基于PSA分析结果的AP1000 系统设计改进建议
王成章，樊可，梁博，刘晶晶
（中广核工程设计有限公司上海分公司，上海200241）
摘要：基于对AP1000一级概率安全分析（PSA）的结果，发现正常余热排出系统（RNS）的设计不足可能会导致安注管线破装（SI-LB）始发事件对堆芯损坏额率（CDF）贡献较高.对正营余热排出系统进行适 当的系统改进，采用概率安全分析的方法重新构建了改进后的RNS系统敬障树及相关事件树模型，对RNS系统可靠性进行分析，并对改进后核电厂CDF进行了计算，结果表明，RNS系统改进后可大大减少安注管破裂始发事件导致的堆芯损坏，改进后电厂堆芯损坏频率（CDF）降低29.1%.
关键词：概率安全评价；正常余热排出系统：堆芯损坏频率
中国分类号：TL32 文章标志码：A 文章编号：0258-0918（2015)04-0723-06
Suggestion for SystemImprovement of theAP1000 Based on PSA results
WANG Cheng-zhang FAN Ke LIANG Bo LIU Jing-jing
(Chins nuclear design pany shanghai brench 200241 China)
Abstraet; Based on the AP10o0 level one Probabilistic Safety Assessment thevulnerability of the normal residual heat removal system could lead to the highcontribution of the initiating event of Sl-LB. The Improvement of the normal residual heat removal system has been made. A fault tree and related event tree model of theRNS are rebuilt by the Probabilistic Safety Assessment methodology; the RNS systemreliability and the contribution of the improvement on the CDF are analyzed. Theresults show that after the improvement of the RNS the contribution of the SI-LB isgreatly decreased and the core damage frequency is reduced by 29 1%.
Key words; Probabilistic Safety Assesstment; The normal residual heat removal system;Core damage frequency
概率安全分析（ProbabiisticSafety Analysis，PSA）是评价风险、认识风险、并帮助人们管理风
险、降低风险的一项有效工具.WASH-1400《反应堆安全研究》的发表，标志着PSA这门学科的诞生，并在核电厂安全评价中首次成功使 用.报告中科学的预见性在后来的三哩岛事故中得到了验证.
我国引进的美国西屋公司的AP1000属于第三代先进压水反应堆，设计采用了先进的“非系统并减少了人员干预，提高了系统可靠性，堆 能动”理念，非能动的专设安全系统大大简化了芯损坏频率也降低到10-量级.本文从AP1000定量化结果中贡献最大的始发事件SI-LB（安注管线破裂）人手，对比分析事件树（RNS）设计存在不足，提出系统改进的建议 的题头与成功准则，发现正常余热排出系统方案.
PSA能够全面分析电厂系统的安全性，揭满足安全目标，美国核管会（NRC）相继发布 示电厂安全的薄弱环节，并验证电厂设计是否PSA应用政策声明和一系列风险指引型管理导则，积极推进PSA在核电领域的应用.中国国家核安全局对PSA技术的开发和应用持鼓励态度，并于2008年年底发布了《技术政策：概 率安全分析技术在核安全领域的应用）（征求意见稿）.PSA应用可以用于减少不必要的监督管理要求，改善核安全监管，加强安全决策有效性、监管资源利用的有效性以及减轻核电厂不 必要的负担，国内也相继开展了PSA应用方面的工作，比如大亚湾核电厂新增第5台应急柴油机和确定该柴油机接人时间，福建福清核电厂一期工程辅助给水配置改进等
1问题的提出
1.1一级功率工况结果概述
建立AP1000事件树及故障树模型，并进行定性及定量化分析，表1给出了前14位支配性割集，从分析结果的图表中可以看出：AP1000 功率工况的CDF为2.37×10-/堆年，始发事件安注管线破裂（IEV-SI-LB）对CDF的贡献最大，占总CDF的39%，前14个支配性割案中有5个割集都与该始发事件相关，
表1AP1000功率工况支配性割集
Table 1The dominte cst sets of AP1000 daring power operatien
No Frequeney Top Event frequency CDF 2. 37×101/# 年 % Event5. 09E-08 21. 44 8T-S-A31 IWA-PLUG2 1.25E-08 5.27 IEV-SI-LB ADX-EV-SA23 1. 00E-08 4.22 IEV-RV-RP5 8. 82E-09 8. 82E-09 3.72 3.72 IEV-LLOCA IEV-LLOCA ACBCV028GO 06 8. 82E-09 3.72 IEV-LLOCA ACACV028GO7 8. 82E-09 3.72 IEV-LLOCA ACBCV829GO8 6 36E-09 2.68 2.68 IEV-SI-LB IEV-SI-LB ADX-EV-SA10 9 6 36E-09 6 00E-09 2.53 IEV-SLOCA IWX-CV-AO REX-FL-GP11 5. 51E-09 2.32 IEV-SI-LB IWX-EV-SA12 5 51E-09 2.32 IEV-SPADS ACX-CV-GO13 14 5. 51E-09 3. 66E-09 2.21 1. 54 IEV-MLOCA IEV-LLOCA ACAORO01SP REX-FL-GP
（包括压力容器直接注射管线（DVI）和堆芯补水箱（CMT）、安注箱（ACC）或内置换料水箱
1.2对计算结果的分析
安注管线破裂事件定义为发生在安注管线
（IRWST）与DVI连接的管线）上的破口，按破口尺寸来划分，安注管线破裂属于中破口，但由于其破口的特殊位置面需要跟中破口区别破口始发事件频率是安注管线破裂的两倍多， 开来，图1为两个事件树题头的对比，虽然中但是导致的CDF只有安注管线破裂的59%.分析原因主要有以下两点：第一，安注管线破裂按破口尺寸划分属于中破口，但是由于其特殊 的破口位置，导致破口那一侧的直接注人手段
失效，事件树题头的CMT/ACC/IRWST的成功准则都变成一取一，而中破口为二取一；第二，对比中破口及安注管线破裂事件树，发现安注管线破裂事件树比中破口少了RCS部分降 压及RNS注射题头，因此少了通过RNS注射来缓解事故的防御手段.对于不能通过RNS注射来缓解事故，需要从RNS的系统设计上寻找原因.
白动障压系统光全降压 正常余熟出 内反 堆芯补水箱注水 实施部分降压 ADS 安 置换料水箱重力注 安全党隔离 地筑水菜再循环 安全壳冷却账立LOCA 中 应 箱连 出系统冷A却 水MLOCA RTRIP CMT ADS-F ADS-P ACC NRHR IRWST CIS RECIRC CHR白动降压系统宽全降压安注管破口 反应增停城 堆芯补水箱 安性箱速 置换料水箱重力注水 安全壳隔 地坑水聚再循环 安全壳冷性水 A 却SI-LB RTRIP CMT ADS-F ACC IRWST RECIRC CHR
图1MLOCA与SI-LB事件树题头对比
Fig 1 The parison of events title for MLOCA and SI-LB
和IRWST隔离，处于备用状态.在丧失冷却 电厂正常运行期间，RNS与RCS、装料池剂事故（LOCA）、瞬态或丧失厂外电（LOSP）事故工况下，RNS能够以注射/再循环模式运行，或以反应堆冷却剂系统冷却模式运行.在注 射/再循环模式下，两个系列中的一个可以为系统运行提供足够的流量，在该模式下，泵从装料池（注射模式）或从安全壳地坑（再循环模式）取水，使水通过相应的热交换器并经过压力容器直接注射管线（DVI）注人RCS中.
漏，不能有效的通过完好的DVI注入流量，导 致RNS注射手段失效.
2改进方案
考虑其中一支管发生口时，两个支管就会存在压差，根据压差信号识别和隔离破口支 管，从而保证未破口支管能够继续提供注入流量.在不增加附加安全壳贯穿件的原则上，在RNS与DVI连接的两个支管的限流孔板前设管下游布置两个压力传感器，当两支管压力差 置两个电动隔离阅（如图2），与DVI连接的支有较大波动且低压侧很快降到安全壳内气压时，操纵员手动隔离低压一侧，这样RNS可以
在安注管线破裂事件树分析中，保守假设破口发生在与RNS相连的管线上，由于RNS主支管的设计，流量将大部分从低压破口侧泄
图2RNS系统简化流程图
Fig. 2 Simplified flowchart of RNS
由于隔离操作的允许时间较充裕（30分钟左右），操纵员未能隔离破口侧的人因取值同未分析. 能连接并启动RNS，其他假设同原RNS系统
通过完好一侧继续注人堆芯，成功准则为一取一.
3对改进方案的定量分析
3.2事件树分析
3.1相关假设
假设破口发生在B列DVI管线
重新建立安注管线破裂的事件树模型，增加部分降压及RNS注射题头，由于隔离后正常余热排出系统成功准则变成1取1，所以需 要单独建立故障树作为正常余热排出系统冷却（NRHR）的功能题头输人，即事件树题头NRHR的输人4.
设置的两个隔离阀为常开电动阀，且为动小，在整个电厂PSA分析中均不考虑其不能维 力闭锁设计，由于常开阀的不能维持开概率很持开的失效模式，因此改进的润门不对其他事故造成影响.
图3重新建立的SI-LB事件树
Fig. 3 The rebuilt event tree of SI-LB
NRHR的故障树（即NRHR题头4的输入），作为改进后安注管线破口事件树题头NRHR的输人，并接人PMS手动信号部分，故障树顶 层部分如图4所示.
3.3系统可靠性分析
新增两列常开电动阀不能维持开概率很小，所以对其他事故并没有影响，只需要计算安 注管线破裂情景下的RNS注射失效项事件，采用故障树的方法重新建立成功准则为1取1的
图4重新建立的NRHR故障树
Fig. 4The rebuilt fault tree of NRHR
计算RNR-SILB顶事件的失效概率为1.50E-01，图5给出了RNR-SILB顶事件前5位的最小割集，前5位割集中并不包含新增设
备，贡献最大的是止回阀015A开启失效，占总贡献的31.61%，新增隔离阅的隔离失效占顶事件失效总贡献的7.24%.
图5RNR-SILB前五位最小割集
Fig. 5 First five minimal cutsets of RNR-SILB
