基于故障树分析的AP1000非能动余热排出系统的设计与优化

基于故障树分析的AP1000非能动余热排出系统的设计与优化钱晓明;陆道纲;玉宇【摘要】非能动余热排出(PRHR)系统是AP1000核电站重要安全系统之一.采用故障树方法对该系统可靠性进行评价,得到系统可能失效机理,并运用Risk Spectrum软件进行定量分析,得出系统失效概率约为9.215×10-5.结果表明,余热排出热交换器入口管线上电动阀失效关闭是导致系统失效的最主要因素.基于计算结果提出两种方法对系统进行优化:1)在另一回路增加同样1套PRHR系统；2)在原有系统基础上增加一PRHR热交换器.通过故障树分析计算,并分别从系统可靠性、复杂性、经济性等方面对两种方法进行比较发现,方法2更具可行性,建议工程上采用此方法对系统进行优化.%Passive residual heat removal (PRHR) system of AP1000 nuclear power plant is one of the important safety systems. The reliability of PRHR system was estimated by using fault tree analysis (FTA), and the potential failure mechanism of PRHR system was got. The software of Risk Spectrum was used to make quantitative analysis of PRHR system, and the probability for failure of the system was about 9. 215×10-5. The final result shows that the motor-operated isolation valve of the PRHRheat exchanger inlet failure to open is the most important factor leading to the system failure. Based on the results, two methods were put forward to optimize the system: 1) The same PRHR system was added in another loop;2) The PRHR heat exchanger was added in original system. By the fault tree analysis and calculation, and comparing the two methods separately from the system reliability, complexity, economic and other aspects, method 2 ismore feasibility, and this method is proposed to be used to optimize the system.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2012(046)008【总页数】4页(P927-930)【关键词】系统可靠性;AP1000;非能动余热排出系统;故障树【作者】钱晓明;陆道纲;玉宇【作者单位】华北电力大学核科学与工程学院,北京102206;华北电力大学核科学与工程学院,北京102206;华北电力大学核科学与工程学院,北京102206【正文语种】中文【中图分类】TL364.5AP1000是我国引进西屋公司开发的两环路1 000MWe的非能动先进压水堆核电站。

与典型压水堆相比，AP1000核电站采取了非能动、系统简化、模块化和全数字化仪控等先进技术和理念［1－2］。

概率安全评价（PSA），也称为概率风险评价，是以概率论为基础的风险量化评价技术。

我国新颁布的核安全法规HAF102已明确要求将PSA方法应用于核电站的设计与运行的安全分析中，这对促进我国PSA技术的应用和发展有着非常重要的意义［3］。

将概率安全分析运用到AP1000系统分析，将对系统的设计、制造及核设施安全水平的评估产生深刻的影响。

非能动余热排出（PRHR）系统是AP1000核电站的重要安全系统之一，而故障树分析是概率安全分析中进行系统可靠性分析的最重要方法。

目前，国内尚无公开发表的文献对AP1000非能动余热排出系统失效进行故障树分析。

本工作运用Risk Spectrum软件对其建立故障树模型，在分析该系统可能失效机理的基础上，定量计算其失效概率。

1 系统简介PRHR系统［1］的作用是在瞬变、事故过程中及蒸汽发生器（SG）失效时紧急排出堆芯衰变热。

在非LOCA事件时，PRHR热交换器（HX）将应急排出堆芯余热。

该热交换器由1组连接在管板上的C型管束和布置在上部（入口）和底部（出口）的封头组成。

PRHR HX的入口管线与反应堆冷却剂系统（RCS）热管段相连接，出口管线与SG的下封头冷腔室相连接，他们与RCS热管段和冷管段组成了1个自然循环回路，PRHR系统如图1［1］所示（安全壳内置换料水箱与地坑相连的两列并行气动阀AV02A、AV02B，图中未给出）。

图1 AP1000余热排出系统流程及运行示意图Fig．1 Schematic of PRHR systemPRHR HX的入口管线处于常开状态，并与热交换器上封头相连。

正常情况下入口管线处的水温高于出口管线处的水温。

出口管线上设有两列并行、常关的气动阀（AV01A，AV01B），它在空气压力丧失或控制信号触发下才会打开。

PRHR HX 的这种布置（带一常开的入口电动阀和常关的出口气动阀）使其中充满RCS的冷却剂，且冷却剂压力与RCS压力相同。

热交换器中的水温和安全壳内置换料水箱的水温大致相同，从而在电站运行期间建立并保持热驱动压头。

热交换器位于高于RCS环路的内置换料水箱（IRWST）内，从而在反应堆冷却剂泵不可用时使冷却剂依靠自然循环流过热交换器。

PRHR HX的管道布置也允许在反应堆冷却剂泵正常工作时运行热交换器。

反应堆冷却剂泵可使冷却剂以自然循环流动的方向强制循环流动。

IRWST为热交换器提供热阱。

PRHR HX用以维持安全停堆状态。

它把RCS的衰变热和显热分别通过IRWST中的水、安全壳内的空气和钢制安全壳容器传递到作为最终热阱的安全壳外的大气中。

当IRWST的水达到饱和温度而开始蒸发时，即开始向安全壳内空气和安全壳传热。

2 系统运行及其故障树的建立2．1 系统运行在正常运行状态下，PRHR HX淹没在IRWST中，其中充满冷却剂并和RCS压力相同。

从PRHR HX到冷管段的管线由两个常关、平行的气动流量控制阀隔断。

从RCS 1＃环路的热管段到PRHR HX顶部的管线是常开的。

在事故运行状态下，当SG水位低、堆芯补水箱水位低、RCS第一级自动降压系统超压或稳压器水位高时，保护和安全监测系统（PMS）均可启动；当SG水位低或热管段温度高时，多样性触发系统（DAS）可启动。

PMS和DAS的驱动信号打开出口管线上常关的气动阀，PRHR系统启动［2］。

设备失效模式与影响分析列于表1。

2．2 系统故障树的建立事故工况下，PRHR系统应急排出堆芯衰变热。

根据系统的特征，选择PRHR系统失去流量为顶事件，建立故障树。

为了便于分析，对系统做出以下假设：存在IRWST的一级警报提醒IRWST水位低；PRHR进口管线上的电动阀是常开的阀门，收到验证信号打开，阀门错位的情况不予考虑。

PRHR系统自然循环得以建立的条件是，要求PRHR HX运行时，在PRHR HX入口管线上的电动阀正常打开，出口管线上两个平行气动阀中至少有1个打开。

为进行故障树分析，首先找出导致顶事件发生的直接因素［4－5］：表1 失效模式与影响分析Table 1 Failure mode and effect analysis电动阀失效关闭系统失效IRWST 1）IRWST破裂系统失效2）其他系统原因导致的IRWST失效PRHR HX 传热管堵塞或泄漏系统失效气动阀AV01A 由于破裂、驱动、测试维修等原因失效设备名称失效模式对系统影响电动阀MV PRHR HX出口A列管线失效气动阀AV01B 由于破裂、驱动、测试维修等原因失效PRHR HX出口B 列管线失效气动阀AV02A 由于破裂、驱动、测试维修等原因失效IRWST与地坑相连的A列管线失效气动阀AV02B 由于破裂、驱动、测试维修等原因失效IRWST与地坑相连的B列管线失效1）气动阀组失效；2）IRWST破裂，以及其他原因导致的IRWST失效；3）余热排出热交换器堵塞或泄漏；4）电动阀组失效关闭。

再逐步分析导致以上设备失效的原因，建立故障树，如图2所示。

图2 PRHR系统故障树Fig．2 Fault tree of PRHR system3 故障树定量计算及分析3．1 故障树定量分析1）底事件数据本文中涉及到的设备和部件的失效概率数据部分主要来源于NRC统计数据以及通用数据［6］。

由于AP1000公开的统计数据尚不完善，所以有些数据参考其他核电站通用数据库中工作特性相同或相似部件的失效概率数据。

2）系统故障树定量计算对PRHR系统进行故障树定量计算分析时，采用的Risk Spectrum概率安全分析软件，计算结果列于表2（截取对系统失效影响重要度大于1%的割集）。

其中，UN－MV表示电动阀失效，AV01F1－ALL、AV02F1－ALL分别表示 AV01AB、AV02AB气动阀共因失效。

表2 最小割集Table 2 Minimal cutsets注：顶事件失效概率Q＝9．215×10－5对应基本事件失效概率重要度／%49．50 AV01F1－ALL 2．00×10－5 21．70 AV02F1－ALL 2．00×10－5 UN－MV 4．56×10－5 21．703．2 结果分析通过对故障树顶事件功能失效重要度分析可看出，PRHR HX入口管线上电动阀失效关闭对PRHR系统失效影响最大。

对PRHR系统进行概率安全分析，可得出以下结论：1）经定量计算，可得出由各种因素导致的PRHR系统失效概率约为9．215×10－5；2）由表1中故障树分析计算结果可看出，PRHR HX入口管线上电动阀失效关闭重要度为49．5%，对系统可靠性影响尤其突出。

4 系统优化基于计算结果及以上分析，提出两种方法对PRHR系统进行优化，并计算优化后PRHR系统的失效概率：1）鉴于AP1000核电机组有两组冷却剂回路，考虑在另一回路上增加一相同的PRHR系统，建立故障树并计算其失效概率；2）在原有PRHR系统的IRWST中增加一相同的余热排出热交换器，增加一并列入口管线，入口管线上设置同样的常开电动阀，出口管线共用，不做更改，建立故障树并计算其失效概率。