船用堆概率安全分析的始发事件研究

丁宝石++赵新文++张永发++郭海宽

摘 要：始发事件是概率安全分析（PSA）的起始点，也是事件序列的重要基础。对于船用堆还应考虑始发事件对船舶适航性、机动性、生命力、隐蔽性的影响。分析始发事件的目的是为了确定潜在的、会导致堆芯损伤的、会影响船舶核动力运行的那些事件并对这些事件予以定量化。该文给出了一份详尽的始发事件清单并对其进行了科学合理的分组，提出了船用堆始发事件的频率估计方法，对PSA具有重要意义。

关键词：概率安全分析 始发事件 频率估计

中图分类号：TL364 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2015）09（b）-0003-03

对船用堆开展概率安全分析（PSA）工作，有利于对其进行安全性评估，并找到潜在的设计缺陷。始发事件是PSA中事故序列的起点，是建造事件树的基础。造成核动力系统扰动并且有可能导致堆芯损伤的事件为始发事件，对于船用堆还应考虑始发事件对船舶适航性、机动性、生命力、隐蔽性的影响[1]。分析始发事件的目的是为了确定潜在的、会导致堆芯损伤的、会影响船舶核动力运行的那些事件并对这些事件予以定量化。正确确定始发事件对提高船舶核动力系统PSA的可信度有重要意义[2]。该文结合船用堆的特殊性，考虑到有别于核电厂的安全要求，通过研究船用堆系统结构，统计多年来的运行经验数据，并结合核电厂采用科学成熟的方法，总结实际可行的始发事件筛选法并简要给出其频率估计的方法。

1 船用堆始发事件的确定方法

船用堆的始发事件确定方法与核电厂的始发事件确定方法既有相似处，又有很大不同。船用堆的运行应保证船舶的适航性、机动性、生命力、隐蔽性，所以其始发事件与核电厂有不同的评价标准。同时，船用堆系统构造与核电厂有很大不同，将成熟的核电厂始发事件确定方法直接应用于船用堆有不妥之处，船用堆有核电厂所没有的系统和设备，且船用堆的运行控制要求也与核电厂的运行方式不同，所以不可以直接使用现成的核电厂始发事件。该文在总结分析众多方法的基础之上，提出船用堆始发事件的确定方法。核电厂目前通用的始发事件确定方法主要有：（1）工程评估；（2）从本类电厂的运行经验中总结始发事件；（3）演绎分析[2]。其中工程评估和从本类电厂运行经验中总结始发事件是主要方法，辅助以演绎分析的方法从而得到相对较完整的始发事件清单。

参考核电厂以及船用堆的始发事件研究方法，该文采用以下5种方法对始发事件进行筛选。

1.1 借鉴核电厂始发事件

在秦山核电厂与大亚湾核电厂的PSA分析中给出了始发事件清单，利用核电厂现有始发事件清单，考虑到与船用堆的相似性，可以首先仿照核电厂始发事件清单，结合船用堆自身特点列出一份始发清单。该方法可以确定船用堆主要的始发事件，结合船用堆系统可以为继续确定船用堆始发事件打下基础。所确定的始发事件主要包括两类，即破口事故和无流体丧失的瞬态事件，由本方法确定得到的始发事件如表1所示。

为使始发事件应用于船舶核动力装置PSA中，要将始发事件仔细分析。选取破口事故为例进行说明。

（1） 按破口位置划分。

失水事故按破口位置可以分为冷段破口与热段破口。一般情况下，同样尺寸的破口发生在冷段比发生在热段后果严重[4]，所以选取冷段破口事故即可包络热段破口事故。对于船用堆来说，如果破口可以被隔离，在特定情况下，将允许反应堆保持运行状态，以避免主动力丧失。但对于不可隔离的破口（如破口发生在主闸阀以内等），要求反应堆必须停堆，以保证反应堆安全，故将不可隔离的破口单独作为始发事件研究。

将冷管段分成以下几段研究：从蒸汽发生器出口至主泵管段（记为A段），主泵至主闸阀管段（记为B段），主闸阀至反应堆管段（记为C段）。其中，主泵与主闸阀的泄漏与故障单独作为始发事件分析。

（2）按破口尺寸划分。

文献[4]假定反应堆处于65%额定功率运行工况，根据反应堆安全分析的结果和操纵员响应的不同，将中、小破口事故划分为以下3个子类：

Ⅰ类破口事故：15 mm≤≤25 mm

Ⅱ类破口事故：5 mm≤≤15 mm

Ⅲ类破口事故：≤5 mm

Ⅰ类破口事故发生后前沿系统响应顺序依次是：高压安注系统、反应堆保护系统、低压安注系统。Ⅱ类破口事故发生后前沿系统响应顺序依次是：高压安注系统、反应堆保护系统、二回路辅机耗气、低压安注系统。Ⅲ类破口事故发生后前沿系统响应顺序依次是：高压安注系统、隔离破口环路。

综合以上分析过程，中小破口的LOCA始发事件如表2所示。

1.2 从船用堆运行经验中总结事件

从船用堆运行经验中得到的始发事件反应了船用堆特定的系统特点，应给予该方法得到的始发事件足够的重视，因为很有可能这些始发事件在后续的PSA分析中会暴露出该船用堆设计的缺陷或运行中容易发生故障的设备[5]。

该方法得到的始发事件有一些可以归并到上一步中的始发事件中，新补充进始发事件清单里的事件如表3所示。

“事故处理规程”和“安全分析报告”中的事件和故障也可以采纳进始发事件中。得到的始发事件如表4所示。

1.3 以设备故障或管路破损来定义始发事件

船用堆的主要系统有：反应堆保护系统、补水系统（兼作高压安注系统）、低压安注系统、危机冷却系统、压力安全系统、设备冷却水系统、电力系统等。通过分析以上系统运行特点，找出系统中的关键设备和易发生故障的装置或设备，将由故障引发的始发事件通过此方法挑选出来。用该方法得到的始发事件有一些能够被前两种方法用保守分析的方法包络，逐个设备分析系统的薄弱环节可以有效的弥补始发事件考虑的疏忽。可以用该方法继续对始发事件清单进行补充和完善。由该方法得到的始发事件如表5所示。

1.4 从确定论安全分析中挑选始发事件endprint

确定论安全分析方法就设计基准内的事故进行分析，即分析核动力系统的正常运行和控制系统发生故障后，安全系统能按要求行使功能时主系统的行为。

与用PSA方法对船用堆系统进行分析类似，确定论安全分析所研究的事故与事件也可以分为两类：（1）没有流体流失的事故，主要是指一般的瞬变。主要有：反应性引入事故、失流事故、给水管道破裂事故、失水事故等。（2）以损失一回路或二回路流体为特性的管道破裂事故，如蒸汽管道破裂事故、给水管道破裂事故、失水事故等[6]。

1.5 演绎分析

采用如主逻辑图之类的演绎方法，以堆芯损伤为顶事件，按照逻辑逐级展开，直至以始发事件作为最底层的基本事件。该方法适合用于检查以上方法是否将主要始发事件涵盖，是否有缺漏事件。同时，可以给予始发事件清单补充。可以将堆芯损伤分为以下几种主要原因作为顶事件考虑：二回路系统导出热量增加、二回路系统导出热量减少、反应堆冷却剂流量减少、反应性和功率分布异常、反应堆冷却剂装量增加、反应堆冷却剂装量减少、系统或设备的放射性释放、未能紧急停堆的预期瞬变等[9]。

2 船用堆始发事件频率估计

始发事件的频率不仅用来确定哪些事件需要进行事件树分析，而且也是PSA定量化的重要内容。根据文献[9]，如果按“日历年”来计算始发事件频率，那么各状态下计算出的堆芯损坏频率具有可加性，堆芯损坏的总频率为各相关使用状态下堆芯损坏频率之和。对于船用堆而言，始发事件频率的确定不仅要考虑各使用状态下始发事件的发生频率，也要考虑各使用状态的持续时间。

该文从船用堆的实际情况出发，建立了以下两个模型来评估始发事件频率：

模型一

该模型适用于在某一使用状态内的任一时刻均可随机发生的始发事件，也即始发事件频率正比于始发事件的持续时间。令：

（1）

式（1）中，为始发事件的年均发生频率，1/a；为某使用状态下始发事件的时均发生频率，1/h；为某使用状态的年均持续时间，h/a。

模型二

该模型适用于始发事件频率与使用状态的持续时间无关的情形，此时始发事件的频率仅取决于某项活动的发生次数。令：

（2）

式（2）中，为平均每年进入某使用状态的次数，1/a；为某使用状态下进行某项活动的次数；为进行某项活动时，始发事件的发生概率。

3 结语

船用堆PSA中始发事件的确定方法与核电厂采用的方法是不同的。船用堆要满足适航性、机动性、生命力、隐蔽性要求，所以确定船用堆始发事件需要考虑的因素更多。同时由于船用堆系统结构与核电厂有差异，始发事件的选取也有很大不同。该文主要采用借鉴核电厂始发事件、总结船用堆运行经验以及从船用堆主要系统与设备故障中提取始发事件的方法，辅助以其他两种方法（从确定论安全分析中总结事发时间、演绎分析方法）找出船用堆的始发事件一共有44个。

该文在初步筛选出船用堆始发事件之后，综合船用堆系统的实际情况，将始发事件进行详细划分。根据船用堆冷却剂系统的实际情况，把LOCA事件初步细分成7件子事件。整理出事件所属分类，为后续的始发事件分组工作作铺垫。

参考文献

[1] 彭敏俊，王兆祥.船舶核动力装置[M].北京：原子能出版社，2011：18-26，126-138.

[2] 马明泽.核电厂概率安全分析及其应用[M].北京：原子能出版社，2010：13-16.

[3] 赵新文，蔡琦，蔡章生.船用核动力反应堆概率安全评价的初始事件分析[J].核动力工程，2004，25（6）：126-129.

[4] 张永发.xxx典型事故的概率安全研究[D].武汉：海军工程大学，2007.

[5] 朱继洲.核反应堆安全分析[M].西安：西安交通大学出版社，2004：187-188.

[6] 俞冀阳，俞尔俊.核电厂事故分析[M].北京：清华大学出版社，2012：15-145.

[7] 赵新文，陈力生，蔡琦.舰艇核动力一回路装置[M].北京：海潮出版社，2001：1-284.

[8] 大亚湾核电站PSA主报告[R].广东核电集团，2001.

[9] 赵新文.xxxPSA事故序列分析技术研究[D].武汉：海军工程大学，2005.

[10] Dana Kelly，Curtis Smith.贝叶斯概率风险评估[M].北京：国防工业出版社，2014：1-40.endprint