池式低温供热堆内部始发事件的确定

王静

摘  要：池式低温供热堆可以在冬季为北方城市提供清洁供暖，减缓因冬季供暖导致的环境污染。因此，低温供热堆需贴近城市建设，对其安全性要求更高。而通过概率安全分析能够量化反应堆放射性释放风险，识别反应堆设计薄弱环节并提供设计改进建议。始发事件分析是PSA（probabilistic safety analysis，概率安全分析）工作的第一步，也是PSA工作的基础。对典型池式低温供热堆功率运行工况下的内部始发事件开展分析，通过运用工程评价、主逻辑图分析和参考清单等方法的结合，完成了始发事件的识别。通过分析，确定了6组始发事件，可分为失去冷却剂和瞬态两大类别。

关键词：池式低温供热堆  概率安全分析  内部始发事件

中图分类号：TL364                             文献标识码：A                   文章编号：1674-098X（2020）09（c）-0104-04

Abstract： For pool-type low temperature heating reactor， it can provide clean heating for northern cities in winter and reduce the environmental pollution caused by heating. Therefore， it needs to be constructed close to the city， with high safety performance. The probabilistic safety analysis can quantify the radioactive release risk of the reactor， and identify reactor design weaknesses and provide suggestions for design improvement. The analysis of initiating events is the first step and the basis of PSA. This paper analyzes the internal initiating events of pool-type low temperature heating reactor under power operation condition， and completes the identification of initiating events by using the combination of engineering evaluation， main logic diagram analysis and reference list analysis. Then six groups of initiating events are identified， which can be divided into two categories： loss of coolant and transient.

Key Words： Pool-type low temperature heating reactor; Probabilistic safety ana lysis; Internal initiating events

热力供应是北方供热地区冬季的生活必需品，目前我国集中供热的热源以热电联产和区域锅炉房为主，所能够使用的燃料仍然以煤炭为主，而燃煤的排放物是环境污染源之一。核能作为一种清洁的能源，是当前较成熟的替代一次能源的方法之一，利用核能为区域供热对于減少污染的排放、保护环境以及缓解燃煤运输压力等具有积极意义[1]。池式低温供热堆直接利用核能给城市供热，需要贴近城市建设，因此对于池式低温供热堆的安全性要求更高。为了推广应用，又要求供热堆具有一定的经济竞争力，为降低建造成本，可以在反应堆物项分级的优化、应急计划区简化等方面开展相关的研究。通过概率安全分析不仅能够量化池式低温供热堆堆芯损伤频率和放射性释放的风险，也能够为安全分级的优化、应急计划区的简化、操纵员班组配置优化等方面提供技术支持，在提供经济性的同时确保安全性[2]。

始发事件分析是开展PSA工作的第一步也是关键的步骤，若始发事件清单不全面，最终得到的PSA结果是不可信的。本文以200MW池式低温供热堆为研究对象，介绍功率运行工况内部始发事件的识别方法和过程，给出其内部始发事件清单，为后续开展一级PSA工作奠定了基础。

1  池式低温供热堆设计

如图1池式低温供热堆设计寿命为60年，热功率200MW。一回路采用双环路设计，并且允许单环路运行。反应堆堆水池高度为26m，直径为10m，水深25m。主热传输系统由三回路组成：一回路、二回路（隔离回路）、三回路（供热回路），二回路的运行压力高于一、三回路。

池式低温供热堆通过将堆芯放在常压水池的深处，利用水层的静压力提高堆芯出口水温，满足低温供热的温度要求（>90度），具有低温常压运行、较大的负反应性系数、大的水容积热阱等带来的较高固有安全性。

池式低温供热堆设计具有较高的固有安全特性，主要体现在以下几个方面：

（1）泳池内大的水容积能吸收事故工况下的大量能量，保持堆芯长时间不会裸露，无需人员干预，即可保证堆芯的余热冷却;

（2）堆水池处于常压环境，常压水池在堆芯温度异常升高时不存在超压危险，不存在安全阀失效及控制棒弹出等事故，也没有急剧失压的可能;

（3）反应堆冷却剂处在低压下，在异常工况下发生相变时，汽液两相有极大的密度差，造成强负反应性反馈，能迅速抑制堆功率及温度的升高，进而降低功率并导致热停堆;

（4）设置中间隔离回路（二回路），并使其压力高于一回路的压力，确保放射性水不漏到热网回路;

（5）堆芯冷却回路分成2个环路，其主要设备分置在池外的2间互相隔离的舱室内，当出现故障时，可单独对1个舱室进行检修，而不至于中断供热。

2  内部始发事件的确定

能否全面完整的获得始发事件是决定PSA工作质量的基础。确定始发事件的方法很多，但核电厂是极其复杂的大型系统，任何方法均难以单独获得完整的始发事件清单，因此需要数种方法相结合并相互印证，以便尽可能获得完整的始发事件清单。确定始发事件的方法[3]大致包括：演绎分析、工程评价、运行经验反馈、参考标准或相似电厂清单。

鉴于目前缺乏池式低温供热堆运行经验，故本文主要采用演绎分析、工程评价和参考清单这三种的方法。

2.1 演绎分析

演绎分析法的特点是从某一个起点自上而下的推演事件，其优点是对于设计资料的依赖较少，始发事件的识别范围较为全面。即使是在设计非常粗糙的概念设计阶段，只要了解电厂主工艺系统的大致配置即可开展逻辑演绎方法的分析。

本文主要通过主逻辑图法（Master Logic Diagram， MLD）来识别始发事件。主逻辑图法是一种通过逻辑演绎来寻找同研究对象相关的系统和过程之间的逻辑关系的，并逐级展开寻找潜在的原因，各级之间的关系用逻辑门进行连接，其建造过程非常类似于故障树的建造过程，所不同的是在确定每一层内容的时候，是从逻辑上展开的，因此它是一种非常严密的逻辑结构[4]。主逻辑图是一个推导始发事件和目标事件之间定性关系的逻辑工具。

池式低温供热堆主逻辑图的目标事件是“堆芯损伤”，根据池式低温供热堆设计的分析评价，得到其始发事件的主逻辑图如图2所示。其中，“堆芯冷却不足”既包括堆芯失流等造成的堆芯传热恶化，也包括失热阱等造成的长期缓慢的堆芯过热损坏，以及失去冷却剂等造成的堆芯过热损坏。失流主要包括一回路泵故障以及堆水池内流道泄漏等导致堆芯流量降低的事件。失热阱主要包括二回路和三回路系统故障导致传热恶化的事件。失去冷却剂主要指与堆水池相连接的管道不可隔离的泄漏导致堆水池内水位下降的事件。“超功率”指直接的反应性增加，主要是指控制棒误提升事件。

2.2 工程评价

工程评价是指通过对电厂系统和设备失效模式分析从中识别始发事件的方法，与演绎分析不同的是，工程分析是从下到上，并且穷举全部可能与安全相关的系统的故障模式，逐个的分析其是否构成始发事件。

与演绎法相比，工程分析方法更加依赖设计资料的完整性，在设计资料不足，无参考电厂的革新型设计早期，工程分析难以获得真正有效的信息。但是在设计资料比较充分的前提下，工程分析方法更加能够识别底层的关键始发事件，特别是支持系统相关的始发事件。

通过对反应堆系统和设备FMEA分析[5]，并评价其是否会导致预计运行事件或者反应堆进入事故工况进而导致堆芯损伤，最终判断是否构成一个始发事件。内容较多，此处不详细列出整个FMEA分析表，仅给出示例，如表1所示。

通过对堆水池内设备、一回路主冷却系统、二回路系统、三回路系统、净化系统、堆水池池水冷却系统、电气系统、仪控系统、相关支持系统等开展失效模式及影响分析，在主逻辑图分析的基础上，补充完善了始发事件清单。

2.3 参考清单

参考清单一般是指参考标准或相似电厂始发事件清单，该项目参考清单包括49-2游泳池式反应堆的假设始发事件清单及澳大利亚池式轻水堆（OPAL）PSA报告中的始发事件清单，结合池式低温供热堆的设计特点，从中筛选出适用于该反应堆的始发事件。

2.4 小结

综合上述，得到了池式低温供热堆始发事件清单，见表2。

3  内部始发事件分组

PSA分析中，一般不会一一分析每一个始发事件，而是在详细始发事件清单的基础上，对这些始发事件进行分组，以减少后续事件树分析、定量化分析的工作量。

始发事件分组一般应遵循的基本原则是：每一组始发事件响应相同，能够用统一事件树进行分析，或者响应略有差异，但是进行保守分析不会导致过于不真实的结果。

一般来说，需要在工作量和工作的精确程度中做平衡，分组越多，往往意味着更大的工作量与更加优秀的分析精度。最好的情况是：组内有一个代表性的始发事件，其频率最高，电厂响应与其他事件相同，或者能够在现象相似的前提下包络其他事件。

池式低温供热堆分组结果见表2。

4  始发事件频率

对于正在设计阶段的核动力厂来说，没有该核动力厂的特定数据，需要通用数据或相似反应堆数据。池式低温供热堆始发事件频率定量化方法包括：

（1）根据设备失效率计算始发事件（组）频率。如：失流、堆水池冷却剂泄漏等。

（2）采用通用始发事件频率。与参考文献始发事件组定义相符的，直接采用通用始發事件频率值。如失去厂外电、反应性引入等。

（3）特殊始发事件（组），故障树建模分析[6]。如失去热阱等。

与压水堆不同的是，因为低温供热堆仅用于冬季给用户供热，因此反应堆一年内的实际运行时间为5个月，约150d，故计算频率时年化时间采用150d。

经计算分析，得到池式低温供热堆始发事件组频率如表3所示。

5  结语

以池式低温供热堆为对象，采用主逻辑图法、工程评价和参考清单等方法，完成了始发事件的确定与选择，得到用于池式低温供热堆概率安全分析的始发事件清单。根据始发事件分组原则对始发事件进行了分组，并计算了始发事件组频率，为后续事件序列分析等工作打下了坚实的基础。

与压水堆相比，池式低温供热堆始发事件数量较少，始发事件分组也较少，始发事件发生频率较低。主要原因是池式低温供热堆固有安全性高，系统设计没有压水堆复杂，运行环境要求也较低。

池式低温供热堆后续应积极探索概率安全分析的在反应堆设计及运行中的应用。例如是否可依据概率安全分析优化池式低温供热堆的安全分级，简化应急计划区和操纵员班组配置等，在确保反应堆安全性的同时提高经济竞争力。

参考文献

[1] 王乃彦.池式低温供热堆如何满足供热需求[J].能源，2018（2）：60.

[2] 宫宇，詹佳硕，倪曼，等.概率安全分析技术在我国核电厂设计过程中的主要应用[C].中国核学会.中国核科学技术进展报告（第五卷）——中国核学会2017年学术年会论文集第10册（核测试与分析分卷、核安全分卷）.中国核学会，2017：73-77.

[3] 应用于核电厂的一级概率安全评价 第11部分：功率运行内部事件[S].北京：国家能源局，NB/T 20037.1-2018RK.2018.

[4] 石康丽.铅冷快堆始发事件及瞬态安全特性初步研究[D].北京：中国科学技术大学，2017.

[5] 曾声奎.可靠性设计分析基础[M].北京：北京航空航天大学出版社，2015.

[6] 倪曼，宫宇，肖军.基于故障树的核电厂全部丧失热阱始发事件频率研究[J].科技通报，2018，34（2）：237-241.