）等離子體磁場約束條件失效，等離子體自動湮滅，聚變反應停止;（2）核燃料總量少，停堆后反應時間短，剩余能量有限;（3）活化產(chǎn)物半衰期短，放射量少，生物危害性低。

在聚變裝置中，實驗包層是實現(xiàn)能量傳遞，燃料增殖的核心部件。目前，許多ITER項目參與國提出了多種增殖實驗包層的設計方案。本文選擇日本原子能機構設計的水冷固態(tài)增殖包層（Water Cooled Solid Breeder Test Blank Module，WCSB TBM，簡稱為水冷實驗包層）及其系統(tǒng)進行研究。

水冷實驗包層設計采用輕水作為冷卻劑，從進口管線進入集水器，流過包層第一壁與增殖區(qū)的管道以帶走真空容器等離子體通過輻射傳遞到第一壁的熱量和增殖區(qū)域的反應熱。其優(yōu)勢在于：熱效率高，腐蝕性低;運行工況與壓水堆接近，可以借鑒已有經(jīng)驗;冷卻劑成本低;避免由液態(tài)金屬冷卻劑導致的磁流體動力學效應[2]，是最有可能實現(xiàn)的實驗包層之一。

圖1為概念設計的水冷實驗包層系統(tǒng)圖，主要包括等離子體停堆系統(tǒng)、實驗包層冷卻回路、二回路、控制與測量系統(tǒng)、安全系統(tǒng)及其它輔助系統(tǒng)。其中，實驗包層放置在真空容器環(huán)形腔中，第一壁通過定位孔與真空容器屏蔽板相連。在第一壁外覆蓋一層鈹瓦以增加傳熱能力。真空容器中設有抑壓系統(tǒng)防止事故超壓，真空容器及其邊界是阻止放射性物質(zhì)向外釋放的關鍵屏障。真空容器外cryostat和拱頂室是第二、第三道放射性屏障，其完整性決定了放射性核燃料和活化產(chǎn)物是否進入環(huán)境[3]。

2 概率安全分析

本文利用RISK SPECTRUM軟件對于水冷實驗包層及系統(tǒng)進行概率安全分析，目的是為了確定可能存在的環(huán)境潛在危害，保證事故工況下放射性源項包括氚、放射性活化產(chǎn)物、中子激化粉塵等，仍保留在安全屏障（真空容器，拱頂室等）中，從而實現(xiàn)安全目標。主要步驟是：始發(fā)事件確定;功能事件與放射性后果確定;事故序列分析與事件樹模型建立;以及結果分析。

2.1 始發(fā)事件確定

參考輕水堆、重水堆和鈉冷快堆等的始發(fā)事件清單，本文對于概念設計的水冷實驗包層與系統(tǒng)，考慮放射性釋放這一嚴重后果，采用自頂向下的故障模式影響分析法進行研究。為了便于事件序列分析、事件樹建立和減少PSA事件樹定量化計算時的工作量，本文根據(jù)事件類型及各事件下反應堆的動態(tài)響應特征，對于部分始發(fā)事件進行簡化分組，初步確定需要進行分析的簡化始發(fā)事件清單。參考美國DCLL包層安全分析有關資料[4]，大致給出其發(fā)生頻率。表1給出相應始發(fā)事件與發(fā)生頻率。

2.2 功能事件與放射性后果確定

始發(fā)事件確定后，需要明確為防止放射性釋放而執(zhí)行的安全系統(tǒng)或支持系統(tǒng)。因此事件樹建立時，作為題頭的功能事件主要以執(zhí)行安全功能的系統(tǒng)運行成功與失效、聚變裝置放射性屏障設備的完整性與否等形式列出。功能事件與發(fā)生概率見表2，其中各功能事件的概率數(shù)據(jù)來源：（1）參考ENEA相關數(shù)據(jù)[5];（2）若功能事件的支撐系統(tǒng)已知，建立相應簡化故障樹模型計算得到失效概率;（3）水冷包層運行工況與輕水堆相似，參考輕水堆運行經(jīng)驗分析。

事故后果分析中，由于ITER項目的安全目標是確認各放射性屏障的完整性，本文選擇放射性釋放作為事故后果，此處列出集中不同放射性后果。VV-C1——由于正常泄漏，真空容器粉塵、氚和放射性活化產(chǎn)物釋放到cryostat外部;VV-B1——真空容器粉塵、氚和放射性活化產(chǎn)物通過cryostat外圍泄漏釋放到拱頂室外;VV-B2——真空容器粉塵、氚和放射性活化產(chǎn)物通過cryostat外圍較大規(guī)模釋放到拱頂室外;VL-V1——冷卻回路放射性活化產(chǎn)物通過泄漏釋放到拱頂室;VL-V2——冷卻回路放射性活化產(chǎn)物通過破口釋放到拱頂室;VV-V1——氚、真空容器粉塵通過泄漏釋放到拱頂室;VV-V2——氚、真空容器粉塵通過破口釋放到拱頂室[6]。

2.3 事故序列分析與事件樹模型建立

對于每一始發(fā)事件，事件樹分析法采用演繹的邏輯方法確定全部可能的事故序列。事件樹分支表示一種狀態(tài)選擇，各節(jié)點不同的分支途徑組成一種事故狀態(tài)，即事故序列。根據(jù)聚變裝置中不同的放射性后果分組，同一分組包括不同事件樹的事故序列。將每一事故序列看作單一最小割集，結合始發(fā)事件的發(fā)生概率和功能事件的失效概率進行定量計算，幫助更好地分析相關序列組。最后，結合全部事故序列組確定各個放射性后果的發(fā)生概率，能夠直接判斷是否符合安全準則，并尋找各個放射性后果中對應的薄弱環(huán)節(jié)，對于安全設計和指導運行提出相應的要求。

水冷實驗包層等離子體側第一壁斷裂事件（LFV1）的事件樹模型如圖2所示。由于第一壁處于真空與高壓的交界面，當面臨等離子體側第一壁斷裂后，高溫高壓水噴放進入真空容器中;冷卻劑閃蒸成為水蒸氣，等離子體被動湮滅;真空容器壓力不斷上升，水蒸氣與鈹瓦反應產(chǎn)生氫氣，加劇升壓趨勢;真空容器壓力增大到整定值時，真空容器抑壓系統(tǒng)啟動，壓力釋放，真空容器中產(chǎn)生的氚和放射性活化產(chǎn)物釋放到真空容器抑壓系統(tǒng)中;當真空容器及其附屬等的完整性遭到破壞時，將通過滲透線使氣體旁流進入旁排室或者cryostat中;cryostat中的旁流將會導致超導磁場的失效，因此需要通過能量釋放系統(tǒng)移出多余的磁場能量以保證cryostat結構的完整性;當cryostat的完整性遭到破壞，氚和放射性活化產(chǎn)物進入拱頂室中;氫氣濃度控制系統(tǒng)的工作與否決定拱頂室的氫氣濃度，一旦氫氣濃度過高，可能發(fā)生氫氣爆炸現(xiàn)象[5]。

與裂變堆概率安全研究相似，包層系統(tǒng)冷卻劑回路大破口事件（LFO1）是裝置內(nèi)放射性物質(zhì)大規(guī)模向外釋放可能性最大的始發(fā)事件，建立事件樹模型如圖3所示。真空容器外拱頂室內(nèi)管道大破口導致冷卻水噴放進入拱頂室，冷卻回路中冷卻水喪失;拱頂室內(nèi)壓力增加，氚和放射性活化產(chǎn)物直接通過破口進入拱頂室;拱頂室的壓力遠小于回路壓力導致回路中的冷卻水很快被排空;若停堆系統(tǒng)未能正常啟動，隨著冷卻劑喪失，排熱能力下降，包層溫度上升，包層內(nèi)部結構腫脹，產(chǎn)生較大的熱機械交互應力導致管道破裂，泄漏的冷卻劑水與增殖劑鈹反應產(chǎn)生氫氣，隨回路管道通過大破口直接進入拱頂室;拱頂室氫氣濃度不斷增加存在氫氣爆炸的風險。在LFO1下，一旦包層內(nèi)部結構的完整性不能保證，產(chǎn)生的放射性活化產(chǎn)物、氚和腐蝕產(chǎn)物可以直接通過破口進入拱頂室，真空容器的行為則不容考慮。

式中gi（Q（t））表示所有包含功能事件i的最小割集的發(fā)生概率;g（Q（t））為某一事故后果的發(fā)生概率。以嚴重放射性釋放后果VV-B2為例，分析各功能事件的重要度，得到等離子體停堆系統(tǒng)PSD、拱頂室氫氣濃度控制系統(tǒng)H2CS、滲透線到旁排室系統(tǒng)GBR、真空容器抑壓系統(tǒng)VVPSS四個功能事件FV重要度較高，說明上述四個功能事件的支撐系統(tǒng)失效對于VV-B2后果造成的影響最大，因此可以對于其支撐系統(tǒng)提出設計建議。以VVPSS分析為例，排放管線爆破盤對于VVPSS的重要度較大，因為采用單線管線且失效概率較高，考慮采用并聯(lián)式管線設計以減少失效概率。另外對于抑壓箱子系統(tǒng)，考慮加強真空容器與管線管嘴處的設計與制造以及排污處理，保證蒸汽通暢性;或者考慮作為熱阱的冷卻劑存量，以保證足夠的蒸汽冷卻能力。

2.4 事件樹結果分析

根據(jù)始發(fā)清單結合事故序列分析分別建立相應的事件樹模型，最后進行結果分析。在給定分析的放射性后果中，大規(guī)模放射性釋放后果VV-B2的發(fā)生概率是9.28E-10，相對于裂變堆來說要低得多。

由圖4分析，在嚴重的放射性釋放后果VV-V2，VV-B2，VL-V2所涉及的事故序列中，始發(fā)事件中LFV1和LFO1的影響因子較大，占據(jù)了50%以上的份額。LFV1對于水冷實驗包層第一壁提出了具體設計要求。由于第一壁處于面臨等離子體、內(nèi)部管道冷卻劑腐蝕、真空與壓力交界處等復雜工作環(huán)境，在材料選擇以及制造工藝需要具備以下特點：（1）耐高溫、耐低壓、熱疲勞屈服能力強、抗腐蝕能力強、核性能好等;（2）第一壁制造過程中，保證良好的鍛造與焊接性能;（3）對于第一壁實體制造模型進行加熱與中子輻照測試，為后面第一壁設計的優(yōu)化與材料選擇提供參考;以保證第一壁能夠具有較低的失效率，從而保證LFV1發(fā)生頻率降低。同樣，LFO1對于真空容器外冷卻回路的完整性提出了考驗，結合壓水堆運行與設計的成熟經(jīng)驗，可以對聚變裝置水冷實驗包層系統(tǒng)提出一些設計與改進措施。

3 結論

（1）本文對于水冷實驗包層及系統(tǒng)采用概率安全分析方法，確定始發(fā)事件，分析事故序列，建立事件樹，最后進行結果分析。初步評價各始發(fā)事件下聚變裝置水冷實驗包層系統(tǒng)的安全特性，分析該系統(tǒng)中可能存在的薄弱環(huán)節(jié)，如第一壁設計、VVPSS系統(tǒng)管線爆破盤布置和抑壓箱子系統(tǒng)等，對于水冷實驗包層系統(tǒng)及其輔助/安全系統(tǒng)等提出相應的設計要求以及優(yōu)化建議。

（2）初步運用PSA方法評價了水冷實驗包層及系統(tǒng)的安全可靠性，為更深入地水冷實驗包層系統(tǒng)的安全分析做鋪墊?；诒疚墓ぷ?，可以進行后續(xù)研究工作：尋找最多關于水冷實驗包層系統(tǒng)的資料，以完善始發(fā)事件下的系統(tǒng)響應與事件樹模型的拓展;添加考慮真空容器偏濾器系統(tǒng)及其輔助系統(tǒng)的運行狀態(tài)以得到更為詳細的事故序列分析。

（3）由于缺少聚變裝置設備與部件的失效數(shù)據(jù)，加強聚變裝置設備失效率數(shù)據(jù)庫的建立，方便后續(xù)概率安全分析工作。

【參考文獻】

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