一体化压水堆非能动余热排出系统可靠性分析

一体化压水堆非能动余热排出系统可靠性分析

王晨阳;彭敏俊;夏庚磊;丛腾龙

【摘要】为了提高计算非能动安全系统功能失效概率时的计算效率,量化非能动系统的可靠性,推动非能动安全系统的发展,本文采用层次分析法选定关键参数,使用RELAP5进行一体化压水堆IPWR200的热工水力模型的建立,进行不确定性传递得到系统响应值形成训练集.训练人工神经网络作为复杂热工水力程序的替代模型,并利用响应面法计算了非能动余热排出系统的物理过程失效概率,最后将结果整合到硬件失效的故障树分析模型中.结果表明:IPWR200非能动余热排出系统可靠性较高,物理过程失效是导致系统失效的关键因素.

【期刊名称】《哈尔滨工程大学学报》

【年(卷),期】2018(039)012

【总页数】8页(P1910-1917)

【关键词】非能动系统;可靠性;响应面;概率安全分析;一体化压水堆;RELAP5;神经网络;功能失效

【作者】王晨阳;彭敏俊;夏庚磊;丛腾龙

【作者单位】哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江哈尔滨150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江哈尔滨150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江哈尔滨150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江哈尔滨150001

【正文语种】中文

【中图分类】TL33

在福岛事故发生后，新一代先进反应堆设计对固有安全性提出了更高的要求。非能动系统依靠自然循环、重力等自然法则作为驱动力，减少了对外部电源与人员干预的依赖，仅依靠堆的固有安全性就能使反应堆趋于相对安全的状态。因此，非能动设计是新一代核电站设计的特点与趋势[1]，其可靠性分析研究也成为了人们关注

的焦点。

由于实现系统功能的机理不同，非能动系统可靠性分析的方法也与能动方法有所区别[2]。作为驱动的自然力与阻力数量级上接近，由参数不确定性所引入的物理失

效过程是非能动系统可靠性分析的关键与难点[3]。正是由于物理失效过程的存在，使得非能动系统即使硬件全部可靠，也存在着系统偏离运行状态而无法实现其功能的可能，Burgazzi 将这种失效称为功能失效[4-5]。

近年来，国内外针对非能动系统可靠性分析做了大量工作。Marques等[6-7]分别研究了非能动系统可靠性评估方法RMPS 和REPAS。谢国锋等[8]利用响应面与蒙特卡洛法等针对清华10 MW高温气冷堆的非能动系统进行计算。王冬青等[10-11]采用基于重要取样的子集模拟法与优化的线性取样法对AP1000[9]非能动余热排出系统功能失效进行计算，在保证计算精度的前提下，具有较高的计算效率。玉宇等[12]利用相关性分析减少神经网络响应面法的输入参数，极大提高了计算效率。目前，国内、外的研究对象主要是分散式布置的反应堆，国内的研究者大多针对AP1000的非能动系统进行分析，对一体化压水堆非能动系统的可靠性研究工作尚有不足。由于一体化压水堆主要设备的结构布置与分散式布置压水堆有所区别，在非能动系统投入后，反应堆内的自然循环特性也并不相同，因此，在关键参数的选

取以及热工水力模型的建立上都会存在差异，具有研究分析的意义。此外，目前的非能动可靠性分析方法集中于分析物理过程的失效，如何将其整合到概率安全分析(PSA)中，将物理失效与硬件失效合理的结合考虑仍是一个难题[13-15]。

针对现有研究存在的不足[16]，本文以一体化压水堆IPWR200[17]为研究对象，

分析其非能动余热排出系统的可靠性。考虑到一体化堆与分散式布置压水堆在结构与运行特性上的区别，影响系统功能的关键参数于系统在发生事故后的响应也必然有所差异。通过层次分析法选定影响系统功能的关键参数，并通过拉丁超立方抽样选取样本作为输入，通过最佳估算程序RELAP5建立热工水力模型后传递不确定

性计算得到响应值，合理设计神经网络结构并运用神经网络响应面法作为替代模型，定量计算系统的物理过程失效概率。本文将计算得到的物理失效概率作为底事件整合到PSA故障树模型中，合理地考虑物理失效与设备失效对系统功能的综合影响，定量计算了非能动余热排出系统的失效概率。

1 非能动可靠性

非能动安全系统的作用机理是自然循环、重力驱动等自然法则，相对于能动系统，其驱动力的数量级要小很多，导致非能动系统的运行状态对参数不确定性的影响更加敏感[18]。由于安装、制造等工程误差以及核电厂运行状态的波动，使系统的结构参数与运行参数X(x1,x2，…,xn)存在一定范围的波动，这种不确定性的存在可

能导致系统功能的失效。

(1)

式中：Y(X)为用来传递不确定性的复杂热工水力程序，通常是隐式的函数；A是根据系统功能所确立的失效准则，通过判断g(X)的值确定系统状态。系统的物理失

效概率可由式(2)进行计算:

(2)

式中：IF(X)为指示函数，当g(X)>0时，其值为1；否则为0。

由于g(X)是由复杂热工水力程序得到的响应值，其指示函数不具有明确的表达式，因此式(2)的积分值需要采用数值的方法求解。非能动安全系统可靠性分析可以采

用直接蒙特卡洛、减少方差的抽样技术、响应面法等。由于直接蒙特卡洛方法的计算所需的样本个数与系统失效概率成反比，加之每次运行RELAP5等系统分析程

序都需要数小时的时间，对于失效概率较小的非能动系统来说，计算量显然是难以承受的。通过响应面法替代复杂的热工水力程序极大地提高计算效率[19]，利用拉丁超立方抽样方法对参数进行抽样提高了样本的填充性，较少样本就可以形成满足精度要求的响应面。本文的分析框架如图1所示。

2 热工水力模型

2.1 IPWR200简介

IPWR200是热功率为200 MW的多用途一体化压水堆，目前已经完成了热工水

力及堆芯物理设计(主要应用于浮动核电站、船用核动力装置的相关研究，其主要

特点是采用板状燃料元件以及套管式直流式蒸汽发生器)。12台蒸汽发生器与4台主泵分四组环绕堆芯布置，IPWR200采用二次侧余热排出系统，其结构图如图2

所示。正常运行状态下，PRHRS管道中装满冷却水，PRHRS进口管线隔离阀处

于常开状态，出口处设有并联的气动隔离阀并处于常关状态。当发生全厂断电事故时，给水中断，主给水隔离阀与主蒸汽隔离阀关闭，PRHRS出口管道上的气动隔离阀在失去电力或触发控制信号时自动打开，管道中的冷却水迅速进入OTSG带

走一回路热量汽化后进入PRHRS热交换器，将热量传递给冷却水箱。水箱作为最终热阱可以长期有效地带走反应堆衰变热，确保反应堆的安全性。

2.2 失效准则与确定关键参数

非能动余热排出系统的功能是当发生事故时通过自然循环带走反应堆衰变热，防止