非能动系统可靠性分析方法探讨.pdfVIP

中国核科学技术进展报告（第一卷） 核能动力分卷（上） Progress Report on China Nuclear Science Technology （Vol.1 ） 2009 年11 月 非能动系统可靠性分析方法探讨 玉 宇，童节娟，刘 涛，赵 军，张阿玲 （清华大学核能与新能源技术研究院，北京 100084 ） 摘要：当反应堆出现异常工况时，不依靠人为操作或外部设备的强制性干预，只依靠堆的固有安全性和非能动的自 然安全机制就能使反应堆趋于正常运行或安全停闭，是非能动系统的重要特征，也是其与能动系统差异的本质所在。 非能动系统因此在新一代反应堆设计，如：高温气冷堆和 AP1000 核电厂中，得到了充分的重视。然而，也正是因 为非能动系统运行的物理过程不依靠能动部件驱动，而是依靠自然力，其驱动力与阻力都受到很多不确定因素的影 响，因而物理过程失效成为导致系统运行失效的重要因素。因此，确定影响系统运行的关键因素、结合事件序列研 究非能动系统运行的动态演变过程形成了非能动系统可靠性的分析框架，是采用非能动设计核电厂概率安全分析工 作的重要内容。 关键词：非能动系统；物理过程；事件序列；动态可靠性 轻水堆核电厂概率安全分析（PSA ）技术在经历了半个世纪几个里程碑式的发展之后已日趋成 熟[1] 。PSA 在支持核电厂设计、验证设计平衡性、协助电厂运行管理等方面都发挥着重要作用，已 经成为核电厂不可或缺的分析工具。 随着核电技术与应用的不断发展，人们对核电站安全也提出了越来越高的要求。引入非能动系 统，作为能动系统的补充，是提高核电安全的一个重要手段。在高温气冷堆[2,3]、AP1000[4]等新一代 核电站中，都采用了非能动安全系统设计。非能动系统[5,6]通常依赖重力、自然对流和热传递等自然 规律运行，而不需要外界提供动力。因此，非能动系统具有结构简单，减少人为干预，减少对外部 电能或电力信号的依赖等优点。当反应堆出现异常工况时，不依赖人为操作或外部设备的强制性干 预，只依靠堆的自然安全性和非能动安全性就能使反应堆趋于正常运行或安全停闭。 然而，也正因为非能动系统依靠自然规律运行，物理过程失效成为非能动系统运行失效的一个 重要因素，需要在其系统可靠性评价中给予充分考虑。非能动系统失效[6] 由部件失效和物理过程失 效两部分组成，而物理过程失效在能动系统中通常是不研究的，因为在能动系统中，物理过程是由 外部的能动部件驱动的，驱动力通常不受事件序列演变过程的影响，只要能动部件不失效，其物理 过程一般是不会失效的。但在非能动系统中，物理过程不是依靠能动部件驱动，而是依靠自然力（如： 自然对流），其驱动力与阻力都受到很多不确定因素的影响，所以非常有必要研究物理过程的失效。 因此，非能动系统失效概率的研究方法与能动系统存在很大差别。目前，国内外研究机构对非能动 系统可靠性评价方法纷纷开展了相关研究。 1 非能动系统可靠性分析特点 1.1 非能动系统可靠性分析的目的 系统可靠性分析的最终目标是评价某个系统能否在一定的运行环境下完成其系统功能，从而使 反应堆达到或维持某种状态。对于能动系统，如第1 节所述，通常不考虑物理过程失效，而将系统 作者简介：玉 宇（1976—），女，满族，北京人，助研，博士，核科学与技术专业 基金项目：中国博士后基金会资助项目（20090460296 ） 56 功能能否完成转化为相应的系统设备能否成功运行，然后采用故障树等分析方法进行评价。对于非 能动系统，需要在其可靠性评价中考虑物理过程是否成功，判断的最终标准仍然是系统能否完成其 功能，在评价过程中可根据实际工程系统的特性（如：系统功能、运行条件等）将其转化为便于分 析判断的准则，如：出现某种现象时将导致系统不能完成其功能，即物理过程失效。 1.2 非能动系统运行不确定性分析 在实际工程应用中，对物理现象的定量描述需要采用数学模型[6] ，即用可运行的计算机程序来 模拟实际现象。模型对实际系统的描述依赖于一系列假设和参数，由于系统模式不准确、对现象的 认知不完整，将导致假设和参数存在不确定性。因此，导致非能动系统物理过程失效的一个重要原 因是由于设备失效、运行状态偏离设计状态等因素，引起功率、压力等运行参数偏离设计值，这些 参数值在一定范围内发生变化（即存在一定的不确定性分布），系统在某些参数值组合下将不能完成 其功能，即发生致物理过程失效。导致非能动系统物理过程失效的另一个原因是模型不