基于不同传热管材料的SGTR始发事件频率分析

杨亚军，詹文辉

(上海核工程研究设计院，上海 200233)



基于不同传热管材料的SGTR始发事件频率分析

杨亚军，詹文辉

(上海核工程研究设计院，上海 200233)

基于不同材料传热管的运行经验，统计总的管临界年数以区分不同核电厂蒸汽发生器传热管数的影响，并将Jeffreys分布作为先验分布统计分析690TT以及经热处理的传热管(包含600TT和690TT)发生破裂的频率。该方法得到的蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)始发事件频率可较合理地体现传热管材料性能的改进对降低该事件导致安全壳旁通失效风险的影响及贡献，与通用数据库中未区分传热管材料对应的频率相比明显降低，且随着690TT传热管运行经验的进一步累积，预期SGTR始发事件频率会进一步降低。

始发事件频率；蒸汽发生器传热管破裂；690TT

蒸汽发生器(SG)传热管是反应堆冷却剂系统(RCS)和SG二次侧之间的屏障，是RCS压力边界的重要组成部分。在该位置发生破口，将导致发生一回路冷却剂通过破口进入二次侧的冷却剂流失事件，如果该事件不能得到有效缓解，则不仅导致堆芯损伤，并且放射性物质将可能旁通安全壳直接向环境释放。现有核电厂概率安全评价(PSA)结果表明，蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事件是压水堆(PWR)核电厂大量放射性释放频率(LRF)的主要贡献事件之一。为降低该事件导致的核电厂风险，业界对此进行多项研究，包括设置SGTR事件诊断报警及制定相应的事件响应规程等，其中结合SG传热管的降级机理，不断改进SG传热管的材料性能，是降低事件发生可能性的一个有效途径。然而，当前PSA中，SGTR始发事件频率主要参考通用数据，并未体现不同传热管材料的影响。因此，本文尝试从不同传热管材料的降级机理及运行经验统计分析得出传热管材料对确定SGTR始发事件频率的影响并给出取值建议。

1 SGTR始发事件频率计算方法

通常PSA建模中SGTR事件频率来自于通用数据库，如文献[1-2]中给出的SGTR始发事件频率，主要采用运行经验统计分析得到，即根据一定时间范围内SGTR事件发生次数进行估算。该方法假设事件发生频率λ服从gamma(x,t)分布，其中t为时间，单位为堆临界年，x为事件发生次数。对事件信息缺乏的情况(发生次数很少或未发生)，可将Jeffreys分布作为λ的先验分布[3]。对于服从泊松分布的变量，Jeffreys分布实际与gamma(0.5,0)分布相对应。经Bayes更新后，λ服从的后验分布gamma(αpost,βpost)存在以下关系：αpost=x+0.5，βpost=t+0。后验分布均值为：αpost/βpost=(x+0.5)/t，单位为(堆临界年)-1。

上述频率计算是按核电厂堆临界年数统计的，不能体现核电厂之间SG传热管数的差异。结合该方法，为体现SG传热管数对SGTR始发事件频率的影响，可按核电厂的管临界年数统计，得到传热管发生破裂的频率(均值)为(x+0.5)/Nε，单位为(管临界年)-1，再结合实际核电厂SG传热管数即可得到SGTR始发事件频率。其中，N为总的管临界年数，该管临界年是各核电厂各年的管临界年数之和，各核电厂管临界年数是SG传热管数乘以核电厂当年的临界运行因子。另外，对采取措施堵塞的传热管不用考虑其破裂，计算时考虑一个非堵管因子，以ε表示。

2 SG传热管材料变更及运行经验概述

根据SG传热管的材料和制造过程中热处理方式的不同，PWR核电厂典型SG传热管材料包含3种类型：一种是退火合金600(以600MA表示)，它广泛应用于20世纪六七十年代；另两种是经热处理的合金600(以600TT表示)和经热处理的合金690(以690TT表示)，属于新一代SG传热管材料。

表1列出了核工业界发生过的SGTR事件[1-2]。需注意，在PSA中将破口流量超过化学和容积控制系统(CVS)补水能力的传热管破裂事件作为SGTR始发事件考虑，CVS补水能力一般考虑为22.7 m3/h(100 gpm)。

表1 SGTR事件及降级机理Table 1 SGTR event and degradation mechanism

进一步调研发现，这些事件均发生在以600MA传热管材料为代表的老一代SG中。该类型传热管较易因化学腐蚀或磨损而变薄，或是因应力腐蚀而出现裂缝进而导致传热管降级[4]。结合该传热管降级机理，经过进一步研究，经热处理的600TT传热管在抗腐蚀能力方面得到很大改进，随后推出抗腐蚀性能更高的690TT传热管(均为镍基合金，后者铬成分更高)。截至2004年底美国PWR核电厂约有43%采用690TT传热管[5]。从运行经验看，至2010年底600TT或690TT传热管尚未发生过SGTR事件(依据美国核管会(NRC)官网公布的始发事件数据库(IEDB)[6])。因异物(如松动部件)引起的磨损是600TT或690TT传热管降级的主要原因。

3 基于不同传热管材料的SGTR始发事件频率计算

如第1章所述，当前PSA建模中SGTR事件频率主要取自通用数据库。其中，文献[1]基于1987—1995年美国PWR核电厂运行经验，统计发生过3次SGTR事件，对应表1中发生在North Anna、McGuire和Palo Verde核电厂的事件(Mihama核电厂因不是美国核电厂而未统计)；文献[2]基于1991—2002年美国PWR核电厂运行经验，统计发生过2次SGTR事件，对应表1中发生在Palo Verde和Indian Point核电厂的事件。需注意的是，统计总的堆临界年时包含了所有的SG传热管类型，但这几次SGTR事件均发生在600MA传热管上，600TT和690TT传热管并未发生过SGTR事件。

结合第2章的分析，当前600TT和690TT SG传热管在核电厂中得到了广泛的应用，并积累了一定的经验，可考虑在此基础上评估相应的SGTR始发事件频率。下面给出了这两种材料的运行经验统计情况(国内相关的运行经验数据较少，分析时主要参考IEDB及相关文献数据)，计算690TT传热管及经热处理传热管(包含600TT和690TT)发生破裂的频率。

3.1 690TT传热管运行经验统计分析

统计690TT传热管的核电厂运行经验来计算该类型传热管发生破裂的频率。包括30个PWR核电厂SG传热管数及截至2010年底各核电厂每年的临界运行因子，得到690TT传热管总的管临界年数。参考IEDB，该时间段内690TT传热管SGTR事件发生次数为0。参考1989—2004年的运行经验，690TT堵管率约为0.06%，取非堵管因子为0.999。根据第1章分析方法计算得到690TT传热管发生破裂的频率为8.8×10-8(管临界年)-1。

3.2 经热处理的传热管运行经验统计分析

在3.1节基础上补充统计600TT的运行经验数据。根据文献[4]和[6]，统计采用600TT传热管的18个核电厂SG传热管数及截至2010年底各核电厂每年的临界运行因子，即得到600TT传热管总的管临界年数。参考IEDB，该时间段内600TT传热管SGTR事件发生次数为0次。参考1980—2001年的运行经验，600TT堵管率约为0.5%，取非堵管因子为0.99。根据第1章分析方法计算得到经热处理的传热管(包含600TT和690TT)发生破裂的频率为4.5×10-8(管临界年)-1。

3.3 SGTR始发事件频率比较分析

表2列出SGTR始发事件频率比较。以CAP1000核电厂为例，其SG传热管材料为690TT，两台SG传热管数为20 050根，若仅考虑690TT材料统计情况，则SGTR始发事件频率为1.8×10-3(堆临界年)-1。若考虑经热处理传热管材料统计情况，则对应的SGTR始发事件频率为9.0×10-4(堆临界年)-1。这与通用数据库相比有较大变化，同时与AP1000 PSA报告SGTR始发事件频率(3.88×10-3(堆临界年)-1，它基于西屋PWR核电厂运行经验而未区分传热管材料)相比较，该值降低一半以上，相应地该事件对大量放射性释放频率(LRF)的贡献也将降低一半以上。

表2的分析结果表明，通用数据库的SGTR始发频率未区分传热管材料，相应评估得出的始发事件频率偏高。区分传热管材料后得到的690TT传热管及经热处理的传热管发生破裂的频率明显降低，且从材料对应的堵管率看，690TT传热管性能优于600TT传热管(因SG传热管问题引起的非计划停堆频率也更低)。随着运行经验累积，预期新一代传热管SGTR始发事件频率将更低。

表2 SGTR始发事件频率比较Table 2 Comparison of SGTR initiating event frequency

4 小结

本文基于不同材料传热管的运行经验数据，统计总的管临界年数以区分不同核电厂SG传热管数的影响，并将Jeffreys分布作为先验分布统计分析690TT以及经热处理的传热管(包含600TT和690TT)发生破裂的频率。该方法得到的SGTR始发事件频率可较合理地体现SG传热管材料性能的改进对降低该事件导致核电厂安全壳旁通失效风险的影响和贡献。与通用数据库中未区分传热管材料对应的频率相比明显降低，且随着690TT传热管运行经验的进一步累积，预期该方法分析得到的SGTR始发事件频率将进一步降低。

同时需注意的是，虽然由于抗腐蚀能力的提高，预期经热处理的传热管不用考虑各种腐蚀导致的降级机理，但松动部件磨损引起的降级机理可能仍存在。后续还应进一步加强监测及改进技术以全面降低SGTR事件发生的可能性。

[1] POLOSKI J P, MARKSBERRY D G, ATWOOD C L, et al. Rates of initiating events at U.S. nuclear power plants: 1987—1995, NUREG/CR-5750[R]. USA: Idaho National Engineering and Environmental Laboratory, 1999.

[2] EIDE S A, WIERMAN T E, GENTILLON C D, et al. Industry-average performance for components and initiating events at U.S. commercial nuclear power plants, NUREG/CR-6928[R]. USA: NRC, 2007.

[3] ATWOOD C L, LACHANCE J L, MARTZ H F, et al. Handbook of parameter estimation for probabilistic risk assessment, NUREG/CR-6823[R]. USA: NRC, 2003.

[4] KARWOSKI K J. U.S. operating experience with thermally treated alloy 600 steam generator tubes, NUREG-1771[R]. USA: NRC, 2003.

[5] KARWOSKI K J, MAKAR G L, YODER M G. U.S. operating experience with thermally treated alloy 690 steam generator tubes, NUREG-1841[R]. USA: NRC, 2007.

[6] Rates of initiating events at U.S. nuclear power plants: 1981—2010[R/OL]. [2014-06-20]. http:∥nrcoe.inel.gov/.

SGTR Initiating Event Frequency Analysis Based on Different Tube Materials

YANG Ya-jun, ZHAN Wen-hui

(ShanghaiNuclearEngineeringResearch&DesignInstitute,Shanghai200233,China)

Based on operation experience of different tube materials, the rupture frequency was analyzed for 690TT and thermally treated tube (including 600TT and 690TT), taking Jeffreys as the prior distribution, accounting the total tube critical years to distinguish the steam generator tube numbers of different plants. The steam generator tube rupture (SGTR) initiating event frequency calculated in this way can appropriately display the decreasing impact and contribution of containment bypass failure risk induced by SGTR through improvement of tube material performance. Comparing with the frequency from generic database, it’s much lower and it will be even lower as the 690TT tube operation experience extends.

initiating event frequency; steam generator tube rupture; 690TT

2014-08-13;

2014-09-28

杨亚军(1982—)，男，湖北黄冈人，工程师，硕士，从事概率安全评价研究

TL33

A

1000-6931(2015)07-1243-04

10.7538/yzk.2015.49.07.1243