許以全，何建東

(上海核工程研究設(shè)計院，上海200233)

反應(yīng)堆壓力容器承壓熱沖擊中的PSA方法研究

許以全，何建東

(上海核工程研究設(shè)計院，上海200233)

在瞬態(tài)過程中，當處于承壓狀態(tài)下的反應(yīng)堆壓力容器(RPV)的內(nèi)表面被快速冷卻時，即為承壓熱沖擊(PTS)。由此，反應(yīng)堆壓力容器可能出現(xiàn)貫穿裂紋而失效。為分析PTS事件導(dǎo)致RPV出現(xiàn)裂紋的頻率，需要進行概率安全評價(PSA)。通過PSA模型確定可能引起PTS的事件序列，并結(jié)合這些序列的熱工水力分析結(jié)果，為PTS概率斷裂力學(xué)分析提供支持。

承壓熱沖擊；概率安全評價

在電廠正常運行期間，反應(yīng)堆壓力容器(RPV)暴露在中子輻照中，隨著電廠運行，堆芯區(qū)域附近的壓力容器鋼材逐漸變脆。當RPV先前存在一定尺寸的缺陷時，若發(fā)生某些嚴重的瞬態(tài)，該缺陷就可能沿著壓力容器快速擴展形成貫穿裂紋(TWC)，威脅RPV結(jié)構(gòu)完整性。這些嚴重的瞬態(tài)通稱為承壓熱沖擊(PTS)，其特征是RPV內(nèi)表面快速冷卻(即熱沖擊)并可能伴隨再升壓[1]。通常，在工程應(yīng)用和科研項目中，主要采用確定論PTS分析。隨著技術(shù)發(fā)展，概率論PTS分析將成為確定論PTS分析的重要補充。文獻[2]著重介紹了概率論PTS概率斷裂力學(xué)分析部分，本文著重介紹PTS PSA部分。

1 概率論PTS分析框架

概率論PTS分析流程如圖1所示，主要通過PSA模型、熱工水力模型和概率斷裂力學(xué)(PFM)模型聯(lián)合計算發(fā)生TWC的年頻率。PSA模型確定引起PTS的事件序列，并通過熱工水力模型分析這些序列下壓力和溫度隨時間的變化，供PFM建模分析。PSA模型還需給出這些序列的頻率，并結(jié)合PFM建模分析得出TWC的年頻率。

圖1 概率論PTS分析流程圖Fig.1 Probabilistic PTS Analysis Flow Chart

與電廠功率運行PSA分析過程相似，PTS PSA模型包括：始發(fā)事件分析、事件序列分析、系統(tǒng)分析、數(shù)據(jù)分析、共因失效分析、人員可靠性分析和序列頻率定量化分析等要素。

2 分析過程

2.1 始發(fā)事件分析

在PTS PSA分析中，始發(fā)事件可定義為干擾電廠正常運行并在事件發(fā)生后的發(fā)展進程中可能會引起PTS風(fēng)險的事件。

通常，引起PTS風(fēng)險的事件不僅可能發(fā)生在核電廠功率運行期間，也可能發(fā)生在熱態(tài)零功率工況期間。而且相比功率運行工況,熱態(tài)零功率工況下的反應(yīng)堆余熱更低，若發(fā)生過冷事件，可能造成更嚴重的PTS工況。

通常，可通過下列步驟識別始發(fā)事件：

(1) 審查可獲得的通用PTS PSA始發(fā)事件清單，若沒有，可參考類似電廠的PTS PSA始發(fā)事件分析內(nèi)容及事件清單，并評價其對于擬分析電廠的適用性。

(2) 審查擬分析電廠一級PSA中考慮的始發(fā)事件，特別是那些可能導(dǎo)致PTS的始發(fā)事件，包括支持系統(tǒng)始發(fā)事件，并說明典型事件對電廠運行的影響。

(3) 審查核工業(yè)界真實發(fā)生過的過冷事件和相應(yīng)的始發(fā)事件，評價對于擬分析電廠的適用性。

(4) 用主邏輯圖方法展開確定始發(fā)事件考慮的完整性。

2.2 事件序列分析

PTS事件序列分析與一般意義上的核電廠PSA的事件序列分析有所不同，它關(guān)注的重點并不是可能導(dǎo)致堆芯損傷的工況，而是確定有可能導(dǎo)致PTS的始發(fā)事件、部件成功或失效、人員動作所組成的事件發(fā)展序列。

PTS事件樹需要考慮電廠系統(tǒng)的三個功能及其相關(guān)電廠部件的狀態(tài)和作用，描述可能引起過度冷卻的序列。這三個功能及其作用有：

(1) 一回路完整性狀態(tài)：該功能會影響一回路壓力，進而影響某些工況下的一回路降溫速率和注射水源的流量和裝量，最終影響RPV下降段溫度。

(2) 一回路壓力/流量控制：一回路壓力與流量的組合狀態(tài)影響過冷事件期間反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)的壓力和流動(強迫流動或自然循環(huán))以及可能冷卻壓力容器壁面相關(guān)注射的特性。流動特性會惡化或緩解流動停滯，這也將影響下降段的溫度。

(3) 二回路壓力/流量控制：該功能的狀態(tài)影響一回路的溫度和壓力，這是由于電廠的一回路和二回路通常是熱工水力匹配的。例如，二回路快速降壓或二回路給水過量會引起一回路快速冷卻，從而影響RPV下降段的溫度，也可能影響RCS壓力(取決于后續(xù)RCS注射流量和熱移出)。

基于上述三個功能對始發(fā)事件的響應(yīng)，結(jié)合電廠設(shè)計、運行特征，?；c各個功能相關(guān)的系統(tǒng)/部件狀態(tài)，建立事件樹。

通常電廠已經(jīng)建立了評價堆芯損傷的PSA模型，由此，可針對堆芯損傷事件樹進行修改，最后得到PTS事件樹。PTS事件樹可以對一些系統(tǒng)及其功能進行保守考慮。例如，某些題頭事件(如二回路冷卻、換料水箱注射等)是堆芯充分冷卻所必需的，但其成功會產(chǎn)生惡化PTS瞬態(tài)工況，則可保守假定這些題頭是成功的，在PTS事件樹中可不?；＿@些保守假定成功的題頭通常有：反應(yīng)性控制、安注及安注再循環(huán)、安全殼熱移出等。通常當事故緩解措施不投入，而堆芯損傷也可以緩解時，這些措施往往不在堆芯損傷事件樹考慮。然而，若投入這些措施，則可能會引起或加重PTS，則需要在PTS事件樹中考慮。

序列終態(tài)可分為兩類，即壓力容器完好(用OK表示)和可能發(fā)生PTS(用PTS表示)。

2.3 系統(tǒng)分析

PTS PSA的目的是確定并定量化潛在的PTS情景，故系統(tǒng)分析可不需要建立詳細的系統(tǒng)模型。這主要是由于多數(shù)系統(tǒng)的持續(xù)運行(有時系統(tǒng)本應(yīng)停運卻仍在運行)往往是PTS發(fā)生的主要原因，系統(tǒng)失效更可能造成堆芯損傷而不是PTS。

通常電廠已經(jīng)建立了評價堆芯損傷的PSA模型，由此，根據(jù)成功準則要求，可通過修改或新建相關(guān)系統(tǒng)故障樹，得到用于PTS PSA分析的系統(tǒng)故障樹。

2.4 支持性數(shù)據(jù)輸入

支持性數(shù)據(jù)輸入包括數(shù)據(jù)分析、共因失效分析、人員可靠性分析。這些分析為系統(tǒng)分析以及事件序列定量分析提供所需要的輸入數(shù)據(jù)。這些分析的方法可參照電廠堆芯損傷PSA的方法。這里不再贅述。

2.5 序列頻率定量化分析

序列頻率定量化分析是計算始發(fā)事件發(fā)生后事件序列導(dǎo)致PTS的最小割集，并計算其發(fā)生頻率，為后續(xù)計算貫穿裂紋年頻率提供輸入。

序列頻率定量化采用事件樹與故障樹聯(lián)解的方法，與堆芯損傷PSA的方法一致。對于PTS PSA來說，定量化的重點在于計算各個事件序列的頻率，而不需計算總頻率。這是由于序列頻率需要結(jié)合PFM分析，才能得出發(fā)生TWC的年頻率。

3 分析示例

本節(jié)簡要給出非能動壓水堆核電廠PTS PSA示例。首先，始發(fā)事件分析確定功率運行PSA模型考慮的始發(fā)事件可適用于PTS PSA分析。隨后，事件序列分析對功率運行事件樹進行修改或補充，以主給水可用瞬態(tài)事件樹為例。在一級PSA分析中，當發(fā)生主給水可用瞬態(tài)時，可以通過主給水或啟動給水系統(tǒng)從二次側(cè)排出衰變熱。如果主給水和啟動給水都失效，則可通過一次側(cè)的非能動余熱排出系統(tǒng)或“充水排汽”實現(xiàn)衰變熱排出。在PTS PSA分析中，對于主給水可用瞬態(tài)事件樹，可保守假定成功的題頭主要有：反應(yīng)性控制、重力注射及再循環(huán)、安全殼熱移出等。故刪除這些題頭。此外，在非能動余熱排出系統(tǒng)投入時，也會啟動堆芯補水箱注射，隨著一回路壓力下降，安注箱也可投入，該情景可能引起PTS，故需增加考慮該事件序列。經(jīng)修改后的事件樹如圖2所示。通過對可能引起PTS的序列3、4、6、7、9、12進行定量化，得到序列頻率(1.226×10-3/堆年)。選取序列3，即主給水失效、主蒸汽安全閥回座成功、啟動給水失效、非能動余熱排出成功、堆芯補水箱成功的序列，作為典型代表序列，進行后續(xù)的熱工水力模型分析，確定相應(yīng)的壓力、溫度的變化，為PFM模型提供輸入。結(jié)合各序列頻率和PFM建模分析得到的對應(yīng)序列下RPV的失效概率，可得出TWC的年頻率。

圖2 事件樹示例Fig.2 Event tree illustration

4 結(jié)論

本文給出PTS PSA分析方法、其包含的相關(guān)要素，以及與評價堆芯損傷的PSA模型之間的差異，并以瞬態(tài)事件樹進行示例說明。本文可供核電廠PTS PSA建模分析借鑒。

[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] 劉志偉，等. 反應(yīng)堆壓力容器承壓熱沖擊概率斷裂力學(xué)分析[J], 核動力工程, 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核島重大設(shè)備設(shè)計技術(shù)研究(2010ZX06002-002)

許以全(1978—)，男，廣東人，高級工程師，碩士，現(xiàn)主要從事概率安全分析工作

TL364+.5

：A

：0258-0918(2017)04-0521-04