安全壳内置换料水箱子系统设计改进的PSA评价

刘晶晶 王成章 徐志新

（中广核工程设计有限公司上海分公司 上海 200241）

安全壳内置换料水箱子系统设计改进的PSA评价

刘晶晶 王成章 徐志新

（中广核工程设计有限公司上海分公司 上海 200241）

根据一级概率安全分析(Probabilistic Safety Analysis, PSA)的结果，安全壳内置换料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank, IRWST)子系统的初始设计导致安注管线破裂(Safety Injection Line Break, SI-LB)始发事件对堆芯损坏频率(Core Damage Frequency, CDF)有较大的贡献。本文提出了IRWST子系统的设计改进方案，将IRWST水箱内的滤网由两个(A/B)增加为三个(A/B/C)，并通过管线实现滤网之间的相互连接。通过重新构建故障树对改进后的IRWST子系统进行建模分析，并对相应的事件树以及一级PSA模型进行详细的定量化计算。结果表明，IRWST子系统这一改进能够显著降低堆芯损坏风险。IRWST子系统的改进将SI-LB始发事件的CDF降低了53.5%，将整个一级PSA的CDF降低了21.5%。

概率安全分析，安全壳内置换料水箱子系统，堆芯损坏频率

概率安全分析(Probabilistic Safety Analysis, PSA)，又称概率风险评价，是以概率论为基础的风险量化评价技术，是识别风险、评价风险、管理风险和降低风险的一项有效工具。20世纪末，美国核管会(Nuclear Regulatory Commission, NRC)发布了PSA应用政策声明和一系列风险指引型管理导则，积极推进PSA在核电领域的应用[1-2]；国际原子能机构(International Atomic Energy Agency, IAEA)及中国国家核安全局(National Nuclear Safety Administration, NNSA)对PSA的应用也一贯持支持态度[3-4]。近年来，国内各核电设计院做了大量工作，在PSA应用方面取得了一系列成果[5-8]。PSA应用的一个重要方面是识别系统设计的薄弱环节，提出更为合理的系统设计方案，并可对不同方案进行定性及定量评价，以达到提高系统设计可靠性，提升运行电厂安全性的目的。

某三代压水堆电厂，其采用的非能动安全系统简化了系统设计，同时增加了操纵员可不干预时间，减少了人因失误，提高了电厂的安全性和可靠性，其堆芯损坏频率也降低到1.0×10-7/堆年量级。安全壳内置换料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank, IRWST)系统作为非能动堆芯冷却系统(Passive core cooling System, PXS)的子系统，是长期阶段堆芯热量排出的唯一安全级热阱，对确保堆芯安全起着至关重要的作用。然而，基于系统的初始设计，PSA模型计算结果表明，该系统对堆芯损坏频率(Core Damage Frequency, CDF)的贡献偏大，由此核岛系统专业提出了IRWST子系统设计的改进方案。PSA专业对该系统的设计改进方案重新构建了模型，并进行了详细的分析计算。

1 IRWST子系统设计问题的提出

1.1功率工况内部事件一级PSA结果概述

该电厂功率工况一级PSA模型建立在RS (Risk Spectrum)软件平台上，定量化计算、重要度分析方法详见该软件理论手册[9]，本文不再详细介绍。根据RS软件计算结果，该电厂内部事件功率工况的CDF为2.37×10-7/堆年，其中安注管线破裂(Safety Injection Line Break, SI-LB)始发事件对CDF的贡献最大，为9.32×10-8/堆年，占总CDF的39%。部件重要度分析发现IRWST A列滤网故障事件IWA-PLUG的FV (Fussell-Vesely)重要度（基本事件i的FV重要度为包含基本事件i的割集发生概率占顶事件发生概率的比例）、风险增加值(Risk Achievement Worth, RAW)、风险降低值(Risk Reduction Worth, RRW)均排在首位，其FV重要度为2.14×10-1，RAW值为8.94×102，RRW值为1.27。

SI-LB始发事件定义为发生在安注管线（包括压力容器直接注射管线(Direct Vessel Injection line, DVI)和堆芯补水箱(Core Makeup Tank, CMT)、安注箱(Accumulator, ACC)或IRWST与DVI连接的管线）上的所有破口。SI-LB始发事件发生后，产生反应堆停堆和安注信号（S-信号），启动CMT，停运主泵(Reactor Coolant Pump, RCP)，并隔离安全壳。当反应堆冷却剂系统(Reactor Cooling System, RCS)压力下降到ACC启动压力（约4.9MPa）以下时，ACC内的含硼水注入反应堆压力容器。成功准则分析表明，CMT或ACC成功，就足以满足短期RCS补水要求。RCS完全降压后，IRWST开始向RCS补水，然后从破口流出进入反应堆堆腔。从始发事件发生到长期阶段，产生的蒸汽在安全壳钢壳上凝结，然后通过IRWST重力注射管线或再循环管线回到RCS。图1为安注管线破裂事件树。

图1 安注管线破裂事件树Fig.1 Event tree of safety-injection line break.

在一级PSA建模中，假设破口发生在DVI管线B列，这样CMT、ACC、IRWST注入的B列均由于DVI管线破口而无法注入，事件树题头中CMT/ACC/IRWST的成功准则都变成A列一取一注入成功。若A列IRWST滤网故障，则A列DVI管线无法从IRWST水箱取水，丧失了长期堆芯热量排出的唯一安全级热阱，堆芯损坏必然发生，所以IRWST A列滤网故障具有很高的部件重要度。

1.2 IRWST初始设计方案及分析结果

IRWST由一个安全壳内置换料水箱(PXS MT 03)和相关的阀门、管道和仪表组成，用于在事故后期提供对堆芯的持续冷却。

PXS MT 03是C级设备，满足抗震I类要求，IRWST内是冷的硼水，布置在安全壳内稍高于RCS环路标高的地方，从而IRWST水箱内的硼水能在RCS足够卸压后靠重力作用排入RCS。IRWST内的硼水装量是2100m3，硼水浓度为2.7×10-3，硼水的压力和温度与安全壳内温度和压力一致。IRWST内有两个独立的滤网(PXS MY Y01A/B)，分别位于箱子的两端，滤网顶部比正常安全壳再循环淹没水位低，保证其所有的表面积都能用来过滤在再循环期间可能随冷凝液返回IRWST的颗粒。滤网防止大颗粒注射进入RCS。滤网是C级设备，并满足抗震Ⅰ类要求。

IRWST有两根重力注射管线和RCS相连，每根分别连接到一根DVI管线。每根重力注射管线分别和IRWST底部以及一个安全壳再循环滤网相连，管线上有一个常开电动隔离阀和4道隔离阀。4道隔离阀分成并联的两组阀门，每组有一个爆破阀和一个止回阀。IRWST也是非安全级的正常余热排出系统(Normal residual heat removal system, RNS)的备用水源。IRWST注入管线分为A/B两列，图2为A列IRWST系统（用于重力注射功能）简化流程图。

图2 IRWST系统简化流程图(A列)Fig.2 Simplified flowchart of IRWST system (train A).

由于始发事件SI-LB中，假设破口发生在B列安注管线，B列CMT、ACC、IRWST注入均由于DVI管线破口而无法注入，且在本分析中，保守假设破口发生在与非安全级的RNS相连的管线上，因此RNS失效，无法通过安注管线向RCS注射补水。若A列IRWST滤网故障，则A列DVI管线无法从IRWST水箱取水，丧失了长期堆芯热量排出的唯一热阱，必然导致堆芯损坏。

建立用于安注管线破裂事件树的IRWST系统故障树，其失效概率为3.25×10-4。其中，贡献最大的最小割集是A列滤网堵塞，该割集概率值为2.4×10-4，占到系统失效概率的73%，是很重要的风险贡献项。对系统失效贡献较大的其他失效分别是IRWST重力注射管线止回阀共因故障(9.2%)，IRWST重力注射管线爆破阀共因故障(8.0%)。

对安注管线破裂事件树进行定量分析，分析结果见表1。事件树SI-LB导致的CDF为9.32×10-8/堆年，其中贡献最大的割集为发生安注管线破裂事故后，IRWST A列滤网堵塞，该割集频率为5.09×10-8/堆年，占事件树SI-LB导致CDF的50%以上。其次为发生安注管线破裂事故后，自动降压系统(Automatic Depression System, ADS)爆破阀共因故障(20%)和发生安注管线破裂事故后，IRWST重力注射管线止回阀共因故障(6.8%)。

表1 SI-LB事件树最小割集表（前10位）Table1 Minimal cutsets of SI-LB event tree (top 10).

该电厂总的功率工况一级PSA的CDF为2.37×10-7/堆年，前10位最小割集见表2。由表2可见，堆芯损坏的前10位支配性最小割集中，和事件树SI-LB相关的最小割集就占了4位，这4位最小割集占到总CDF的32%以上。安注管线破裂始发事件对总CDF的贡献为39%。

表2 内部事件功率工况一级PSA最小割集表（前10位）Table2 Minimal cutsets of CDF (top 10).

2 IRWST系统设计改进

由§1分析可知，在安注管线破裂始发事件中，由于B列CMT、ACC、IRWST均无法注入（假设破口在B列），即使A列CMT/ACC注入成功，而A列IRWST由于滤网堵塞无法注入，则无法实现堆芯热量的长期排出，堆芯损坏无法避免。如果A列滤网实现冗余设计，将会大大降低安注管线破裂始发事件对堆芯损坏的贡献。

将上述PSA模型计算结果反馈给相关专业后，核岛系统专业对安全壳内置换料水箱子系统提出了设计改进方案。新的设计方案为水箱(PXS MT 03)内布置三个单独的通过DN400不锈钢管道相连的滤网(PXS MY Y01A/B/C)，采用柔性垫片作为管道和滤网框架之间的防碎片屏障。滤网(PXS MY Y01A/B/C)均为口袋式过滤器，由筒式滤网组件组成，筒体由开孔的不锈钢板组成，滤网必须满足反应堆冷却剂通过时能维持要求的设计流量，同时尽可能降低压降等要求。滤网PXS MY Y01A/B分别位于水箱的两端，滤网PXS MY Y01C位于水箱中间。新增加的滤网C的表面积为滤网A和B表面积的总和。滤网A/B/C彼此之间互相连接，可以相互作为备用。为尽量减小新增滤网和管道对土建结构化模块的影响，新增设备的安装和管道敷设在水箱PXS MT 03中进行。经初步评估，该改进项的费用将超过100万美元。建立新的故障树对IRWST子系统的改进方案进行评价。

根据EPRI数据库ALWR REQUIREMENTS DOC: APPENDIX A, REV 1C, FEB 1990, SECTION 3.0, DATA ANALYSIS，滤网堵塞的运行失效率为r=1.0×10-5h-1。考虑滤网可能存在共因故障，使用MGL参数通用数据表中第35类滤网的共因故障参数：三阶共因故障β=7.27×10-2，γ=2.50×10-1，建立IRWST滤网共因故障组。

3 设计改进方案的定量评价

改进后的IRWST子系统故障树的失效概率为8.95×10-5。由于IRWST水箱滤网实现了相互连接，可以互相备用，因此滤网堵塞对系统失效的贡献大为降低，由54.57%降为1%以下（前10位最小割集中不再出现）。对系统失效贡献最大的最小割集是IRWST重力注射管线止回阀共因故障，占到系统失效概率的33%。

为评估IRWST子系统的设计改进对堆芯损坏风险的影响，对一级PSA模型进行了适应性修改，对安注管线破裂事件树和总的堆芯损坏频率重新进行了定量化计算。安注管线破裂事件树的堆芯损坏频率为4.33×10-8/堆年，降低了53.5%，前10位最小割集见表3。IRWST水箱滤网堵塞不再是支配性因素，事件树SI-LB的支配性最小割集是安注管线破裂始发事件后，ADS阀门共因故障，使得一回路压力不能降低到IRWST投入所要求的限值，占到事件树SI-LB所导致的CDF的43%。IRWST水箱滤网故障（共因故障）只占到了事件树SI-LB的CDF值的2%。

表3 SI-LB事件树最小割集表（前10位）（改进后）Table3 Minimal cutsets of SI-LB event tree (top 10) (after improvement).

IRWST子系统改进后，该电厂总的功率工况内部事件一级PSA的CDF值为1.86×10-7/堆年，较初始设计方案降低了21.5%。前10位最小割集见表4。由表4可见，堆芯损坏的前10位支配性最小割集中，和事件树SI-LB相关的最小割集仍为4位，但其对总CDF的贡献下降到了13.6%。安注管线破裂事件树的CDF占总CDF的比重也降低到了23.3%。

表4 内部事件功率工况一级PSA最小割集表（前10位）（改进后）Table4 Minimal cutsets of CDF (top 10) (after improvement).

4 结语

从PSA的分析结果中发现电厂设计的薄弱环节，从而提出设计改进建议，提高系统的可靠性，降低堆芯损坏风险，是PSA应用的一个重要方面。本研究通过内部事件一级PSA定量化及重要度分析的结果，发现IRWST水箱滤网（A列）具有最高的部件FV、RAW、RRW重要度，进而发现由于IRWST水箱滤网设计的不足，导致安注管线破裂始发事件对堆芯损坏的贡献过大。根据PSA专业的分析结果，核岛系统专业提出了IRWST子系统的设计改进方案，即增加第三个滤网(PXS MY Y01C)，并且3个滤网之间通过管道进行连接，相互作为备用。对改进方案重新建模评估，结果表明IRWST子系统改进能够起到显著的风险降低作用，IRWST滤网的改进将安注管线破裂始发事件导致的CDF降低了53.5%，将整个一级PSA的总CDF降低了21.5%。

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2 US NRC. RG 1.200, an approach for determining the technical adequacy of probabilistic risk assessment for risk-informed activities[R]. 2009

3 IAEA. Applications of probabilistic safety assessment (PSA) for nuclear power plants[R]. IAEA TECDOC 1200, 2001

4 国家核安全局. 技术政策: 概率安全分析技术在核安全领域中的应用[R]. 2010 National Nuclear Security Agency. Technical policy: application of probabilistic safety analysis technology in the field of nuclear security[R]. 2010

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9 Relcon Scandpower AB. Risk spectrum analysis tools[M]. Theory Manual, Version 3.0.0, Sweden, 2008

Probabilistic safety analysis of design improvement of IRWST sub-system

LIU Jingjing WANG Chengzhang XU Zhixin

(China Nuclear Power Design Company,Shanghai Branch,Shanghai200241,China)

Background:Probabilistic safety analysis (PSA) methodology is widely used to assess the risk of nuclear power plant (NPP). Based on the results of level 1 PSA, the vulnerability of In-containment Refueling Water Storage Tank (IRWST) sub-system makes the initiating event Safety Injection Line Break (SI-LB) contributing significantly to core damage frequency (CDF).Purpose:This study aims to find the vulnerability of IRWST design by PSA assessment, and provide design improvement suggestion to reduce the risk of NPP.Methods:PSA methodology is used to evaluate the design improvement of IRWST, which is implemented by adding a third strainer (strainer C), and the three strainers are connected to each other. Fault trees of IRWST are rebuilt, and related event trees and level 1 PSA model are recalculated.Results:Quantitative result shows that the contribution of SI-LB initiating event to CDF is reduced by 53.5% and the total CDF is reduced by 21.5%.Conclusion:Design improvement of IRWST sub-system greatly reduced the core damage risk.

PSA, IRWST sub-system, CDF

TL36

10.11889/j.0253-3219.2015.hjs.38.090605

刘晶晶，女，1985年出生，2007年毕业于西安交通大学，核工程与核技术专业

2014-12-19，

2015-01-29

CLCTL36