郑大吉 周春林 何欧 王佳恒 杜国新
摘 要
高通量工程试验堆（HFETR）事故余热排出系统用于事故工况下排出反应堆余热保证堆芯安全。本文应用RiskSpectrum软件对HFETR事故余热排出系统开展概率安全评价（PSA），通过贝叶斯数据处理方式进行基础数据处理、通过整合部分发考虑共因故障，并以事故余热排出系统失效为顶事件建立了HFETR事故余热排出系统故障树模型，定量给出了HFETR事故余热排出系统失效概率。同时以事故余热排出系统模型及运行可靠性数据位基础，进行了最小割集分析、重要度分析和灵敏度分析，较全面地分析了该系统的风险水平，为系统改造升级提供了重要参考。
关键词
HFETR;概率安全评价;事故余热排出系统
中图分类号： TM623 文献标识码： A
DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2020.11.031
0 引言
高通量工程试验堆（High Flux Engineering Test Reactor，HFETR）是一座大型的综合性的试验及工程应用和研究的压力壳型研究反应堆，主要承担材料辐照、元件考验及同位素生产等重要任务，至今已运行40年。HFETR事故余热排出系统（Delay Heat Remove System，DHRS）主要功能是当反应堆出现正常换热设备或管线失效等事故工况时，排出反应堆余热保证堆芯安全。该系统对事故工况下反应堆的安全极为重要，有必要对其进行可靠性分析，获得其可靠性水平，并分析影响其可靠性的主要因素。
1 系统描述
1.1 系统流程
事故余热排出系统包括两个回路，即一次水回路和二次水路，回路之间通过热交换器进行换热。图1为该系统流程图，当出现事故工况导致主泵停运时，一次水回路由1#事故泵经112阀及118阀（或2#事故泵经114阀及118阀）提供，确保事故工况下堆芯流量，一次水由堆芯上方进入堆芯受热后由堆芯下方流出，通过107阀由4#热交换器（或经109阀由5#热交换器）将热量传给二次水，此时的二次水由6#事故泵经S905甲阀（或经9#事故泵经S904甲阀）提供，在热交换器实现换热后经S904乙（或S905乙）回到安全水池中。系统投入运行时，1#事故泵与2#泵事故泵互为备用，4#热交换器与5#热交换器互为备用，6#事故泵与9#泵事故泵互为备用。
1.2 系统主要设备
系统投入运行前各设备的状态见表1，系统主要设备故障模式与后果分析（Failure mode and effects analysis，FMEA）表见表2。
2 故障树分析
2.1 分析前准备
成功准则：一次水回路二次水回路均正常换热则系统排热成功。
顶事件：事故余热排出系统失效（系统不能排出堆芯余热）。
基本假設：不考虑各信号线路失效;不考虑与事故余热排出系统相连系统对系统可靠性的贡献;不考虑各设备的设备冷却水系统失效;不考虑系统的可维修性;任务事件取8小时。
2.2 可靠性数据处理
可靠性数据是PSA的输入和基础，可靠性数据的质量决定整个PSA分析结果的质量[1]。为了获得合理的可靠性数据，本文采用美国核管会（NRC）和美国机械工程师协会（ASME）推荐的贝叶斯数据处理方式将HFETR历史运行数据和核电站通用数据进行耦合处理，使得最终数据既具有HFETR特点，同时也能够具有一定的统计样本数量[2]。该方法以通用数据为先验数据，以堆历史运行数据为样本数据，进行贝叶斯处理得到量化计算的后验数据[3]。
2.3 共因失效分析
共因失效表现为多个冗余部件由于共同的原因同时或在一段时间间隔内发生失效，其发生的可能原因为设计缺陷、制造安装缺陷、运行或维修失误、自然事件等。根据工业界长期的经验累积，发现冗余部件共因失效对系统总体失效的贡献比单独只考虑部件独立失效对系统总体失效的贡献要大得多，故在分析中必须考虑共因失效。
目前国内比较多采用的共因分析方法由β因子法、多希腊字母（MGL）法、α因子法等[4]。本文选用贴近研究堆运行特点共因失效参数处理的UPM法，使得分析过程更贴近工程实践[5]。分析中考虑两台一次水事故泵和两台二次水事故泵共因失效，根据UPM法表计算出相应β因子分别为9.88E-2和9.92E-2。
2.4 故障树建造
应用RiskSpectrum建立系统故障树模型，事故余热排出系统共构件主故障树1颗，子故障树7颗（含共因故障树4颗），主故障树和共因故障树如图2所示。
3 主要结果与分析
3.1 最小割集（MCS）分析
导致顶事件发生的主要最小割集列于表3，事故泵共因失效是导致系统不可用的支配性事件。通过表3可以看出，二次水两台事故泵共因失效事件（CCF-PUMP-AC-2#-ALL）和一次水两台事故泵共因失效事件（CCF-PUMP-AC-2#-ALL）是导致事故余热排出系统失效的主要支配性事件，其百分比分别为43.6%和43.4%。
3.2 重要度分析
FV重要度表示含有某单个基本事件的相关割集发生频率之和在顶事件发生频率中的份额，它可以为寻找系统薄弱环节提供依据。本文分析了基本事件、可靠性参数对系统不可用的重要度。
基本事件FV重要度表达式如下：
可靠性参数的重要度分析有两种检测方法。
风险较少因子（RDF），计算模型为：
风险增加因子（RIF），计算模型为：
支配性基本事件的FV重要度见表4，可靠性参数的各种重要度分析结果见表5。
3.3 敏感度分析
敏感度分析可以为实际在役系统的升级改造提供指导意见。其计算公式为：
计算获得事故余热排出系统失效基本事件灵敏度及事故余热排出系统可靠性参数灵敏度数据见表6和表7。通过分析表6和表7，事故泵共因失效基本事件具有最大灵敏度，事故泵失效参数具有最大灵敏度。
4 结论
针对HFTER事故余热排出系统构件故障树模型，并利用该模型对系统进行概率安全评价得到结论：
（1）HFETR事故余热排出系统失效概率为：4.00×10-4;
（2）一次水事故泵共因失效、二次水事故泵共因失效、一次水管道运行失效、电动阀S904乙失效、电动阀S90乙失效是导致系统失效的最重要因素，是该系统的薄弱环节，且前两个基本事件具有最大灵敏度。
（3）当对事故余热排出系统进行改造升级的相关活动时，应重点解决次水事故泵共因失效以及二次水事故泵共因失效问题。
参考文献
[1]IAEA-TECDOC-478.Component Reliability Data for Use in Probabilistic Safety Assessment.1988.
[2]薛大知.核电站PSA 分析中可靠性数据处理的贝叶斯方法[J].核动力工程，2000，20（5）451-455.
[3]USNRC.NUREG/CR-6823.Handbook of Parameter Estimation for Probabilistic Risk Assessment [R].2003.
[4]仇永萍.UPM 共因失效分析方法在概率安全评价中的适用性[J].核科学与工程，2008，28（4），376-380.
[5]宋海明.秦山三期（重水堆）核电站概率安全评价之共因失效分析方法与应用研究[D].上海：上海交通大学，2007.
