钠冷快堆换料系统可靠性研究

颜 寒，杨红义，杨 晨

(中国原子能科学研究院 反应堆工程技术研究部，北京 102413)

以液态金属钠作为冷却剂为钠冷快堆带来了诸多技术优势[1]，与此同时，为避免在换料期间反应堆一回路内的钠与过多的空气接触生成杂质，进而影响反应堆的安全运行，钠冷快堆普遍采用封闭式的“一出一进”的换料方式。这种换料方式意味着通过多套复杂的机械装置将堆内的乏燃料在受控的气体环境条件下逐根替换为燃料组件。这种换料方式的复杂性远较压水反应堆高，期间出现故障的可能性也较压水堆大[2-3]。

与此同时，由于钠冷快堆换料间隔普遍较轻水反应堆短，这就使得正常换料时间在总的运行时间中所占的比例较轻水反应堆高，一旦换料过程中出现导致换料操作中止或换料速度下降的故障，就可能会对反应堆的发电效率产生较大影响。本文以某典型的钠冷快堆作为对象，分析其换料系统发生故障的概率以及换料系统故障对电厂生产可用性的影响。

1 钠冷快堆换料时间对电厂可用性的影响

核电厂的运行效率对其经济竞争力影响重大，从不同角度对运行效率有不同的衡量方式，如负荷因子等。可用性是指在不考虑电网调度的情况下，电厂处于向外输出电力的时间与其总的运行时间之间的比值，是一个从可靠性角度来衡量电厂运行效率的指标[4-6]。

在20世纪80年代制定先进反应堆的技术要求时，美国电力研究院要求先进轻水反应堆(包括先进压水堆与先进沸水堆)的生产可用性达到87%，并认为这对于当时在运核电厂是一个“偏高但可以达到”的值，该指标后来成为三代反应堆技术要求的一部分[7]。

关于与87%生产可用性相对应的13%的生产不可用，先进轻水反应堆用户要求文件(URD)将其分解为以下几部分：1) 非计划停机，主要指非计划、被迫停机的频率与天数，对于先进轻水反应堆，此部分约占1%～2%；2) 换料停机，指不包括设备更换、反应堆正常停机与换料时间；3) 计划与主要大修，指设备的维修与更换，但需要强调的是本部分与换料停机时间。

其中换料和主要大修之间显然重复，在换料的同时，不参与换料工作的设备在可行的情况下可同步进行定期维修、检查以及部件更换。每次换料停机所消耗的时间实际上是由两者共同决定的。从URD的要求来看，对于轻水反应堆，后者是更占据支配性的因素。

对于钠冷快堆，导致不可用的因素与压水堆是趋于相同的[8-10]，区别在于：1) 由于钠冷快堆的运行数据中包含了众多早期实验反应堆，而钠冷快堆运行经验中包含的主要是非商业运行的经验，所以非计划停机所占的比例较高；2) 由于普遍换料间隔较短而换料操作所需时间较长，因此换料停机所占的比例较压水堆高。部分钠冷快堆的换料时间以及换料间隔列于表1。

表1 典型钠冷快堆的换料时间以及换料间隔Table 1 Typical refueling time and refueling interval time of SFR

2 钠冷快堆换料系统设计

图1 堆内换料系统流程图Fig.1 Flow chart of refueling system in vessel

钠冷快堆的换料系统主要由堆内换料系统、堆外换料系统、乏燃料组件工艺运输系统以及新组件工艺运输系统构成。堆内换料系统流程如图1所示，系统内的主要设备有旋塞、控制棒导管提升机构、换料机、装料提升机和卸料提升机。系统与堆外换料系统以及堆芯存在接口。系统在换料流程中的任务包括：1) 将堆内贮存阱中已存放数个周期的乏燃料组件移出反应堆(堆外换料系统转运机)；2) 将堆内乏燃料组件转运至堆内贮存阱；3) 将新组件(堆外换料系统转运机)放入堆内。

对于控制棒、非能动停堆棒等不同的组件类型，堆内换料系统所执行的换料过程与燃料组件相比略有差异，但考虑到其更换过程较换料过程更为简单，后续以燃料组件分析为主。

堆外换料系统由反应堆大厅、转运室、清洗室及这些工艺间中的新组件装载机、转运机、转换桶等设备组成，负责完成新组件从新组件工艺运输系统到入堆及乏燃料组件出堆到乏燃料组件工艺运输系统的一系列转运操作。堆外换料系统在换料流程中的任务包括：1) 将新组件从运输容器开始，依次经过若干容器后转运到装料提升机吊桶位置；2) 将乏燃料组件从卸料提升机吊桶开始，依次经过若干容器后转运到乏燃料组件倾斜运输机插座为止。

此外参与换料过程的系统还包括：1) 乏燃料组件工艺运输系统，负责将经过清洗的乏燃料组件从乏燃料组件接收室运送至乏燃料组件接收水池，在测量检查完成后移动至贮存水池中的贮存格架上。同时该系统还负责破损组件的处理以及乏水池中组件的外运。本次分析中不考虑该系统与破损组件处理功能相关的硬件，仅考虑从乏燃料组件接收室到水池的转运过程。2) 新组件的工艺运输系统，该系统的功能是接收、贮存、检验以及转运新组件。本次分析中不考虑该系统的接收、贮存以及检验功能相关的硬件，仅考虑其新组件转运功能以及相关的硬件故障。3) 组件清洗系统，负责燃料组件的清洗过程。

钠冷快堆的换料系统可靠性分析与其他类型反应堆换料系统或在核电厂概率安全分析(PSA)中通常进行的系统可靠性分析有较大的差异。首先，钠冷快堆相关系统的工况较复杂，对于反应堆换料完成乃至于开堆之后，部分换料系统(如乏燃料桶、燃料清洗系统)仍在工作，因此不能单纯考虑其在“换料”工况下的故障。其次，部分换料系统的设备可靠性数据较缺乏，这是因为钠冷快堆本身运行经验不足，且换料系统多数工况下并不运行，而各国换料系统的设计差异也降低了数据积累的效率。最后，钠冷快堆换料过程较复杂，有诸多抓手、转运机械类等间隔运行设备，不能简单地将其考虑为连续运行或需求运行，需要对其工序进行详细分析。

3 故障模式及影响分析

对上述系统以及系统所属设备进行了故障模式以及影响分析(FMEA)。FMEA根据不同目的及设计状态有不同的执行方式，对于本工作，由于已有一套设计方案，且FMEA的目的是为了支撑后续故障树分析以及故障概率的定量化，因此采用硬件FMEA的方法进行。并以整个反应堆换料系统为初始约定层次，以每个系统手册中列出的设备为最低约定层次进行自下而上的FMEA。与一般的FMEA不同的是，钠冷快堆换料系统中所涉及的能动部件均为间歇式的工作方式，因此在FMEA表格中增加了两栏分别列出其换料工序和持续时间(表2)。

根据分析共识别了80个部件-失效模式，其中5个会导致换料过程中止并引发一个预计运行事件或设计基准事故，这些故障模式主要分布在堆内换料系统以及堆外系统中，具体包括：转运室转运机在转运乏燃料组件时停止运行；转运室转运机在转运乏燃料组件时使组件跌落；旋塞在换料机提升1#位乏燃料组件时误动作；旋塞在换料机提升或插入2#位乏燃料组件时误动作；乏燃料转换桶在乏燃料组件尚未完全入位时误动作。除此之外，以下故障模式会导致一个预计运行事件或设计基准事故，但并不直接导致换料过程中止：清洗室转运机在转运乏燃料组件时停止运行；清洗室转运机在转运乏燃料组件时使组件跌落。

其余的故障模式中，新组件提升机以及乏燃料组件提升机的故障(导致乏燃料组件悬停的故障除外)将使得换料工作的效率降低约50%，但仍能进行换料操作，这在钠冷快堆运行历史上已得到证实。反应堆换料系统对新组件工艺运输系统、乏燃料组件工艺运输系统、清洗系统以及堆外系统的清洗室部分中相关的各设备故障模式反应不敏感，多数故障虽对换料过程存在影响，但并不会导致换料速度下降或停止，仅在这些故障长期无法排除的前提下才会影响反应堆的可用性。对这种故障的影响必须结合对故障排出效率的假定进行分析。

表2 FMEA表格(部分)Table 2 A part of failure mode and effect analysis

图2 顶层故障树Fig.2 Top fault tree

4 故障树构建以及故障概率定量化

在FEMA的基础上，采用故障树的方法进行定量化分析。故障树顶事件为：换料系统故障导致换料过程中止。其中部分故障树结构示于图2、3。

本工作采用自上而下的方式推演故障树，对每个基本事件的概率值，需考虑以下要素。

对于非能动设备，基本的任务时间考虑为220根换料，每根45 min的工作时间，即其任务时间为165 h。如果设备在备用期间的故障无法在换料前的定期试验中被操作员识别，则延迟其工作任务时间。

对于能动设备，由于多数设备能在换料前的定期试验中识别备用期间的故障，因此其每个故障基本事件的时间采用表2所列的单个工序时间乘以220根。

部件的失效率根据如下原则采用以下数据来源：爱达荷国家实验室制作的用于钠冷快堆PSA的部件可靠性数据库、NRC发布的NUREG/CR-6928轻水反应堆通用可靠性数据[11-12]，当以上两者均不可用时，根据GJB/Z系列手册进行可靠性预计(根据数据采用优先级排序)[13-14]。

以乏燃料组件转换桶停运为例，前述两个通用数据库均未给出数据，采取可靠性预计的方法以及评价，采用的运行失效率预计模型为：

λp=λbπEπQ

式中：λp为运行失效率；λb为基本失效率；πE为环境系数；πQ为质量系数。乏燃料组件转换桶转速低于10 r/min时，基本失效率为0.33×10-5h-1。乏燃料组件转换桶固定于堆外，桶内装有放射性乏燃料组件及液态钠，采用恶劣地面固定环境系数2.5。乏燃料组件转换桶为采用高标准监造的核电设备，采用GJB/Z 299C中最小质量系数0.5。

图3 堆内换料系统故障树Fig.3 Fault tree of refueling system in vessel

综上，乏燃料组件转换桶的运行失效率为4.13×10-6h-1。乏燃料组件转换桶每次定位操作用时2.5 min，则其每次操作的停运概率为1.72×10-7h-1，而每次换料需定位440次，则其停运概率为7.64×10-5/次。

分析结果显示，换料系统发生导致换料中止的故障模式的概率总计为2.52×10-2/次。详细的割集分析显示，作为一套复杂的机械装置，由于空间和机械设计上的限制，换料系统中部分换料工艺流程缺乏冗余，因此其支配性的割集都仅包含1个故障事件，FV重要度前5的事件列于表3。

表3 导致换料中止的支配性故障Table 3 Key failure leading to refueling process stop

5 讨论

在前文完成的定量化分析中，得出了导致换料中止的严重故障概率为2.52×10-2/次的结论。对总的故障概率做出主要贡献的是各类换料设备机械故障，其中换料机和旋塞的贡献最大，这主要是因为这两台设备在换料设备中运行环境最为恶劣。需要强调的是，有两类可能导致换料中止的故障概率未能考虑入总的概率中。

一是新组件未能完成换料准备的概率，新组件在换料准备阶段会逐步运输到新组件转换桶中，并完成预热，如果在这个过程中转运室转运机或新组件转换桶、新组件运输容器等设备发生故障且在换料工作启动前未能及时排除故障，则换料工作将被延误。

二是清洗系统长时间故障导致上一轮换出的乏燃料组件滞留在乏燃料转换桶内的概率，考虑到反应堆满功率运行时间为180 d，初步判断这种概率极小，可忽略。

以上两种情景发生的可能性不但与可靠性相关，还与电厂的运行策略(如提前完成新组件装载的时间)、技术规格书(对于乏燃料桶的运行限制，如满载时至多允许运行的时间)、故障的排除时间相关，本文不对其进行详细研究。

考虑到反应堆满功率运行时间为180 d，假定每年运行1.6个周期(考虑大修换料等操作)，则导致换料系统停运故障概率为4.03×10-2次/a，如假定故障排除时间平均为5 d，则其对可用性的影响约为0.2 d/a，考虑到先进轻水反应堆用户要求中由于各类故障导致电厂不可用要求约为5 d/a，该数值虽较低，但也不可忽略。

以上数据相当于整个生命周期将出现1～2次相关故障，相当于预计运行事件的频率量级。考虑到一般故障排除后即可重新开始换料，无需反应堆重启，除少数可能导致组件损伤的事件外，其对反应堆可用性的影响小于一般的预计运行事件。

6 总结

本文基于FMEA、可靠性预计以及故障树方法对典型钠冷快堆换料系统的可靠性进行了研究，并对其在换料过程中停运的概率进行了定量化研究。分析结果表明，钠冷快堆换料系统停运概率约为4.03×10-2次/a，对反应堆可用性的影响约为0.2 d/a。分析中对部分与运行方式以及维修时间相关的不可用情景未开展详细的定量化分析，这部分将在后续进一步研究。