基于PSA的非能动余热排出系统可靠性研究

非能动型反应堆概率安全评价（PSA）工作在分析非能动系统可靠性时，仅考虑系统设备可靠性，未涉及物理过程可靠性。综合考虑非能动系统设备可靠性与物理过程可靠性时，又存在仅考虑系统投入的设备可靠性而忽略运行设备可靠性的问题。针对此问题，以丧失正常给水事故下AP1000非能动余热排出系统（PRHRS）为研究对象，采用自主提出的综合法将系统可靠性融合进PSA模型，兼顾能动设备的需求失效与非能动设备的运行失效，分析了系统设备可靠性的敏感性。结果表明，综合法对PRHRS进行可靠性分析时所得事故序列谱更真实、更全面，与传统方法相比较具有优越性。      

确定非能动系统可靠性的不确定性

非能动系统运行时的不确定性在可靠性评价中扮演了至关重要的角色。这些不确定性是由于预期的行为偏离了基础的物理法则而产生的，即相关的物理现象违背了系统的性能，或者初始条件和边界条件的改变致使预期行为偏离基本的物理原则而产生了不确定性。自然循环运行导出堆芯衰变热的系统是典型的非能动系统，在研究其物理失效模式的主观概率分布时，引入了非能动系统不确定性鉴定这一课题。由于实验和运行二者可得到的数据有限，目前的状况是依靠专家评价和工程评定来描述不确定性，以确定失效模式的临界参数。这样，就可以得到自然循环失效概率分布，从而定性地获得系统的可靠性信息。     

核电厂非能动余热排出系统的失效概率评价

先进核电厂设计中大量采用非能动安全系统提高反应堆安全性。但目前尚无系统性评价非能动系统的成熟方法,而且概率安全评价(PSA)也未考虑非能动系统自然循环现象不确定性导致的功能失效。在欧盟非能动系统可靠性评价研究项目(RMPS)研究成果的基础上,以压水堆二次侧非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,基于统计学和热工水力计算确定了影响性能的参数重要度,进而利用蒙特卡罗抽样和响应面分析对全厂断电事故下的PRS自然循环失效概率进行了量化分析评价。初步评价结果表明:非能动系统功能失效概率为2.14×10-3,在PSA中应当充分考虑各种非能动系统的功能失效。本文的评价方法还可以为非能动安全系统设计优化提供支持。     

非能动系统性能不确定性评价

本文提出了确定非能动安全功能不确定性的一种方法。实质是处理参照为先进轻水堆设计的迁移堆芯衰变热的非能动系统，非能动系统经由主管线连接到压力容器，依赖自然循环和浸在冷却水池中的热交换器将蒸汽和冷凝水的热量排人冷却水池热井。采用两种确定风险的定性方法，即使用失效模式与效应分析（FMEA）和风险与运行（HAZOP）的方法，对其结果相对地进行了比较，评价了物理失效的主要源项。确定了非能动系统性能的不确定性源项，并确定了启动失效机理的参数。最后，对概率项和系统热工水力性能响应最大作用的不确定性进行了评价。     

非能动核电厂全厂断电事故自然循环现象研究

为识别全厂断电事故下非能动核电厂的主要热工水力现象,对AP1000核电厂全厂断电工况下的事故序列和自然循环现象进行了研究。通过建立AP1000的节点模型,进行了全厂断电事故序列的模拟,并划分了事故阶段,分析了非能动堆芯冷却系统中堆芯补水箱(Core Makeup Tank, CMT)投入失效和安全壳内置换料水箱(In-containment refueling water storage tank, IRWST)参数异常对事故自然循环过程的影响,研究结果表明:全厂断电事故下,非能动核电厂的堆芯衰变热由多个单相自然循环过程导出,其中堆芯与非能动余热排出热交换器(Passive Residual Heat Removal Heat Exchanger, PRHR HX)之间的自然循环对堆芯衰变热的导出具有显著影响。根据热阱的不同和系统参数变化的特点,事故序列可划分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统(Passive Core Cooling System, PXS)自然循环和长期冷却三个阶段;CMT投入、IRWST水箱参数对PXS自然循环过程存在重要影响。     

AP1000非能动余热排出系统可靠性与概率安全评价模型的融合

研究AP1000非能动余热排出系统可靠性,应用重要度和敏感性指标全面详细地分析系统设备可靠性,得到导致系统失效的设备各种失效模式的重要度和敏感性排序结果;整合了系统设备可靠性与物理过程可靠性,将整体可靠性融合进概率安全评价模型。分析结果表明:研究非能动余热排出系统可靠性时不仅需要分析其设备可靠性,还应该重点考虑系统物理过程可靠性,应整合两种可靠性并将系统整体可靠性融合进概率安全评价模型,综合分析非能动余热排出系统可靠性。     

二次侧非能动余热排出系统自然循环特性瞬态实验研究

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT)对华龙1号反应堆的二次侧非能动余热排出系统(PRS)的自然循环特性进行了瞬态实验研究。实验在原型工况、提升功率工况和提升阻力工况下开展。通过本试验研究,获得了华龙1号反应堆核电厂全厂断电事故工况下,PRS系统的响应特性和运行能力。实验数据证实,PRS系统事故冷却水箱(水池)设计容积满足系统启动后72 h的排热要求。功率提升6%后,水池依然有足够的冷却能力。原型阻力提升50%后,系统压力始终高于原型阻力工况。试验过程中一直存在有效的自然循环,在水池作用下,系统温度和压力持续降低。     

XAPR中破口失水事故下堆芯自然循环冷却能力的功能可靠性研究

功能失效是导致自然循环系统运行失效的重要因素，需在其可靠性分析中予以考虑。针对多维不确定性参数及小功能失效概率问题，提出了一种将改进响应面法及重要抽样子集模拟法相结合的功能可靠性分析方法。以西安脉冲堆（XAPR）堆池水自然循环冷却为例，结合中破口失水事故，考虑输入参数及模型的不确定性，对其进行了功能可靠性评估和灵敏度分析。结果表明：XAPR堆芯自然循环功能失效概率为3.796×10^-3，需充分考虑系统功能的可靠性。本文方法具有较高的计算效率，同时又能保证很高的计算精度，对XAPR堆芯自然循环非线性功能函数具有很强的适应性。     

地下核电厂非能动安全壳冷却系统启动特性研究

非能动安全壳冷却系统依靠上升段和下降段密度差驱动形成的自然循环流动排出安全壳内热量。在地下核电厂中,非能动安全壳冷却系统换热器与换热水箱之间的水位差高达180 m,可形成很大的自然循环驱动压头,利于自然循环流动和换热。对非能动安全壳冷却系统的启动过程进行程序计算模拟,发现在系统建立自然循环的过程中,如果换热水箱温度过高或者系统设计不合理,可能不能建立自然循环。同时,流体可能会在上升段出现闪蒸现象,引起两相自然循环流动振荡。     

ESPRIT试验验证RELAP5程序两相自然循环模拟能力

华龙一号核电厂中,在蒸汽发生器二次侧设置了非能动余热排出系统(PRS系统),可排出72 h内的堆芯剩余发热。为验证PRS系统能力,建立了三代核电非能动余热排出演示试验装置(ESPRIT)。该装置与华龙一号核电厂PRS系统高度比为1:1。开展了稳态运行和瞬态工况模拟试验,本文利用建立的RELAP5程序模型模拟了试验过程。与试验结果的比较显示RELAP5程序模拟两相自然循环现象的能力较好,但模拟蒸汽直接接触凝结的能力略有不足。     

功能可靠性分析方法在XAPR堆芯自然循环可靠性评价中的应用

功能失效是导致自然循环系统运行失效的重要因素，需要在其可靠性分析中予以考虑。基于功能可靠性评价流程，通过RELAP5程序模拟自然循环物理过程，对西安脉冲堆（XAPR）池水自然循环冷却堆芯能力的可靠性进行评价。结合中破口失水事故，根据包壳完整性的功能准则，确定影响自然循环的关键参数；采用拉丁超立方抽样确定输入参数组合，进行参数敏感性分析和功能可靠性评价，并将功能可靠性评价结果整合到概率安全评价（PSA）模型中。分析结果表明:在PSA模型中不仅需要考虑硬件可靠性，还应充分考虑功能可靠性，以更好地指导XAPR运行及提高其安全性。      

低压低功率条件下两相自然循环特性试验研究

相比于陆基核电厂,船用核动力装置的非能动安全系统运行压力较低,运行功率变化频繁,在两相自然循环条件下,非能动安全系统内的流动更加复杂多变。为了研究两相自然循环在低压、低功率条件下的循环特性,基于比例分析方法搭建了两相自然循环的原理试验台架,研究了低压条件下功率和初始液位高度对自然循环特性的影响。结果表明,在低压条件下,系统稳定运行后的压力、流量等均受初始液位高度和功率的影响。当功率为50 kW时,初始液位越高,系统稳定后的压力越大,但是流量相差较小;初始液位一定时,功率在40%满功率~100%满功率内,随着功率的增大,系统稳定后的压力也逐渐增大。这为试验台架后续两相自然循环的研究提供了方向,也为船用核动力装置非能动安全系统研究提供了参考。      

Passive system reliability analysis using the APSRA methodology

In this paper, we present a methodology known as APSRA (Assessment of Passive System ReliAbility) for evaluation of reliability of passive systems. The methodology has been applied to the boiling natural circulation system in the Main Heat Transport System of the Indian AHWR concept. In the APSRA methodology, the passive system reliability is evaluated from the evaluation of the failure probability of the system to carryout the desired function. The methodology first determines the operational characteristics of the system and the failure conditions by assigning a predetermined failure criteria. The failure surface is predicted using a best estimate code considering deviations of the operating parameters from their nominal states, which affect the natural circulation performance. Since applicability of the best estimate codes to passive systems are neither proven nor understood enough, APSRA relies more on experimental data for various aspects of natural circulation such as steady-state natural circulation, flow instabilities, CHF under oscillatory condition, etc. APSRA proposes to compare the code predictions with the test data to generate the uncertainties on the failure parameter prediction, which is later considered in the code for accurate prediction of failure surface of the system. Once the failure surface of the system is predicted, the cause of failure is examined through root diagnosis, which occurs mainly due to failure of mechanical components. The failure probability of these components are evaluated through a classical PSA treatment using the generic data. Reliability of the natural circulation system is evaluated from the probability of availability of the components for the success of natural circulation in the system.     

先进堆非能动余热排出系统应对全厂断电事故的能力分析

采用RELAP5/MOD程序对先进堆全厂断电事故进行分析计算,论证非能动余热排出系统对事故的缓解能力.分析表明,先进堆在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全;先进堆非能动余热排出系统的设计总体上是成功的.     

Flow characteristic of single-phase natural circulation under ocean motions

Natural circulation is widely used in nuclear reactor systems as the passive safety system. With the development of the floating nuclear power plant (FNPP), researchers should pay more attention to flow and heat transfer characteristics for the natural circulation under ocean conditions for the safety of FNPP. In this paper, the flow characteristics in a single-phase natural circulation system were investigated and the effects of heaving, rolling and coupled motions were analyzed. The oscillation amplitude of flow rate increases with the increase of period in a certain range and maximum acceleration under heaving motions. With the increase of oscillation intensity (higher frequency and larger maximum rolling angle), the oscillation amplitude increases and the average flow rate decreases under rolling motions. Moreover, the lateral displacement of rolling center changes the oscillation period and induces larger amplitude oscillations. The flow characteristic becomes more complex when the system is subjected to coupled motions. The oscillation period is the least common multiple of two motions’ periods. The oscillation induced by coupled motions makes the system more unstable than that induced by an individual motion. The potential superposition effect exists under coupled motions and needs to be addressed for the operation safety.     

反应堆内局部自然循环对非能动余热排出的影响

为研究反应堆堆内局部自然循环对非能动余热排出的影响,利用改进的RELAP5/MOD3.2程序对核动力装置及非能动余热排出系统进行数学建模与理论研究,并利用试验数据进行了校核。研究表明：在核动力装置自然循环运行条件下,由于反应堆上封头旁流及反应堆入口漏流通道的存在,在反应堆活性区、上封头、环腔及下腔室之间构成了局部自然循环流动现象;在主回路自然循环能力较弱时,堆内产生的局部自然循环流动占优,反应堆衰变热无法顺利带出。     

基于最优化线抽样法的XAPR自然循环功能失效研究与分析

针对多维不确定性参数、小失效概率的功能可靠性分析，提出了一种优化线抽样的可靠性分析方法。该方法采用遗传算法求解约束条件的优化模型来寻求最优化重要方向，进而得到失效概率的高效估计。以西安脉冲堆（XAPR）自然循环冷却堆芯能力的可靠性评价为例，考虑模型与输入参数的不确定性，对中破口失水事故下的自然循环功能失效概率进行了量化分析。结果表明：与其他概率评估方法相比，本文方法具有很高的计算效率，同时又能保证很好的计算精度；对隐式非线性的功能可靠性分析是有效可行的，具有很强的适应性。     

非能动系统可靠性分析方法在AP1000非能动ERVC系统中的应用

由于核电厂安全水平要求的逐渐提高,越来越多的非能动系统被用于先进反应堆堆型中,但对这些非能动系统可靠性评价的工作还处于初级阶段。本文根据非能动系统可靠性评价流程,通过RELAP5热工水力学程序模拟非能动系统物理过程,对AP1000反应堆压力容器外部冷却（ERVC）系统进行了可靠性评价。通过计算得到了压力容器下封头温度等参数的累积密度分布曲线,根据不同的成功准则即可获得AP1000 ERVC系统的可靠性。该非能动系统可靠性评价结果可用于核电厂PSA模型中,以更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性。