铅铋快堆一回路充排系统可靠性分析

孙 明，郁 杰

（1.中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所，合肥 230031；2.中国科学技术大学，合肥 230026）

铅铋快堆属于第四代反应堆，其一回路采用液态铅铋合金冷却。中国科学院核能安全技术研究所·FDS 团队完成了一种可用于核废料嬗变的铅铋快堆概念设计方案[1]。该反应堆一回路充排系统可为反应堆主容器充入液态铅铋和接收反应堆主容器排出的液态铅铋，充满含有放射性物质的液态金属，需要较高的安全性和可靠性。该系统的可靠性水平影响反应堆运行及安全。

可靠性是指在给定状态下和给定时间间隔内，某部件或者系统完成所要求任务的概率。铅铋充排系统的可靠性分析是铅铋快堆概率安全评价的一部分，对系统安全运行具有重要意义。本文利用FDS 团队[2-4]自主研发的大型可靠性与概率安全评价软件RiskA[5-8]对铅铋快堆一回路充排系统进行可靠性分析，在定性和定量分析的基础上得到铅铋充排系统的可靠性分析结果。

1 系统描述

铅铋充排系统的主要功能是：在反应堆启动之前向主容器充入铅铋；在主容器内液位需要降低时接收排放出的铅铋；在反应堆主容器泄漏时，接收泄漏到反应堆保护容器内的铅铋，实现10～15 h向反应堆一回路充排液态铅铋。

铅铋充排系统充排铅铋的过程可以分为铅铋充入阶段和铅铋排出阶段。系统的简化流程图如图1所示。铅铋充入阶段的流程是液态铅铋从铅铋储罐充入反应堆主容器的过程：在电磁泵的驱动下，液态铅铋从铅铋储罐开始，依次流经阀门V9 和V11、V6/V8，电磁泵EM-P1/EM-P2，阀门V5/V7、V3 和V1，最后充入反应堆主容器。铅铋排出阶段排出铅铋的流程是液态铅铋从反应堆主容器排到铅铋储罐的过程：在电磁泵的驱动下，液态铅铋从反应堆主容器开始，依次流经阀门V1、V2、V6/V8，电磁泵EM-P1/EM-P2，阀门V5/V7、V4、V10和V12，最后排出到铅铋储罐。

图1 充排系统简化流程图Fig.1 The flow chart of the filling and discharge system

2 故障树分析

铅铋充排系统的功能为向主容器充入铅铋、接收主容器排出的铅铋。本文对铅铋充入阶段和铅铋排出阶段分别建立故障树进行分析，然后运用大型可靠性与概率安全评价软件RiskA对其进行定性和定量分析[9-11]。

2.1 顶事件定义及基本假设

根据事故工况下铅铋快堆一回路充排系统的成功处理准则，铅铋充入阶段系统失效的顶事件是铅铋充入系统运行失效，铅铋排出阶段系统失效的顶事件是铅铋排出阶段系统运行失效。

系统故障树分析的边界条件是液态铅铋从铅铋储罐充入主容器，以及从主容器排到铅铋储罐，在不影响分析结果的同时不考虑净化系统的影响。

2.2 建立故障树

在建立故障树之前，我们首先应该对铅铋快堆一回路充排系统进行故障模式与影响分析（failure mode and effect analysis，FMEA）。参考现有核电厂同类部件的失效模式与影响分析，本文主要考虑的部件失效模式有：电动阀门的启动、关闭等需求失效以及误打开、误关闭等运行失效，电磁泵的需求和运行失效，铅铋储罐泄漏等运行失效。系统故障模式与影响分析如表1所示。

表1 系统故障模式与影响分析（FMEA）Table 1 Failure mode and effect analysis for the system

本文根据铅铋快堆一回路充排系统运行模式，使用大型可靠性与概率安全评价软件RiskA分别对铅铋充入阶段系统和铅铋排出阶段建立故障树。铅铋充入阶段系统失效的故障树共有13 个逻辑门，26 个基本事件。铅铋排出阶段系统失效故障树共有16 个逻辑门，33 个基本事件。由于铅铋快堆是新的先进堆型，运行经验较少，缺乏可靠性数据库，所以本文进行故障树分析时参考现有核电厂可靠性数据，统一采用IAEA 研究堆的通用数据[12]。以铅铋充入阶段为例，系统失效的故障树示意图如图2 所示。

图2 铅铋充入阶段故障树示意图Fig.2 Fault tree diagram for the filling stage

2.3 故障树计算结果与分析

通过RiskA 软件分析计算可以得到：铅铋充入阶段系统失效的概率是2.26×10-3，铅铋排出阶段系统失效的概率是2.76×10-3。

表2是铅铋充入阶段失效的最小割集及其失效概率占系统总失效的份额；表3是铅铋排出阶段失效的最小割集及其失效概率占系统总失效的份额；表4是充入阶段基本事件重要度及敏感性；表5是排出阶段部分基本事件重要度及敏感性。

表2 铅铋充入阶段部分最小割集Table 2 Part of the minimal cut sets for the lead-bismuth filling stage

表3 铅铋排出阶段部分最小割集Table 3 Part of the minimal cut sets for the lead-bismuth discharging stage

表4 充入阶段基本事件重要度及敏感性Table 4 Importance and sensitivity of basic events of lead-bismuth filling stage

表5 排出阶段部分基本事件重要度及敏感性Table 5 Importance and sensitivity of basic events of lead-bismuth discharging stage

设备数据的可靠性具有不确定性。这些数据的不确定性取决于它们的来源。参考现有核电厂，笔者假设参数的不确定性服从对数正态分布，采用蒙特卡洛模拟方法进行不确定性分析，进行抽样计算，最后得到顶事件的平均失效概率的中值5%、95%的分位值等结果。

笔者通过RiskA 计算可以得到：铅铋充入阶段失效的概率中值为1.05×10-3，5%分位值为2.08×10-4，95%分位值为7.83×10-3，其累计分布函数图如图3所示。

图3 充入阶段的累积分布函数图（CDF:累积分布函数）Fig.3 The CDF graph of the filling stage in RiskA

笔者通过RiskA 计算可以得到：铅铋排出阶段失效概率的中值为1.22×10-3，5%分位值为2.33×10-4，95%分位值为9.74×10-3，其累计分布函数图如图4所示。

图4 排出阶段的累积分布函数图（CDF:累积分布函数）Fig.4 The CDF graph of the discharging stage in RiskA

从表2—表5我们可以看出：系统失效主要是由一阶割集引起的，单一故障就能引起该系统失效；阀门的启动失效对系统失效的影响很大。同时，根据图3和图4的结果不确定分析，我们可以看出：故障树分析计算出的系统不可用度具有一定的置信度。

3 总结与建议

本文对铅铋快堆一回路充排系统进行了可靠性分析。首先，笔者通过软件RiskA 对系统建立故障树模型，分析计算得到了系统的不可用度；其次，还进行了重要度、敏感性分析以及对结果的不确定性分析；最后，根据分析结果找出了影响系统可靠性的关键环节，为系统进一步的优化概念设计方案提供了参考。

未来我们可以对新型堆各个系统进行可靠性分析，找出关键环节，优化系统设计方案，提高新型堆的可靠性。