安全殼內置換料水箱子系統(tǒng)設計改進的PSA評價

劉晶晶 王成章 徐志新

（中廣核工程設計有限公司上海分公司 上海 200241）

安全殼內置換料水箱子系統(tǒng)設計改進的PSA評價

劉晶晶 王成章 徐志新

（中廣核工程設計有限公司上海分公司 上海 200241）

根據(jù)一級概率安全分析(Probabilistic Safety Analysis, PSA)的結果，安全殼內置換料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank, IRWST)子系統(tǒng)的初始設計導致安注管線破裂(Safety Injection Line Break, SI-LB)始發(fā)事件對堆芯損壞頻率(Core Damage Frequency, CDF)有較大的貢獻。本文提出了IRWST子系統(tǒng)的設計改進方案，將IRWST水箱內的濾網(wǎng)由兩個(A/B)增加為三個(A/B/C)，并通過管線實現(xiàn)濾網(wǎng)之間的相互連接。通過重新構建故障樹對改進后的IRWST子系統(tǒng)進行建模分析，并對相應的事件樹以及一級PSA模型進行詳細的定量化計算。結果表明，IRWST子系統(tǒng)這一改進能夠顯著降低堆芯損壞風險。IRWST子系統(tǒng)的改進將SI-LB始發(fā)事件的CDF降低了53.5%，將整個一級PSA的CDF降低了21.5%。

概率安全分析，安全殼內置換料水箱子系統(tǒng)，堆芯損壞頻率

概率安全分析(Probabilistic Safety Analysis, PSA)，又稱概率風險評價，是以概率論為基礎的風險量化評價技術，是識別風險、評價風險、管理風險和降低風險的一項有效工具。20世紀末，美國核管會(Nuclear Regulatory Commission, NRC)發(fā)布了PSA應用政策聲明和一系列風險指引型管理導則，積極推進PSA在核電領域的應用[1-2]；國際原子能機構(International Atomic Energy Agency, IAEA)及中國國家核安全局(National Nuclear Safety Administration, NNSA)對PSA的應用也一貫持支持態(tài)度[3-4]。近年來，國內各核電設計院做了大量工作，在PSA應用方面取得了一系列成果[5-8]。PSA應用的一個重要方面是識別系統(tǒng)設計的薄弱環(huán)節(jié)，提出更為合理的系統(tǒng)設計方案，并可對不同方案進行定性及定量評價，以達到提高系統(tǒng)設計可靠性，提升運行電廠安全性的目的。

某三代壓水堆電廠，其采用的非能動安全系統(tǒng)簡化了系統(tǒng)設計，同時增加了操縱員可不干預時間，減少了人因失誤，提高了電廠的安全性和可靠性，其堆芯損壞頻率也降低到1.0×10-7/堆年量級。安全殼內置換料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank, IRWST)系統(tǒng)作為非能動堆芯冷卻系統(tǒng)(Passive core cooling System, PXS)的子系統(tǒng)，是長期階段堆芯熱量排出的唯一安全級熱阱，對確保堆芯安全起著至關重要的作用。然而，基于系統(tǒng)的初始設計，PSA模型計算結果表明，該系統(tǒng)對堆芯損壞頻率(Core Damage Frequency, CDF)的貢獻偏大，由此核島系統(tǒng)專業(yè)提出了IRWST子系統(tǒng)設計的改進方案。PSA專業(yè)對該系統(tǒng)的設計改進方案重新構建了模型，并進行了詳細的分析計算。

1 IRWST子系統(tǒng)設計問題的提出

1.1功率工況內部事件一級PSA結果概述

該電廠功率工況一級PSA模型建立在RS (Risk Spectrum)軟件平臺上，定量化計算、重要度分析方法詳見該軟件理論手冊[9]，本文不再詳細介紹。根據(jù)RS軟件計算結果，該電廠內部事件功率工況的CDF為2.37×10-7/堆年，其中安注管線破裂(Safety Injection Line Break, SI-LB)始發(fā)事件對CDF的貢獻最大，為9.32×10-8/堆年，占總CDF的39%。部件重要度分析發(fā)現(xiàn)IRWST A列濾網(wǎng)故障事件IWA-PLUG的FV (Fussell-Vesely)重要度（基本事件i的FV重要度為包含基本事件i的割集發(fā)生概率占頂事件發(fā)生概率的比例）、風險增加值(Risk Achievement Worth, RAW)、風險降低值(Risk Reduction Worth, RRW)均排在首位，其FV重要度為2.14×10-1，RAW值為8.94×102，RRW值為1.27。

SI-LB始發(fā)事件定義為發(fā)生在安注管線（包括壓力容器直接注射管線(Direct Vessel Injection line, DVI)和堆芯補水箱(Core Makeup Tank, CMT)、安注箱(Accumulator, ACC)或IRWST與DVI連接的管線）上的所有破口。SI-LB始發(fā)事件發(fā)生后，產(chǎn)生反應堆停堆和安注信號（S-信號），啟動CMT，停運主泵(Reactor Coolant Pump, RCP)，并隔離安全殼。當反應堆冷卻劑系統(tǒng)(Reactor Cooling System, RCS)壓力下降到ACC啟動壓力（約4.9MPa）以下時，ACC內的含硼水注入反應堆壓力容器。成功準則分析表明，CMT或ACC成功，就足以滿足短期RCS補水要求。RCS完全降壓后，IRWST開始向RCS補水，然后從破口流出進入反應堆堆腔。從始發(fā)事件發(fā)生到長期階段，產(chǎn)生的蒸汽在安全殼鋼殼上凝結，然后通過IRWST重力注射管線或再循環(huán)管線回到RCS。圖1為安注管線破裂事件樹。

圖1 安注管線破裂事件樹Fig.1 Event tree of safety-injection line break.

在一級PSA建模中，假設破口發(fā)生在DVI管線B列，這樣CMT、ACC、IRWST注入的B列均由于DVI管線破口而無法注入，事件樹題頭中CMT/ACC/IRWST的成功準則都變成A列一取一注入成功。若A列IRWST濾網(wǎng)故障，則A列DVI管線無法從IRWST水箱取水，喪失了長期堆芯熱量排出的唯一安全級熱阱，堆芯損壞必然發(fā)生，所以IRWST A列濾網(wǎng)故障具有很高的部件重要度。

1.2 IRWST初始設計方案及分析結果

IRWST由一個安全殼內置換料水箱(PXS MT 03)和相關的閥門、管道和儀表組成，用于在事故后期提供對堆芯的持續(xù)冷卻。

PXS MT 03是C級設備，滿足抗震I類要求，IRWST內是冷的硼水，布置在安全殼內稍高于RCS環(huán)路標高的地方，從而IRWST水箱內的硼水能在RCS足夠卸壓后靠重力作用排入RCS。IRWST內的硼水裝量是2100m3，硼水濃度為2.7×10-3，硼水的壓力和溫度與安全殼內溫度和壓力一致。IRWST內有兩個獨立的濾網(wǎng)(PXS MY Y01A/B)，分別位于箱子的兩端，濾網(wǎng)頂部比正常安全殼再循環(huán)淹沒水位低，保證其所有的表面積都能用來過濾在再循環(huán)期間可能隨冷凝液返回IRWST的顆粒。濾網(wǎng)防止大顆粒注射進入RCS。濾網(wǎng)是C級設備，并滿足抗震Ⅰ類要求。

IRWST有兩根重力注射管線和RCS相連，每根分別連接到一根DVI管線。每根重力注射管線分別和IRWST底部以及一個安全殼再循環(huán)濾網(wǎng)相連，管線上有一個常開電動隔離閥和4道隔離閥。4道隔離閥分成并聯(lián)的兩組閥門，每組有一個爆破閥和一個止回閥。IRWST也是非安全級的正常余熱排出系統(tǒng)(Normal residual heat removal system, RNS)的備用水源。IRWST注入管線分為A/B兩列，圖2為A列IRWST系統(tǒng)（用于重力注射功能）簡化流程圖。

圖2 IRWST系統(tǒng)簡化流程圖(A列)Fig.2 Simplified flowchart of IRWST system (train A).

由于始發(fā)事件SI-LB中，假設破口發(fā)生在B列安注管線，B列CMT、ACC、IRWST注入均由于DVI管線破口而無法注入，且在本分析中，保守假設破口發(fā)生在與非安全級的RNS相連的管線上，因此RNS失效，無法通過安注管線向RCS注射補水。若A列IRWST濾網(wǎng)故障，則A列DVI管線無法從IRWST水箱取水，喪失了長期堆芯熱量排出的唯一熱阱，必然導致堆芯損壞。

建立用于安注管線破裂事件樹的IRWST系統(tǒng)故障樹，其失效概率為3.25×10-4。其中，貢獻最大的最小割集是A列濾網(wǎng)堵塞，該割集概率值為2.4×10-4，占到系統(tǒng)失效概率的73%，是很重要的風險貢獻項。對系統(tǒng)失效貢獻較大的其他失效分別是IRWST重力注射管線止回閥共因故障(9.2%)，IRWST重力注射管線爆破閥共因故障(8.0%)。

對安注管線破裂事件樹進行定量分析，分析結果見表1。事件樹SI-LB導致的CDF為9.32×10-8/堆年，其中貢獻最大的割集為發(fā)生安注管線破裂事故后，IRWST A列濾網(wǎng)堵塞，該割集頻率為5.09×10-8/堆年，占事件樹SI-LB導致CDF的50%以上。其次為發(fā)生安注管線破裂事故后，自動降壓系統(tǒng)(Automatic Depression System, ADS)爆破閥共因故障(20%)和發(fā)生安注管線破裂事故后，IRWST重力注射管線止回閥共因故障(6.8%)。

表1 SI-LB事件樹最小割集表（前10位）Table1 Minimal cutsets of SI-LB event tree (top 10).

該電廠總的功率工況一級PSA的CDF為2.37×10-7/堆年，前10位最小割集見表2。由表2可見，堆芯損壞的前10位支配性最小割集中，和事件樹SI-LB相關的最小割集就占了4位，這4位最小割集占到總CDF的32%以上。安注管線破裂始發(fā)事件對總CDF的貢獻為39%。

表2 內部事件功率工況一級PSA最小割集表（前10位）Table2 Minimal cutsets of CDF (top 10).

2 IRWST系統(tǒng)設計改進

由§1分析可知，在安注管線破裂始發(fā)事件中，由于B列CMT、ACC、IRWST均無法注入（假設破口在B列），即使A列CMT/ACC注入成功，而A列IRWST由于濾網(wǎng)堵塞無法注入，則無法實現(xiàn)堆芯熱量的長期排出，堆芯損壞無法避免。如果A列濾網(wǎng)實現(xiàn)冗余設計，將會大大降低安注管線破裂始發(fā)事件對堆芯損壞的貢獻。

將上述PSA模型計算結果反饋給相關專業(yè)后，核島系統(tǒng)專業(yè)對安全殼內置換料水箱子系統(tǒng)提出了設計改進方案。新的設計方案為水箱(PXS MT 03)內布置三個單獨的通過DN400不銹鋼管道相連的濾網(wǎng)(PXS MY Y01A/B/C)，采用柔性墊片作為管道和濾網(wǎng)框架之間的防碎片屏障。濾網(wǎng)(PXS MY Y01A/B/C)均為口袋式過濾器，由筒式濾網(wǎng)組件組成，筒體由開孔的不銹鋼板組成，濾網(wǎng)必須滿足反應堆冷卻劑通過時能維持要求的設計流量，同時盡可能降低壓降等要求。濾網(wǎng)PXS MY Y01A/B分別位于水箱的兩端，濾網(wǎng)PXS MY Y01C位于水箱中間。新增加的濾網(wǎng)C的表面積為濾網(wǎng)A和B表面積的總和。濾網(wǎng)A/B/C彼此之間互相連接，可以相互作為備用。為盡量減小新增濾網(wǎng)和管道對土建結構化模塊的影響，新增設備的安裝和管道敷設在水箱PXS MT 03中進行。經(jīng)初步評估，該改進項的費用將超過100萬美元。建立新的故障樹對IRWST子系統(tǒng)的改進方案進行評價。

根據(jù)EPRI數(shù)據(jù)庫ALWR REQUIREMENTS DOC: APPENDIX A, REV 1C, FEB 1990, SECTION 3.0, DATA ANALYSIS，濾網(wǎng)堵塞的運行失效率為r=1.0×10-5h-1。考慮濾網(wǎng)可能存在共因故障，使用MGL參數(shù)通用數(shù)據(jù)表中第35類濾網(wǎng)的共因故障參數(shù)：三階共因故障β=7.27×10-2，γ=2.50×10-1，建立IRWST濾網(wǎng)共因故障組。

3 設計改進方案的定量評價

改進后的IRWST子系統(tǒng)故障樹的失效概率為8.95×10-5。由于IRWST水箱濾網(wǎng)實現(xiàn)了相互連接，可以互相備用，因此濾網(wǎng)堵塞對系統(tǒng)失效的貢獻大為降低，由54.57%降為1%以下（前10位最小割集中不再出現(xiàn)）。對系統(tǒng)失效貢獻最大的最小割集是IRWST重力注射管線止回閥共因故障，占到系統(tǒng)失效概率的33%。

為評估IRWST子系統(tǒng)的設計改進對堆芯損壞風險的影響，對一級PSA模型進行了適應性修改，對安注管線破裂事件樹和總的堆芯損壞頻率重新進行了定量化計算。安注管線破裂事件樹的堆芯損壞頻率為4.33×10-8/堆年，降低了53.5%，前10位最小割集見表3。IRWST水箱濾網(wǎng)堵塞不再是支配性因素，事件樹SI-LB的支配性最小割集是安注管線破裂始發(fā)事件后，ADS閥門共因故障，使得一回路壓力不能降低到IRWST投入所要求的限值，占到事件樹SI-LB所導致的CDF的43%。IRWST水箱濾網(wǎng)故障（共因故障）只占到了事件樹SI-LB的CDF值的2%。

表3 SI-LB事件樹最小割集表（前10位）（改進后）Table3 Minimal cutsets of SI-LB event tree (top 10) (after improvement).

IRWST子系統(tǒng)改進后，該電廠總的功率工況內部事件一級PSA的CDF值為1.86×10-7/堆年，較初始設計方案降低了21.5%。前10位最小割集見表4。由表4可見，堆芯損壞的前10位支配性最小割集中，和事件樹SI-LB相關的最小割集仍為4位，但其對總CDF的貢獻下降到了13.6%。安注管線破裂事件樹的CDF占總CDF的比重也降低到了23.3%。

表4 內部事件功率工況一級PSA最小割集表（前10位）（改進后）Table4 Minimal cutsets of CDF (top 10) (after improvement).

4 結語

從PSA的分析結果中發(fā)現(xiàn)電廠設計的薄弱環(huán)節(jié)，從而提出設計改進建議，提高系統(tǒng)的可靠性，降低堆芯損壞風險，是PSA應用的一個重要方面。本研究通過內部事件一級PSA定量化及重要度分析的結果，發(fā)現(xiàn)IRWST水箱濾網(wǎng)（A列）具有最高的部件FV、RAW、RRW重要度，進而發(fā)現(xiàn)由于IRWST水箱濾網(wǎng)設計的不足，導致安注管線破裂始發(fā)事件對堆芯損壞的貢獻過大。根據(jù)PSA專業(yè)的分析結果，核島系統(tǒng)專業(yè)提出了IRWST子系統(tǒng)的設計改進方案，即增加第三個濾網(wǎng)(PXS MY Y01C)，并且3個濾網(wǎng)之間通過管道進行連接，相互作為備用。對改進方案重新建模評估，結果表明IRWST子系統(tǒng)改進能夠起到顯著的風險降低作用，IRWST濾網(wǎng)的改進將安注管線破裂始發(fā)事件導致的CDF降低了53.5%，將整個一級PSA的總CDF降低了21.5%。

1 US NRC. Use of probabilistic risk assessment methods in nuclear regulatory activities, final policy statement[R]. 1995

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Probabilistic safety analysis of design improvement of IRWST sub-system

LIU Jingjing WANG Chengzhang XU Zhixin

(China Nuclear Power Design Company,Shanghai Branch,Shanghai200241,China)

Background:Probabilistic safety analysis (PSA) methodology is widely used to assess the risk of nuclear power plant (NPP). Based on the results of level 1 PSA, the vulnerability of In-containment Refueling Water Storage Tank (IRWST) sub-system makes the initiating event Safety Injection Line Break (SI-LB) contributing significantly to core damage frequency (CDF).Purpose:This study aims to find the vulnerability of IRWST design by PSA assessment, and provide design improvement suggestion to reduce the risk of NPP.Methods:PSA methodology is used to evaluate the design improvement of IRWST, which is implemented by adding a third strainer (strainer C), and the three strainers are connected to each other. Fault trees of IRWST are rebuilt, and related event trees and level 1 PSA model are recalculated.Results:Quantitative result shows that the contribution of SI-LB initiating event to CDF is reduced by 53.5% and the total CDF is reduced by 21.5%.Conclusion:Design improvement of IRWST sub-system greatly reduced the core damage risk.

PSA, IRWST sub-system, CDF

TL36

10.11889/j.0253-3219.2015.hjs.38.090605

劉晶晶，女，1985年出生，2007年畢業(yè)于西安交通大學，核工程與核技術專業(yè)

2014-12-19，

2015-01-29

CLCTL36