水冷实验包层系统的初步概率安全分析

刘卢果 郭超 袁红胜 佟立丽

【摘 要】概率安全分析是一种评价系统安全性和潜在风险的方法。本文以聚变装置水冷固态增殖实验包层及系统为研究对象，参考已有轻水堆的概率安全分析流程，利用RISK SPECTRUM软件进行概率安全分析。通过确定始发事件、分析事故序列、建立与分析事件树模型等步骤，本文初步评价了各始发事件下聚变装置水冷固态增殖实验包层系统的安全可靠性。最后分析了水冷实验包层系统中可能存在的薄弱环节，对于水冷实验包层系统及辅助/安全系统等提出相应的设计要求以及优化建议，为后面详细的包层安全分析打下基础。

【关键字】聚变装置;水冷固态增殖包层;概率安全分析;事件树分析

中图分类号： TL364.5文献标识码： A文章编号： 2095-2457（2019）04-0051-004

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2019.04.021

Preliminary Probabilistic Safety Analysis of Water Cooled Test Blanket Module System

LIU Lu-guo1 GUO Chao1 YUAN Hong-sheng1 TONG Li-li2

（1.Science and Technology on Reactor Design Technology Laboratory， Nuclear Power Institute of China， Chengdu Sichuan 610213， China;

2.School of Mechanic Engineering， Shanghai Jiao Tong University， Shanghai 200240， China）

【Abstract】Probabilistic safety analysis is a method for evaluating the safety and potential risk of system. Referring to the process of probabilistic safety analysis of LWR， this paper takes the water cooled solid breeder test blanket module and system of fusion device as the researching object， and RISK SPECTRUM software is used to do probabilistic safety analysis. Through the steps of determining the initiating events， analyzing accident sequences， establishing and analyzing event tree models， the safety and reliability of water cooled solid breeder test blanket system of fusion device is preliminarily evaluated in this paper. Finally， possible existing weak point of the water cooled test blanket system is analyzed， and the corresponding design requirements and optimization suggestions of water cooled test blanket system and auxiliary/safety system are put forward， which lays the foundation of the subsequently detail safety analysis of test blanket system.

【Key words】Fusion device; WCSB TBM; PSA; Event tree analysis

0 引言

概率安全分析（Probabilistic Safety Analysis，PSA）是一种概率论与可靠性工程评价方法相结合，对系统安全性和潜在风险进行评价的方法。在核电站运行管理中，概率安全评估用于提供多样化管理形式和决定许可证制度，并且在支持核电站设计、验证设计平衡性与协调电站安全管理方面起着重要作用[1]，目前被广泛运用于工程实践中。

目前世界上针对于传统的压水堆核电站进行了大量的概率安全分析工作，但是对于ITER项目核聚变实验装置的安全分析仍处于起步阶段。随着聚变技术不断发展，安全性与可靠性已经成为聚变装置稳定运行必不可少的目标，其对于DEMO示范电站的建立具有重要意义。作为新的研究堆型，由于缺少相应的经验与支撑，直接进行概率安全分析具有一定的困难。

因此本文基于已有轻水堆的安全分析基础，针对于聚变堆实验水冷固态增殖包层及其系统进行初步PSA分析，确定始发事件清单并建立事件树模型，分析可能存在的薄弱环节并给出优化建议，为后续的PSA工作打下基础。

1 聚变装置及水冷固态增殖实验包层简介

聚变能是不同于裂变能的另一种核能利用形式。为了实现聚变能的可持续利用，ITER使用氘氚等离子體作为燃料，在环形强磁场约束下进行核聚变，面向等离子体的实验包层将产生的能量传递给实验回路中的冷却剂以进行后续能量利用。聚变装置具有优异的安全性：（1）等离子体磁场约束条件失效，等离子体自动湮灭，聚变反应停止;（2）核燃料总量少，停堆后反应时间短，剩余能量有限;（3）活化产物半衰期短，放射量少，生物危害性低。

在聚变装置中，实验包层是实现能量传递，燃料增殖的核心部件。目前，许多ITER项目参与国提出了多种增殖实验包层的设计方案。本文选择日本原子能机构设计的水冷固态增殖包层（Water Cooled Solid Breeder Test Blank Module，WCSB TBM，简称为水冷实验包层）及其系统进行研究。

水冷实验包层设计采用轻水作为冷却剂，从进口管线进入集水器，流过包层第一壁与增殖区的管道以带走真空容器等离子体通过辐射传递到第一壁的热量和增殖区域的反应热。其优势在于：热效率高，腐蚀性低;运行工况与压水堆接近，可以借鑒已有经验;冷却剂成本低;避免由液态金属冷却剂导致的磁流体动力学效应[2]，是最有可能实现的实验包层之一。

图1为概念设计的水冷实验包层系统图，主要包括等离子体停堆系统、实验包层冷却回路、二回路、控制与测量系统、安全系统及其它辅助系统。其中，实验包层放置在真空容器环形腔中，第一壁通过定位孔与真空容器屏蔽板相连。在第一壁外覆盖一层铍瓦以增加传热能力。真空容器中设有抑压系统防止事故超压，真空容器及其边界是阻止放射性物质向外释放的关键屏障。真空容器外cryostat和拱顶室是第二、第三道放射性屏障，其完整性决定了放射性核燃料和活化产物是否进入环境[3]。

2 概率安全分析

本文利用RISK SPECTRUM软件对于水冷实验包层及系统进行概率安全分析，目的是为了确定可能存在的环境潜在危害，保证事故工况下放射性源项包括氚、放射性活化产物、中子激化粉尘等，仍保留在安全屏障（真空容器，拱顶室等）中，从而实现安全目标。主要步骤是：始发事件确定;功能事件与放射性后果确定;事故序列分析与事件树模型建立;以及结果分析。

2.1 始发事件确定

参考轻水堆、重水堆和钠冷快堆等的始发事件清单，本文对于概念设计的水冷实验包层与系统，考虑放射性释放这一严重后果，采用自顶向下的故障模式影响分析法进行研究。为了便于事件序列分析、事件树建立和减少PSA事件树定量化计算时的工作量，本文根据事件类型及各事件下反应堆的动态响应特征，对于部分始发事件进行简化分组，初步确定需要进行分析的简化始发事件清单。参考美国DCLL包层安全分析有关资料[4]，大致给出其发生频率。表1给出相应始发事件与发生频率。

2.2 功能事件与放射性后果确定

始发事件确定后，需要明确为防止放射性释放而执行的安全系统或支持系统。因此事件树建立时，作为题头的功能事件主要以执行安全功能的系统运行成功与失效、聚变装置放射性屏障设备的完整性与否等形式列出。功能事件与发生概率见表2，其中各功能事件的概率数据来源：（1）参考ENEA相关数据[5];（2）若功能事件的支撑系统已知，建立相应简化故障树模型计算得到失效概率;（3）水冷包层运行工况与轻水堆相似，参考轻水堆运行经验分析。

事故后果分析中，由于ITER项目的安全目标是确认各放射性屏障的完整性，本文选择放射性释放作为事故后果，此处列出集中不同放射性后果。VV-C1——由于正常泄漏，真空容器粉尘、氚和放射性活化产物释放到cryostat外部;VV-B1——真空容器粉尘、氚和放射性活化产物通过cryostat外围泄漏释放到拱顶室外;VV-B2——真空容器粉尘、氚和放射性活化产物通过cryostat外围较大规模释放到拱顶室外;VL-V1——冷却回路放射性活化产物通过泄漏释放到拱顶室;VL-V2——冷却回路放射性活化产物通过破口释放到拱顶室;VV-V1——氚、真空容器粉尘通过泄漏释放到拱顶室;VV-V2——氚、真空容器粉尘通过破口释放到拱顶室[6]。

2.3 事故序列分析与事件树模型建立

对于每一始发事件，事件树分析法采用演绎的逻辑方法确定全部可能的事故序列。事件树分支表示一种状态选择，各节点不同的分支途径组成一种事故状态，即事故序列。根据聚变装置中不同的放射性后果分组，同一分组包括不同事件树的事故序列。将每一事故序列看作单一最小割集，结合始发事件的发生概率和功能事件的失效概率进行定量计算，帮助更好地分析相关序列组。最后，结合全部事故序列组确定各个放射性后果的发生概率，能够直接判断是否符合安全准则，并寻找各个放射性后果中对应的薄弱环节，对于安全设计和指导运行提出相应的要求。

水冷实验包层等离子体侧第一壁断裂事件（LFV1）的事件树模型如图2所示。由于第一壁处于真空与高压的交界面，当面临等离子体侧第一壁断裂后，高温高压水喷放进入真空容器中;冷却剂闪蒸成为水蒸气，等离子体被动湮灭;真空容器压力不断上升，水蒸气与铍瓦反应产生氢气，加剧升压趋势;真空容器压力增大到整定值时，真空容器抑压系统启动，压力释放，真空容器中产生的氚和放射性活化产物释放到真空容器抑压系统中;当真空容器及其附属等的完整性遭到破坏时，将通过渗透线使气体旁流进入旁排室或者cryostat中;cryostat中的旁流将会导致超导磁场的失效，因此需要通过能量释放系统移出多余的磁场能量以保证cryostat结构的完整性;当cryostat的完整性遭到破坏，氚和放射性活化产物进入拱顶室中;氢气浓度控制系统的工作与否决定拱顶室的氢气浓度，一旦氢气浓度过高，可能发生氢气爆炸现象[5]。

与裂变堆概率安全研究相似，包层系统冷却剂回路大破口事件（LFO1）是装置内放射性物质大规模向外释放可能性最大的始发事件，建立事件树模型如图3所示。真空容器外拱顶室内管道大破口导致冷却水喷放进入拱顶室，冷却回路中冷却水丧失;拱顶室内压力增加，氚和放射性活化产物直接通过破口进入拱顶室;拱顶室的压力远小于回路压力导致回路中的冷却水很快被排空;若停堆系统未能正常启动，随着冷却剂丧失，排热能力下降，包层温度上升，包层内部结构肿胀，产生较大的热机械交互应力导致管道破裂，泄漏的冷却剂水与增殖剂铍反应产生氢气，随回路管道通过大破口直接进入拱顶室;拱顶室氢气浓度不断增加存在氢气爆炸的风险。在LFO1下，一旦包层内部结构的完整性不能保证，产生的放射性活化产物、氚和腐蚀产物可以直接通过破口进入拱顶室，真空容器的行为则不容考虑。

式中gi（Q（t））表示所有包含功能事件i的最小割集的發生概率;g（Q（t））为某一事故后果的发生概率。以严重放射性释放后果VV-B2为例，分析各功能事件的重要度，得到等离子体停堆系统PSD、拱顶室氢气浓度控制系统H2CS、渗透线到旁排室系统GBR、真空容器抑压系统VVPSS四个功能事件FV重要度较高，说明上述四个功能事件的支撑系统失效对于VV-B2后果造成的影响最大，因此可以对于其支撑系统提出设计建议。以VVPSS分析为例，排放管线爆破盘对于VVPSS的重要度较大，因为采用单线管线且失效概率较高，考虑采用并联式管线设计以减少失效概率。另外对于抑压箱子系统，考虑加强真空容器与管线管嘴处的设计与制造以及排污处理，保证蒸汽通畅性;或者考虑作为热阱的冷却剂存量，以保证足够的蒸汽冷却能力。

2.4 事件树结果分析

根据始发清单结合事故序列分析分别建立相应的事件树模型，最后进行结果分析。在给定分析的放射性后果中，大规模放射性释放后果VV-B2的发生概率是9.28E-10，相对于裂变堆来说要低得多。

由图4分析，在严重的放射性释放后果VV-V2，VV-B2，VL-V2所涉及的事故序列中，始发事件中LFV1和LFO1的影响因子较大，占据了50%以上的份额。LFV1对于水冷实验包层第一壁提出了具体设计要求。由于第一壁处于面临等离子体、内部管道冷却剂腐蚀、真空与压力交界处等复杂工作环境，在材料选择以及制造工艺需要具备以下特点：（1）耐高温、耐低压、热疲劳屈服能力强、抗腐蚀能力强、核性能好等;（2）第一壁制造过程中，保证良好的锻造与焊接性能;（3）对于第一壁实体制造模型进行加热与中子辐照测试，为后面第一壁设计的优化与材料选择提供参考;以保证第一壁能够具有较低的失效率，从而保证LFV1发生频率降低。同样，LFO1对于真空容器外冷却回路的完整性提出了考验，结合压水堆运行与设计的成熟经验，可以对聚变装置水冷实验包层系统提出一些设计与改进措施。

3 结论

（1）本文对于水冷实验包层及系统采用概率安全分析方法，确定始发事件，分析事故序列，建立事件树，最后进行结果分析。初步评价各始发事件下聚变装置水冷实验包层系统的安全特性，分析该系统中可能存在的薄弱环节，如第一壁设计、VVPSS系统管线爆破盘布置和抑压箱子系统等，对于水冷实验包层系统及其辅助/安全系统等提出相应的设计要求以及优化建议。

（2）初步运用PSA方法评价了水冷实验包层及系统的安全可靠性，为更深入地水冷实验包层系统的安全分析做铺垫。基于本文工作，可以进行后续研究工作：寻找最多关于水冷实验包层系统的资料，以完善始发事件下的系统响应与事件树模型的拓展;添加考虑真空容器偏滤器系统及其辅助系统的运行状态以得到更为详细的事故序列分析。

（3）由于缺少聚变装置设备与部件的失效数据，加强聚变装置设备失效率数据库的建立，方便后续概率安全分析工作。

【参考文献】

[1]刘涛，等.先进核电厂概率安全分析探讨[J].科技导报. 2009，27（8）：35-38.

[2]Mikio Enoeda et al.Overview of design and R&D of test blankets in Japan[J].Fusion Engineering and Design.2006，81：415-424.

[3]R. Aymar. Status of ITER[J]. Fusion Engineering and Design. 61-62 （2002）：5-12.

[4]Lee C.Cadwallader. Preliminary Failure Modes and Effects Analysis of the US DCLL Test Blanket Module[R]. Idaho： Idaho National Laboratory， 2010.

[5]R. Caporalia， T. Pinnab and N.P. Taylorc. Extensive use of an Event Tree model to define the reference accident sequences for ITER plant[EB/OL]，1998.

[6]T. Pinnaa， R. Caporalib， L. Burgazzic. Selection of accident sequences for the new design of ITER[C]. Proceeding of the Fifth PSAM International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management， Osaka， Japan， November 23-December 1，2001：153-159.