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 PRHR

heat 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 is

more 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】TL364.5

AP1000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 system

PRHR 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