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第 3 5卷 第 2期 2 0 1 3年 2月 华 电技 术 Hu a d i a n T e c h n o l o g y Vo 1 3 5 No 2 Fe b 2 01 3 非能动系统可靠性分析方法比较 陈娟 ， 周涛， 刘亮， 王泽雷 ( 华北电力大学 核热工安全与标准化研究所， 北京1 0 2 2 0 6 ) 摘要： 针对核电站非能动系统硬件失效较少、 物理过程失效较多的特点， 基于非能动系统的定义和主要特性 ， 对其可靠 性进行了分析。以非能动余热排出系统和安全壳冷却系统为例， 通过对不同非能动系统可靠性分析方法的比较 ， 指出了 各种方法的特点和适用情况。由于实际运行数据缺乏， 数学方法的引入对非能动可靠性分析具有重要价值。 关键词： 核电站； 非能动系统 ； 可靠性分析； 建模方法； 比较 中图分类号： T L 3 6 4 3 文献标志码 ： A 文章编号： 1 6 7 41 9 5 1 ( 2 0 1 3 ) 0 2 0 0 1 4 0 4 0 引言 近年来 ， 随着核工业的发展 ， 非能动系统开始受 到关注 J 。按照国际原子能机构 ( I A E A) 的定义 ， 非能动系统 由非能动设备 组成， 依靠 自然力 ( 如重 力或 自然对流等 ) 实现事故预防和缓解。由于其 中 能动设备的使用率极低， 其运行完全依赖系统 自身 的特性， 系统大大简化， 但人们对于非能动系统可靠 性的认识仍存在一定的模糊性， 因此， 有必要创建准 确的评估方法对其进行分析。 根据有限的测试和运行经验 ， 对非能动部件的 不可用性进行分析具有一定难度。以典型非能动系 统为例， 对国内外关于其可靠性评估的相关技术进 行归纳并给出对 比分析 ， 为未来非能动系统 的广泛 应用提供参考 ， 以保障核电站的安全。 1 研究对象 1 1 非能动系统的可靠性 从概念上来讲， 非能动系统的可靠性具体可指 其热工水力的不确定性 ， 包括物理现象的失效 、 能动 设备的失效等， 其中物理过程的失效需要借 助热工 水力特性分析来判断 ， 因而 ， 选取合理的热工水力分 析方法实现非能动过程模拟对于系统可靠性评价具 有十分重要的意义。 非能动系统可靠性需要从 2 个方面考虑。一方 面， 系统或部件的可靠性与能动系统的可靠性水平 一 致或稍高， 可以采用传统方法分析， 如果部件失 效 ， 则其运行工况改变或支持系统失效 。另一方面， 收稿 日期 ： 2 0 1 2 0 91 2 ； 修 回 日期 ： 2 0 1 21 2 0 6 基金项目： 国家自然科学基金资助项 目( 5 0 9 7 6 0 3 3 ) ； 空泡物理 和 自然循环国家重点实验室基金项目( 9 1 4 0 C 7 1 0 1 0 3 0 9 0 5 ) ； 华 北电力大学校内2 1 1 项 目( X l O 0 1 1 ) 物理现象的发生和其周 围环境会影响其性能和稳定 性 ， 因为非能动系统的运行依赖于同一个循环中其 他系统的行为和性能。此外 ， 对于同一个物理现象 可能有多个不同的失效模式 ， 因此 ， 在非能动系统不 可靠性评估的过程中， 要求对所有相关失效模式进 行鉴 定。这 可 以通 过 危 害识 别 程 序 来 完 成 ， 如 H A Z O P ， F ME A及 P I R T等。 与能动系统相比， 非能动系统含有极少的能动部 件， 系统一旦投入运行则很少由于硬件失效和人为失 误而导致系统不可用。其系统不可用主要是相关物 理现象失效导致的， 当 自然力或物理现象与预期情况 出现偏差时 ， 系统可以通过 自身实现某种程度的修 复。但由于缺少运行经验 ， 数据的不确定性成为非能 动系统可靠性评估的主要问题之一。通过 已有 的热 工水力计算机程序对物理现象进行预测 ， 预测结果与 实际值之间具有显著的差异， 因此， 物理模型的准确 性也是非能动可靠性评估的主要问题之一。 1 2 典型的非能动系统 非能动 系统形式多样 ， 目前常见的非能动系统 主要有非能动余热排出系统、 非能动安全壳冷却系 统及非能动安全注入系统等。下面以非能动余热排 出系统和非能动安全壳冷却 系统为例进行分析， 其 系统示 图1 非能动余热排出系统 第2 期 陈娟， 等： 非能动系统可靠性分析方法比较 1 5 非能动余热排出系统利用回路中工质密度差产 生压差， 推动工质运动而建立自然循环， 将堆芯余热 导出。由于 自然力的数量级较小 ， 因此在能动系统 中忽略的摩擦力也需考虑。 非能动安全壳冷却系统( P C C S ) 如图2 所示 。 P C C S由水储存箱连 同安全壳屏蔽厂房结构 ， 以及将 水从水储存箱送到安全壳壳体的管道和相关仪表、 阀门构成。P C C S还包括补助水储存箱、 再循 环泵、 再 循 环 水 管 以 及 供 热 和化 学 物 品添 加 的管 道。 P C C S为反应堆提供 了最终 热井 ， 可在事故 发生后 对安全壳进行有效冷却 ， 从 而保证安全壳不超 压并 迅速降压 。 2 物理过程建模 2 1 灵敏度分析方法 非能动系统缺乏运行经验 ， 设计计算需要依赖 数值模型的模拟 ， 由此产生一系列的不确定性 ， 包括 输入参数的不确定性、 物理过程模化 的近似处理 以 及系统几何模型的近似处理等。下面重点针对输入 参数的不确定性对系统可靠性带来的不确定性进行 分析。 以非能动余热排出系统为例， 文献 5 选取了 系统的 1 0个不确定性输入参数 ， 并给出不同方法下 详细的灵敏度分析过程。其中， 给出的 l 0个不确定 性输人参数分别是堆芯余热功率 P 、 空气入口温度 t 空冷器沿程阻力和局部 阻力占空气提升压头的 比例系数 、 水冷壁局部阻力系数 空冷管局部 阻力系数 i 母管单管局部阻力系数 置 、 母管双管 局部阻力系数 管道内污垢热阻 尺 i 、 管道外污垢 热阻 以及工程不确定性因子F ； 该程序的输出为 冷却水 的出口温度 t 。 设 t 为失效准则的局部沸 空 排水 腾临界温度 ， 认为当 t 。t 时物理现象失效。 灵敏度具体分析过程如下： ( 1 ) 列出由输入、 输出参数组成的系统模型样 本点 ； ( 2 ) 基于样本点可 以利用统计方法 ( 如相关分 析法、 回归分析法等) 得到描述输入参数灵敏度的 系数， 如相关系数( C C s ) 、 标准回归系数( S R C s ) 、 秩 相关系数( R C C s ) 、 标准秩 回归系数 ( S R R C s ) 、 公共 均值( C M N s ) 及公共中值等( C M D s ) ； ( 3 ) 选取灵敏度高 的输人参数作为影响模型输 出的关键参数 ， 得到简化模型。 以秩转换的回归分析方法为例， 进行灵敏度分 析 ， 结果见表 1 。 表 1 输入参量的标准秩回归系数 输入 s RRcs 灵敏度 输入 s RRc s 灵敏度 参量 排序 参量 排序 P 0 1 6 0 3 Xi 0 0 0 60 9 t g ,i 0 81 0 1 Xi 0 0 0 05 1 0 Xd 0 51 0 2 Ri 0 05 40 4 Xi1 0 0 0 9 8 R0 0 0 l 1 0 6 X 一0 01 0 7 F 0 0 2 60 5 从表 1可以看 出， t ， X 及 P的灵敏度较 高， 可以简化模型， 把这 3个变量作为模型的输入变量 ， 其他参数取其均值。最终将 1 0个输入参数的模型 变为 3个输人参数的模型。 2 2 人工神经网络方法 以 P C C S为例 ， 给出利用人工神经 网络方法建 立物理模型的过程 。对于 P C C S ， 压力是衡量其安全 性的重要参数 ， 物理模型的建立过程即为确定 P C C S 参数与其压力之间关系的过程。文献 6 重点考虑 以下 5个系统参数 ： 干井驰压室泄漏量 ， P C C S管 图2 非能动安全壳冷却系统 1 6 华 电技 术 第 3 5卷 道污垢阻力 ， P C C S进 口管线损失系数 ， 重力驱 动冷却系统注入管线正向流动特征值 ， G D C S 注 入管线逆止阀之后的容许反向流份额 。计算过 程为 ： ( 1 ) 由实际隋况选定数据样本的参数条件， 在此基 础上借助遗传算法获取新的参数条件， 即输人参数值； ( 2 ) 利用 C O N T A I N程序计算获取对应参数条 件下的数据样本 ， 即对应 P C C S的压力值； ( 3 ) 利用人工神经 网络来描述输人和输出压力 值之间的高度非线性关系， 包括输入数据与神经元 连接强度的内积计算、 借助激活函数和阈值函数的 判决。 利用人工神经网络方法来描述重要的 P C C S参 数与其压力之间的关系可表示为 Y = f ( 一 0 ) ， ( 1 ) 式 中： Y 为节点 i 的输出 为节点 的输入； 为 和 之间的连接权值； 为节点的阈值； 为非线性 函数 ， 可取为 He a v i s i d e函数 、 S i g mo i d函数或者高斯 函数， 详细分析过程见参考文献 6 。 3 失效概率计算 3 1 蒙特卡罗法 为 了获得非能动系统的可靠性 ， 首先应该找到 对应的系统压力极 限表面 ， 因为这一表 面把系统基 本变量构成的状态空间分隔成安全区域和不安全区 域。当系统的状态处于安全区域时， 系统是可靠 的， 反之系统是不可靠的。以非能动安全壳冷却系统为 例， 给出失效概率的计算过程。 非能动系统物理过程 的数学模 型：Y=Y ( X) ， X =Xl ， X2， ， X ； 性能函数： g ( )=Ay ( X) 。 g ( x)0成功 ； g ( X)ooooooooooooooo0o p o ： oo 争 o oooooo0 oo ( 上接第 1 7页) 1 2 T a e H o Wo o ， U n C h u l L e e P a s s i v e S y s t e m R e l i a b i l i t y i n t h e N u c l e a r P o w e r P l a n t s U s i n g S t a t i s t i c a l M o d e l i n g J N u c l e ar E n g i n e e r i n g a n d D e s i g n ，2 0 0 9( 2 3 9 ) ：3 0 1 4 3 0 2 0 1 3 T a e H o Wo o ， U n C h u l Lee T h e S t a t i s t i c a l A n al y s i s o f t h e P as s i v e S y s t e m R e l i a b i l i t y i n t h e Nu c l e a r P o we r P l a n t s J P r o g r e s s i n N u c l e ar E n e r g y ， 2 0 1 0 ( 5 2 ) ： 4 5 6 4 6 1 ( 本文责编： 白银雷) 作者简介：