反应堆压力容器承压热冲击中的PSA方法研究

许以全，何建东

(上海核工程研究设计院，上海200233)

反应堆压力容器承压热冲击中的PSA方法研究

许以全，何建东

(上海核工程研究设计院，上海200233)

在瞬态过程中，当处于承压状态下的反应堆压力容器(RPV)的内表面被快速冷却时，即为承压热冲击(PTS)。由此，反应堆压力容器可能出现贯穿裂纹而失效。为分析PTS事件导致RPV出现裂纹的频率，需要进行概率安全评价(PSA)。通过PSA模型确定可能引起PTS的事件序列，并结合这些序列的热工水力分析结果，为PTS概率断裂力学分析提供支持。

承压热冲击；概率安全评价

在电厂正常运行期间，反应堆压力容器(RPV)暴露在中子辐照中，随着电厂运行，堆芯区域附近的压力容器钢材逐渐变脆。当RPV先前存在一定尺寸的缺陷时，若发生某些严重的瞬态，该缺陷就可能沿着压力容器快速扩展形成贯穿裂纹(TWC)，威胁RPV结构完整性。这些严重的瞬态通称为承压热冲击(PTS)，其特征是RPV内表面快速冷却(即热冲击)并可能伴随再升压[1]。通常，在工程应用和科研项目中，主要采用确定论PTS分析。随着技术发展，概率论PTS分析将成为确定论PTS分析的重要补充。文献[2]着重介绍了概率论PTS概率断裂力学分析部分，本文着重介绍PTS PSA部分。

1 概率论PTS分析框架

概率论PTS分析流程如图1所示，主要通过PSA模型、热工水力模型和概率断裂力学(PFM)模型联合计算发生TWC的年频率。PSA模型确定引起PTS的事件序列，并通过热工水力模型分析这些序列下压力和温度随时间的变化，供PFM建模分析。PSA模型还需给出这些序列的频率，并结合PFM建模分析得出TWC的年频率。

图1 概率论PTS分析流程图Fig.1 Probabilistic PTS Analysis Flow Chart

与电厂功率运行PSA分析过程相似，PTS PSA模型包括：始发事件分析、事件序列分析、系统分析、数据分析、共因失效分析、人员可靠性分析和序列频率定量化分析等要素。

2 分析过程

2.1 始发事件分析

在PTS PSA分析中，始发事件可定义为干扰电厂正常运行并在事件发生后的发展进程中可能会引起PTS风险的事件。

通常，引起PTS风险的事件不仅可能发生在核电厂功率运行期间，也可能发生在热态零功率工况期间。而且相比功率运行工况,热态零功率工况下的反应堆余热更低，若发生过冷事件，可能造成更严重的PTS工况。

通常，可通过下列步骤识别始发事件：

(1) 审查可获得的通用PTS PSA始发事件清单，若没有，可参考类似电厂的PTS PSA始发事件分析内容及事件清单，并评价其对于拟分析电厂的适用性。

(2) 审查拟分析电厂一级PSA中考虑的始发事件，特别是那些可能导致PTS的始发事件，包括支持系统始发事件，并说明典型事件对电厂运行的影响。

(3) 审查核工业界真实发生过的过冷事件和相应的始发事件，评价对于拟分析电厂的适用性。

(4) 用主逻辑图方法展开确定始发事件考虑的完整性。

2.2 事件序列分析

PTS事件序列分析与一般意义上的核电厂PSA的事件序列分析有所不同，它关注的重点并不是可能导致堆芯损伤的工况，而是确定有可能导致PTS的始发事件、部件成功或失效、人员动作所组成的事件发展序列。

PTS事件树需要考虑电厂系统的三个功能及其相关电厂部件的状态和作用，描述可能引起过度冷却的序列。这三个功能及其作用有：

(1) 一回路完整性状态：该功能会影响一回路压力，进而影响某些工况下的一回路降温速率和注射水源的流量和装量，最终影响RPV下降段温度。

(2) 一回路压力/流量控制：一回路压力与流量的组合状态影响过冷事件期间反应堆冷却剂系统(RCS)的压力和流动(强迫流动或自然循环)以及可能冷却压力容器壁面相关注射的特性。流动特性会恶化或缓解流动停滞，这也将影响下降段的温度。

(3) 二回路压力/流量控制：该功能的状态影响一回路的温度和压力，这是由于电厂的一回路和二回路通常是热工水力匹配的。例如，二回路快速降压或二回路给水过量会引起一回路快速冷却，从而影响RPV下降段的温度，也可能影响RCS压力(取决于后续RCS注射流量和热移出)。

基于上述三个功能对始发事件的响应，结合电厂设计、运行特征，模化与各个功能相关的系统/部件状态，建立事件树。

通常电厂已经建立了评价堆芯损伤的PSA模型，由此，可针对堆芯损伤事件树进行修改，最后得到PTS事件树。PTS事件树可以对一些系统及其功能进行保守考虑。例如，某些题头事件(如二回路冷却、换料水箱注射等)是堆芯充分冷却所必需的，但其成功会产生恶化PTS瞬态工况，则可保守假定这些题头是成功的，在PTS事件树中可不模化。这些保守假定成功的题头通常有：反应性控制、安注及安注再循环、安全壳热移出等。通常当事故缓解措施不投入，而堆芯损伤也可以缓解时，这些措施往往不在堆芯损伤事件树考虑。然而，若投入这些措施，则可能会引起或加重PTS，则需要在PTS事件树中考虑。

序列终态可分为两类，即压力容器完好(用OK表示)和可能发生PTS(用PTS表示)。

2.3 系统分析

PTS PSA的目的是确定并定量化潜在的PTS情景，故系统分析可不需要建立详细的系统模型。这主要是由于多数系统的持续运行(有时系统本应停运却仍在运行)往往是PTS发生的主要原因，系统失效更可能造成堆芯损伤而不是PTS。

通常电厂已经建立了评价堆芯损伤的PSA模型，由此，根据成功准则要求，可通过修改或新建相关系统故障树，得到用于PTS PSA分析的系统故障树。

2.4 支持性数据输入

支持性数据输入包括数据分析、共因失效分析、人员可靠性分析。这些分析为系统分析以及事件序列定量分析提供所需要的输入数据。这些分析的方法可参照电厂堆芯损伤PSA的方法。这里不再赘述。

2.5 序列频率定量化分析

序列频率定量化分析是计算始发事件发生后事件序列导致PTS的最小割集，并计算其发生频率，为后续计算贯穿裂纹年频率提供输入。

序列频率定量化采用事件树与故障树联解的方法，与堆芯损伤PSA的方法一致。对于PTS PSA来说，定量化的重点在于计算各个事件序列的频率，而不需计算总频率。这是由于序列频率需要结合PFM分析，才能得出发生TWC的年频率。

3 分析示例

本节简要给出非能动压水堆核电厂PTS PSA示例。首先，始发事件分析确定功率运行PSA模型考虑的始发事件可适用于PTS PSA分析。随后，事件序列分析对功率运行事件树进行修改或补充，以主给水可用瞬态事件树为例。在一级PSA分析中，当发生主给水可用瞬态时，可以通过主给水或启动给水系统从二次侧排出衰变热。如果主给水和启动给水都失效，则可通过一次侧的非能动余热排出系统或“充水排汽”实现衰变热排出。在PTS PSA分析中，对于主给水可用瞬态事件树，可保守假定成功的题头主要有：反应性控制、重力注射及再循环、安全壳热移出等。故删除这些题头。此外，在非能动余热排出系统投入时，也会启动堆芯补水箱注射，随着一回路压力下降，安注箱也可投入，该情景可能引起PTS，故需增加考虑该事件序列。经修改后的事件树如图2所示。通过对可能引起PTS的序列3、4、6、7、9、12进行定量化，得到序列频率(1.226×10-3/堆年)。选取序列3，即主给水失效、主蒸汽安全阀回座成功、启动给水失效、非能动余热排出成功、堆芯补水箱成功的序列，作为典型代表序列，进行后续的热工水力模型分析，确定相应的压力、温度的变化，为PFM模型提供输入。结合各序列频率和PFM建模分析得到的对应序列下RPV的失效概率，可得出TWC的年频率。

图2 事件树示例Fig.2 Event tree illustration

4 结论

本文给出PTS PSA分析方法、其包含的相关要素，以及与评价堆芯损伤的PSA模型之间的差异，并以瞬态事件树进行示例说明。本文可供核电厂PTS PSA建模分析借鉴。

[1] M. EricksonKirk, et al. Technical Basis for Revision of the Pressurized Thermal Shock (PTS) Screening Limit in the PTS Rule (10 CFR 50.61), NUREG-1806, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Aug. 2007.

[2] 刘志伟，等. 反应堆压力容器承压热冲击概率断裂力学分析[J], 核动力工程, 2013, 34(S5)：37-40.

PSAMethodologyStudyforRPVPressurizedThermalShock

XUYi-quan，HEJian-dong

(Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute, Shanghai 200233, China)

During transient, the inner surface of pressurized reactor pressure vessel (RPV) is cooled quickly, which is termed as pressurized thermal shock (PTS). So, a flaw may be caused and propagate through the RPV wall, that makes the RPV failure. Probabilistic safety assessment (PSA) is used to analysis the frequency of RPV flaw due to PTS. PSA model finds out the PTS event sequences, combining with the thermal hydraulic analysis, which supports the probabilistic fracture mechanics analysis for PTS.

Pressurized thermal shock; Probabilistic safety assessment

2017-02-11

CAP1400核岛重大设备设计技术研究(2010ZX06002-002)

许以全(1978—)，男，广东人，高级工程师，硕士，现主要从事概率安全分析工作

TL364+.5

：A

：0258-0918(2017)04-0521-04