潘亚兰栾秀春王 喆左嘉旭宋 维（环境保护部核与辐射安全中心 北京 0008）（哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室 哈尔滨 5000）

非能动先进压水堆核电厂SGTR事故概率安全评价

潘亚兰1，2栾秀春2王 喆1左嘉旭1宋 维1
1
（环境保护部核与辐射安全中心 北京 100082）2（哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室 哈尔滨 150001）

蒸汽发生器传热管破裂（Steam Generator Tube Rupture， SGTR）事故是核电厂的重要事故之一，并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000 的SGTR事故进行一级概率安全评价（Probabilistic Safety Assessment， PSA），采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同响应所产生的事故序列，然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析。借助Risk Spectrum软件，计算SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率（Core Damage Probability， CDF），并进行堆芯损伤的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通过一系列分析得到导致堆芯损伤的重要基本事件，从而找到系统存在的薄弱环节。

能动先进压水堆核电厂，蒸汽发生器传热管破裂，堆芯损伤频率，概率安全评价

AP1000是美国西屋公司设计开发的双环路1000 MW非能动先进压水堆［4］。不同于传统的压水堆核电技术，AP1000采用“非能动”的安全系统，使得整体安全性以及经济性有明显的提高［5-6］。本文选取AP1000核电厂的SGTR事故进行一级概率安全评价，采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同的响应所产生的事故序列，然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析，得到SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率并进行重要度分析和敏感性分析。

1 AP1000的SGTR事故事件树分析

SGTR事故发生后，AP1000的保护系统依次动作来提供相关安全功能。

通过对SGTR事故的详细进程及缓解过程的分析，应用事件树方法建立模型，得到所有可能发生的事故序列，其中24条为堆芯损伤事故序列。以“SGTR”为始发事件，建立两个SGTR事件树，模型分别如图1所示。

图1 SGTR事件树（a）和续事件树（b）模型Fig.1 Event tree model （a） and continued event tree model （b） of SGRE accident.

由于不同的情况下系统的响应有所不同，故事件树题头对应的系统故障树顶事件的成功准则相应有所不同，可能一个事件树题头下对应多个故障树模型。事件树题头及其对应的故障树成功准则如表1所示。

表1 事件树题头及成功准则Table1 Event tree header and success criteria.

2 安全系统可靠性评价

通过事件树分析可知，AP1000在发生SGTR事故后依次响应以及参与缓解事故的系统或设备，包括化学与容积控制系统、启动给水系统、蒸汽旁排系统、非能动余热排除系统、堆芯补水箱、自动降压系统、安注箱、正常余热排除系统、安全壳内置换料水箱、安全壳隔离系统以及非能动安全壳冷却系统。而对于前沿系统需要的支持系统，如电源系统、相关的仪控系统及仪表空气系统，在本次SGTR事故的建模过程中，这些支持系统的失效作为菱形事件处理，直接给出系统失效概率，这样使得建模工作在一定程度上有所减轻。分别对前沿系统和设备进行故障树建模分析，得到故障树顶事件的失效概率，其结果如表2所示。

表2 故障树顶事件失效概率值Table2 Failure probability of top event of fault tree.

3 AP1000的SGTR事故定量化评价

在分析过程中，需要SGTR事故的发生频率，还需要设备需求失效概率、设备运行失效概率、试验维修不可用度、共因失效数据以及人员可靠性数据。这些数据均来自文献［7］。

采用移动三维激光扫描仪，基于SLAM技术，对昆明路段的地下综合管廊的三维模型进行建设。其技术路线：准备工作―数据获取―点云处理―建立三维模型。

通过对事件树中涉及的系统进行故障树分析得到故障树顶事件发生概率的点估计值和区间估计值，将故障树定量化中得到的顶事件失效概率与事件树进行连解得到AP1000电厂中若始发SGTR事故将导致的堆芯损伤频率，其结果均值为3.95×10-9（堆·a）-1，其90%置信度区间下限（5%）为6.22×10-11（堆·a）-1，上限（95%）为2.71×10-8（堆·a）-1。

3.1 最小割集分析

割集被定义为导致顶事件发生的一个子集，在这个子集中，如果所有的基本事件都发生，则相应的顶事件也必定发生。最小割集是割集集合的一个子集，是基本事件最少的割集，若任意去除一个基本事件则顶事件不再发生。通过对堆芯损伤进行最小割集分析，可以得到导致堆芯损伤的最少基本事件的集合。堆芯损伤的最小割集情况如表3所示。

表3 堆芯损伤的最小割集Table3 Minimal cut sets of core damage.

如表3所示，最小割集1中基本事件为IDBDD1 和IDDDD1，均表示电源失效基本事件。多数安全系统的缓解动作主要通过电动泵与电动阀的动作来实现，若失去相应的电源动力，则泵与阀门无法动作导致缓解措施失效。最小割集1表示始发事件后，只要基本事件IDBDD1和IDDDD1发生便可导致堆芯损伤。

最小割集2中基本事件为IDBDD1和IW-STR-PG。IDBDD1基本事件表示电源失效，IW-STR-PG基本事件表示安全壳内置换料水箱内过滤器堵塞，导致过滤的冷却剂无法通过注射管线进入堆芯。最小割集2表示始发事件后，只要基本事件IDBDD1和IW-STR-PG发生便可以导致堆芯损伤。

最小割集3中基本事件为CIB-MAN00和IW-SUM-ALL。CIB-MAN00基本事件表示操纵员未能诊断出SGTR事故，该人员动作失效会导致多个系统缓解动作失效，如一、二次侧压力平衡失效、破损蒸汽发生器隔离失效；IW-SUM-ALL基本事件表示安全壳地坑再循环的过滤器共因失效，导致过滤后的再循环冷却剂无法进入堆芯。最小割集3表示始发事件后，只要基本事件CIB-MAN00和IW-SUM-ALL发生便可导致堆芯损伤。

基本最小割集4中基本事件为CIB-MAN00、ECEC133和IW-STR-PG。CIB-MAN00基本事件表示操纵员未能诊断出SGTR事故，该人员动作失效会导致多个系统缓解动作失效，如一、二次侧压力平衡失效、破损蒸汽发生器隔离失效；ECEC133表示电源失效基本事件；IW-STR-PG基本事件表示安全壳内置换料水箱内过滤器堵塞，导致过滤的冷却剂无法通过注射管线进入堆芯。最小割集4表示始发事件后，只要基本事件CIB-MAN00、ECEC133 和IW-STR-PG发生便可导致堆芯损伤。

最小割集5中基本事件为IDBDD1和IW-CV-ALL。IDBDD1基本事件表示电源失效；IW-CV-ALL基本事件表示IRWST的两组4条注射管线上的止回阀共因失效，导致冷却剂无法通过注射管线注入堆芯。最小割集5表示始发事件后，只要基本事件IDBDD1和IW-CV-ALL发生便可导致堆芯损伤。

最小割集6中基本事件为IDBDD1和ADS-EV-ALL。IDBDD1基本事件表示电源失效；ADS-EV-ALL基本事件表示自动降压系统第4级管线上4个爆破阀共因失效，导致一回路降压失效。最小割集6表示始发事件后，只要基本事件IDBDD1和ADS-EV-ALL发生便可导致堆芯损伤。

3.2 堆芯损伤重要度分析

重要度是指一个部件或最小割集对顶事件（可以是故障树的系统不可用度，或事件中一个序列的CDF）的贡献。通过重要度分析可以找出哪些部件或者割集对顶事件起着重要的作用。常用的重要度有4种：F-V割集重要度、关键重要度、风险增加当量、风险减少当量。本次研究中，分析了堆芯损伤的F-V割集重要度和风险增加当量。

通过计算得到堆芯损伤的F-V割集重要度结果列于表4。

表4 堆芯损伤F-V割集重要度Table4 F-V cut sets importance degree of core damage.

由表4可见，在F-V割集重要度分析中，电源支持系统故障是最重要的基本事件，其次是IRWST过滤器堵塞事件和相关操纵员诊断故障基本事件，相关系统阀门共因失效基本事件也较为重要。在故障树分析中主要的失效部件电动阀和电动泵的启动都需要电源系统的支持，若无电源系统支持则电动阀和电动泵无法动作，故其F-V割集重要度最大。

通过计算得到堆芯损伤的风险增加当量结果列于表5。

表5 堆芯损伤风险增加当量Table5 Risk achievement worth of core damage.

由表5可见，在风险增加当量重要度分析中，堆芯损伤风险增加当量最大的是再循环过滤器共因失效基本事件，若过滤器因共因导致失效，则无法为再循环管线提供过滤后的循环冷却水；如发生该共因基本事件且未发现，则堆芯损伤频率将增加4390倍。其次堆芯损伤风险增加当量较大的是6，取6个IRWST注入和再循环高压爆破阀的共因失效基本事件，SGTR事故发生后，若ADS启动，一次侧压力下降到IRWST重力注射压力时，需要打开这些阀门为堆芯冷却提供流量；如发生该共因基本事件且未发现，则堆芯损伤频率将增加1750倍。接下来的是ADS第四级管道上的爆破阀4取n共因失效基本事件，这些共因失效基本事件的风险增加当量一致，若任一共因失效发生且未发现，则堆芯损伤频率均将增大1240倍。

4 结语

本文针对AP1000核电厂的SGTR事故进行了一级概率安全评价，使用事件树分析方法得到SGTR事故后AP1000核电厂系统所有可能的响应途径，并对事件树中涉及的系统进行故障树建模。通过计算得到各系统的失效概率及堆芯损伤频率，并对堆芯损伤进行最小割集分析及重要度分析，通过最小割集分析找到了导致堆芯损伤的最少基本事件的集合。重要度分析结果表明，在F-V割集重要度中，电源支持系统故障是最重要的基本事件；堆芯损伤风险增加因子最大的是再循环过滤器共因失效基本事件。通过这些分析结果可以找到系统的薄弱环节，对于进一步加强事故预防以及缓解事故造成的堆芯损伤后果起到一定的理论支持作用。

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LIU Jingjing， WANG Chengzhang， XU Zhixin. Probabilistic safety analysis of design improvement of IRWST sub-system［J］. Nuclear Techniques， 2015， 38（9）: 090605. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2015.hjs.38.090605

3 严锦泉， 张琴芳， 仇永萍， 等. 一、二级概率安全评价技术研究及其在300 MW核电厂二期工程设计中的应用［J］. 核技术， 2010， 33（2）: 87-91

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CHOU Yongping， LIU Haibin， FANG Likai， et al. AP1000 self-independent standard design probabilistic safety assessment［R］. Shanghai: Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute， 2011

Probabilistic safety assessment for SGTR in advanced passive nuclear power plant

PAN Yalan1，2LUAN Xiuchun2WANG Zhe1ZUO Jiaxu1SONG Wei1
1
（Nuclear and Radiation Safety Center， Beijing 100082， China）2（Fundamental Science on Nuclear Safety and Simulation Technology Laboratory， Harbin Engineering University， Harbin 150001， China）

Background: The Steam Generator Tube Rupture （SGTR） accident， which has its own characteristics， is one of the important accidents in nuclear power plants， and it is significant to the safety of the nuclear power station. Purpose: In this paper， AP1000 reactor is selected as the typical advanced passive nuclear power plant to analyze the core damage consequence caused by SGTR accident， so as to find out the weak links existing in the system. Methods: The Probabilistic Safety Assessment （PSA） method in level one has been used to analyze the SGTR accident in AP1000. After the power plant accident occurs， systems， equipment and personnel respond differently， event tree analysis method is used to obtain sequence， and the systems related to this accident are analyzed by fault tree models. Results: By the Risk Spectrum software， the total Core Damage Probability （CDF） has been calculated， and the minimal cut sets， the importance measures and the sensibility of the core damage have also been analyzed respectively. Conclusion: According to a series of analysis results， the most important basic events resulting in the core damage can be obtained， and the weak link of the system can be found， which has a certain theoretical support for the further strengthening of accident prevention and mitigation of the core damage caused by the accident.

Advanced passive nuclear power plants， SGTR， CDF， PSA

PAN Yalan， female， born in 1990， graduated from Harbin Engineering University in 2016， master student， major in nuclear energy and nuclear

SONG Wei， E-mail: sv98@163.com

TL364+.5

10.11889/j.0253-3219.2016.hjs.39.080605

国家科技重大专项（No.2013ZX06002001-004）资助

潘亚兰，女，1990年出生，2016年毕业于哈尔滨工程大学，现为硕士研究生，研究方向为核能与核技术工程

宋维，E-mail: sv98@163.com

Supported by National Science and Technology Major Project （No.2013ZX06002001-004）

technology engineering

2016-04-10，

2016-05-21