RiskA计算引擎在核电站概率安全评价中的应用

王家群,王 芳,汪 进,顾晓慧,袁 润,殷 园,3,汪建业,李亚洲,胡丽琴,吴宜灿,曾 春,宋明海,苏长松,彭晓春,张刚平

(1.中国科学技术大学,安徽 合肥 230026;2.中国科学院等离子体物理研究所,安徽 合肥 230031;3.深圳大学理学院应用数学系,广东 深圳 518060;4.秦山第三核电有限公司,浙江 嘉兴 314300)

概率安全/风险评价(Probability Safety/Risk A ssessment,PSA/PRA)是 20世纪70年代发展起来的一种用于安全和可靠性评价的系统工程方法,其在核能、航天、电子等领域均已有广泛应用。随着近年来在核电站的工程设计、执照管理和维修计划等工作中的应用,PSA正受到人们越来越多的关注[1-2]。

核电站一般是包括几十甚至几百个子系统及成千上万个部件的大型复杂系统,与之相应的PSA模型也比较复杂;另外核电站PSA的分析计算工作一般都要有一个迭代的过程,对于同一个核电站的PSA模型要重复计算多次[3]。为了保证分析过程的可靠性和评价结果的可信性,目前核电站PSA中的分析计算工作一般都借助于 PSA软件完成,如瑞典RELCON Scandpow er AB公司开发的Risk Spectrum[4]、韩国 Korea A tom ic Energy Research Institute开发的FTREX[5]、美国Data System s and Solutions公司和Electric Pow er Research Institute联合开发的 R&RW orkstation[6]以及FDS团队自主开发的大型集成概率安全评价软件RiskA等[1]。

上述PSA软件平台一般支持对于多种计算引擎的调用[7-9]。对于第三方计算引擎调用的研究,一方面能够促进对于该计算平台计算流程和分析接口的深入理解;另一方面通过在同一平台下完成对于不同计算引擎调用,可以为结果正确性校核、速度比较提供基础。本文主要研究并完成了在R&RWorkstation平台下对于完全自主知识产权 RiskA计算引擎的调用,使用真实核电站的PSA模型进行了RiskA计算引擎的正确性验证,并且比较了RiskA计算引擎与CQUANT计算引擎之间计算速度的差异。

1 软件系统介绍

1.1 R&RWorkstation和PRAQUANT

美国Data Systems and Solutions公司和Electric Power Research Institute联合开发的概率安全分析计算机辅助软件包R&RW orkstation,主要包括CAFTA(故障树分析)、ETA(事件树分析)、PRAQUANT(事故序列定量计算)、UNCERT(不确定性分析)等模块,其自带的计算引擎为CQUANT,另外该平台还支持用户自己配置其他的计算引擎[7-10]。目前国内已有几家该软件的用户,如秦山第三核电有限公司(以下简称“秦山三核”)、中国核动力研究设计院等。

作为 R&R Workstation的子模块,PRAQUANT是一个事故序列定量化计算的工具,它使用故障树链接法自动实现事故序列的定量计算。PRAQUANT可以在计算时使用多种最小割集计算引擎,如CQUANT、RELMCS以及RSAT等[7],软件包中原有的计算引擎为CQUANT。CQUANT求解大规模故障树时耗费计算时间较长,导致了用户在使用CQUANT引擎进行分析计算时要耗费较多的计算时间,给PSA工作效率提升带来了不利影响。利用 R&RWorkstation平台支持用户自己配置第三方计算引擎的特性,寻找一个在计算速度上优于CQUANT的计算引擎是解决上述问题的一条有效途径。

1.2 RiskA

RiskA是FDS团队在广泛调研和深入分析国际现有概率安全分析软件及其关键技术的基础上研发的,具有自主知识产权的大型概率安全分析软件系统。目前RiskA已经发展到了比较成熟的阶段,其3.0版本已通过与国际同类型软件校核证明了计算结果正确[11],并已在多项工程实例中成功应用,如秦山三期重水堆核电站风险监测系统TQRM[12-14]、国际热核聚变实验堆实验包层模块ITER-TBM可靠性分析、国家大科学工程全超导托卡马克EAST安全分析以及 FDS系列先进反应堆设计等[15-16]。

目前RiskA 3.0版本的主要功能包括：系统建模、模型导入、故障树分析、事件树分析、不确定性分析、敏感性分析、重要度分析、数据管理与分析[1],其中故障树分析是PSA分析的核心(图1)。

图1 RiskA主要功能结构Fig.1 Modules of RiskA

2 计算引擎调用

在PRAQUANT下使用RiskA计算引擎,可以在更多真实核电站的PSA模型中验证RiskA计算结果正确,同时也可以与其他计算引擎进行计算速度的比较。

2.1 计算流程

首先对PRAQUANT的计算流程做一简要介绍,如图2中所示。

2.2 关键问题

PRAQUANT在调用最小割集计算引擎时通过参数传递的方式与计算引擎通信。以CQUANT为例,PRAQUANT调用该计算引擎时与其传递的参数主要包括：输入文件信息,输出文件信息,截断值设定,以及其他优化设定等[7]。

图2 PRAQUANT计算流程Fig.2 Calculation procedure of PRAQUANT

图3给出了在PRAQUANT软件调用计算引擎时若干关键的程序接口。

图3 PRAQUANT调用计算引擎接口Fig.3 Interface between PRAQUANT and calculation engine

完成PRAQUANT下调用RiskA计算引擎,需要解决的关键问题主要有以下3个[7-9]。

(1)识别CAFTA输入文件的格式。由于在PRAQUANT调用计算引擎时,提供给计算引擎的输入文件格式为CAFTA的故障树文件,因此RiskA能够正确识别并读入此类故障树文件是所有工作的基础。

(2)能与PRAQUANT通信。上文中已提到,PRAQUANT通过参数传递的方式在软件界面与计算引擎之间通信。因此,能否正确接收并执行PRAQUANT传递的参数是保证计算结果正确可靠的必要条件。

(3)生成PRAQUANT可识别的最小割集。PRAQUANT在调用命令正确执行之后会读取计算引擎生成的最小割集文件,必须保证RiskA可以生成能被PRAQUANT正确读取的最小割集文件。

其中,解决RiskA与CAFTA软件使用文件格式兼容的问题是RiskA计算引擎得以成功配置的关键。本文基于 RiskA已有的工作基础解决了上述关建问题,并成功实现了PRAQUANT下调用RiskA计算引擎。

3 测试例题与结果分析

完成RiskA计算引擎在PRAQUANT下的调用之后,以秦山第三核电有限公司基准PSA模型为测试例题进行了正确性验证以及与CQUANT引擎计算速度的比较。秦山三核基准PSA模型复杂且规模大,使用的基本事件数量达7 564个,逻辑门5 908个,PSA的分析计算使用了 R&RWorkstation软件包[6]。它包含50棵事件树模型以及26个用于事故序列定量化的故障树模型,共计1 007条导致严重堆芯损伤(SCD,Several Core Damage)的事故序列。测试中各事故序列例题的概率截断值均设为1.00E-10,分别使用RiskA计算引擎3.0版本和CQUANT 4.0b版本;测试用计算机配置的处理器型号为Intel Q9400(2.66 GHz),内存3.5 GB,操作系统为M icrosoftW indow s XP。

3.1 正确性验证

经秦山三核基准 PSA模型的验证,PRAQUANT下调用RiskA计算引擎与调用CQUANT得到的结果完全相同。囿于篇幅,表1中给出了部分测试例题的结果。

表1 测试结果Table 1 Testing result

使用文件比较工具分别对 RiskA和CQUANT计算结果进行比较,验证了两者生成的最小割集及其排序完全一致。

3.2 计算速度测试

分别统计了PRAQUANT调用RiskA和CQUANT计算引擎的耗时。通过比较发现,在PRAQUANT下使用RiskA计算引擎的计算耗时明显少于CQUANT引擎,测试中设定条件下未发现RiskA计算引擎计算耗时多于CQUANT的序列。表2中给出了部分序列的测试时间统计,RiskA计算引擎的计算耗时在CQUANT耗时的1‰以下,例题PCTR-S49中达到了1/3 498。

表2 计算时间Table 2 Calcu lated time

4 总结

基于FDS团队开发的大型集成概率安全分析软件RiskA,实现了在PRAQUANT软件下调用RiskA计算引擎。使用真实电站PSA模型进行校核,结果表明正确地实现了在PRAQUANT下对于RiskA计算引擎的配置,RiskA的定性分析和定量计算结果正确。在计算速度上 RiskA 计算引擎明显优于CQUANT,测试中部分例题 RiskA的计算速度高达CQUANT的数千倍。

[1] 吴宜灿,刘萍,胡丽琴,等.大型集成概率安全分析软件系统的研究与发展[J].核科学与工程,2007,27(3)：270-276.

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[3] PRA Procedu res Guide：A Guide to the Perform an ce of Probabilistic Risk Assessmen ts for Nuclear Pow er Plan ts(NUREG/CR-2300)[M].

[4] 大亚湾核电站PRA项目组.大亚湾核电站概率风险分析[J].中南工学院学报,1999,13(2)：65-75.

[5] Woo SikJung,Sang HoonH an,Jaejoo Ha.A fast BDD algorithm for large coheren t fault trees analysis[J].Reliability Engineering and System Safety,2004,83：369-374.

[6] Probabilistic Safety Assessm ent(PSA)Qinshan CANDU Project,Probabilistic Safety Assessment Report[R].98-03600-PSA-001,March,2003.

[7] CAFTA userm anual version 5.2[M].America：EPRI and DSS,2005.

[8] Risk spectrum theory manual version 1.10.00[M].Sweden：Relcon AB,1999.

[9] FORTE user'sm anual version 3.0a[M].Korea：KOPEC,2004.

[10]张明礼,吴继伟,王朝贵,等.可靠性与风险分析程序系统及其在概率安全分析中的应用[J].核动力工程,2000,21(4)：353-356.

[11]聂淼,吴宜灿,邓小玖,等.RiskA和RiskSpectrum故障树计算的比较分析[J].核科学与工程,2006,26(4)：358-362.

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[13]王芳,汪进,王家群,等.基于SSH构架的风险监测系统的设计与实现[J].核科学与工程,2010,30(4)：355-359.

[14]汪进,王芳,王家群,等.适于风险监测系统的零压缩二元决策图基本事件排序方法[J].核科学与工程,2010,30(4)：360-364.

[15]胡丽琴,吴宜灿.聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层的初步概率安全分析[J].核科学与工程,2005,25(2)：184-187.

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