非能动安全系统可靠性评估方法初步研究

非能动安全系统可靠性的分析是广泛采用非能动设计的新一代核电厂概率安全评价(PSA)的重要内容,其量化分析需根据非能动安全系统可靠性评估对象,确定影响系统运行的关键参数,结合事件序列对非能动系统进行研究。本文以AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)设计阶段的可靠性研究为例,结合丧失主给水事故,根据燃料包壳完整性以及系统稳定性的功能准则,确定影响PRHRS的关键参数和设计参数。采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用RELAP5/MOD3程序进行不确定性传递计算,进行关键参数对系统功能敏感性评价与确认,进行系统功能可靠性分析,为AP1000概率安全评价提供PRHRS可靠性估计。     

非能动系统可靠性评价方法综述

随着非能动系统在核电站中实际应用,非能动系统可靠性分析也逐渐成为电厂概率安全评价的重要内容,国际上针对该问题开展了大量研究工作,并形成了几种评价非能动系统可靠性评价的方法。本文章简要介绍几种非能动系统可靠性评价方法,对各种方法进行了比较,并结合目前研究现状,对今后的研究工作提出了一些展望。     

非能动系统可靠性评价方法的研究

本文首先详细解释了非能动系统可靠性概念,分析各种非能动系统可靠性评价方法的特点,对比各种方法之间的区别,并指出这些可靠性评价方法共同存在的不足:没有一种方法可同时兼顾非能动系统设备可靠性与功能可靠性,不能科学地整合两者的可靠性,并且未将非能动系统整体可靠性融合进概率安全评价(PSA)模型;针对各种方法存在的不足,本文在国内外研究基础上提出研究问题与思路,而且展望了非能动系统可靠性评价方法未来的发展方向。     

基于GO-FLOW方法的非能动安注系统可靠性分析研究

研究了GO-FLOW方法及其应用特点,给出GO-FLOW方法在系统可靠性分析中的特点;研究非能动安全注入系统在DVI管线破裂事故中的响应特点,给出事故缓解中安注系统的成功准则及投入序列;建立系统的GO-FLOW模型,完成非能动安注系统在DVI管线破裂事故中的可靠分析,得到系统在不同时间点的可靠性数据;对GO-FLOW方法和故障树方法的计算结果进行对比,找出其结果差异的原因,分析两种方法的计算特点,得出两种方法在系统可靠性评价中的应用特点。     

广义非能动系统概念研究

总结了目前应用于核电领域的非能动技术,通过对其进行分类和分析,阐明了非能动系统的功能特征,提出了非能动系统的本质定义.通过对传统非能动概念的补充和延伸,提出了广义非能动概念;讨论了非能动概念的时空相对性,陈述了广义非能动系统设想及相关研究内容.理想化的广义非能动系统在功能上与传统非能动系统具有等价性;在系统设计上,通过引入子系统分划设计模式,可获得更大的灵活性.     

基于PSA的非能动余热排出系统可靠性研究

非能动型反应堆概率安全评价（PSA）工作在分析非能动系统可靠性时,仅考虑系统设备可靠性,未涉及物理过程可靠性。综合考虑非能动系统设备可靠性与物理过程可靠性时,又存在仅考虑系统投入的设备可靠性而忽略运行设备可靠性的问题。针对此问题,以丧失正常给水事故下AP1000非能动余热排出系统（PRHRS）为研究对象,采用自主提出的综合法将系统可靠性融合进PSA模型,兼顾能动设备的需求失效与非能动设备的运行失效,分析了系统设备可靠性的敏感性。结果表明,综合法对PRHRS进行可靠性分析时所得事故序列谱更真实、更全面,与传统方法相比较具有优越性。      

基于响应面拟合方法中国铅基研究实验堆非能动余热排出系统可靠性分析

非能动系统已广泛地应用于新一代堆的设计中,其可靠性分析成为新型反应堆概率安全评价(Probabilistic Safety Analysis,PSA)的重要内容。本文提出一种用于非能动系统可靠性分析的响应面拟合方法,并应用于中国铅基研究实验堆反应堆容器空气冷却系统(Reactor Vessel Air Cooling System,RVACS)的可靠性分析。采用流体计算软件Fluent模拟RVACS系统的输入输出作为求解响应面性能函数的输入样本,利用最小二乘法和bootstrap方法估计响应面性能函数的系数,以响应面模型代替Fluent模型分析RVACS系统的非能动失效概率。分析表明,在所有能动余热排除系统不可用的情况下,RVACS四组并联排热管中的两组也能够可靠地导出反应堆余热。RVACS系统可靠性高。     

中国铅基研究堆非能动余热排出系统可靠性分析

铅冷快堆是第四代核能系统推荐堆型之一,世界上多个铅冷快堆采用非能动余热排出系统。非能动系统中作为驱动的自然力与阻力在数量级上接近,由周边环境、材料参数的变化引起的波动不可忽略,因此需要研究非能动系统可靠性。改进了常用的响应面分析法,并应用于中国铅基研究堆反应堆容器空气冷却系统(Reactor Vessel Air Cooling System,RVACS)中。分析中使用流体计算软件Fluent模拟中国铅基研究堆RVACS系统的余热排出过程,研究了输入参数的不确定性对系统可靠性及反应堆安全产生的影响。在大量模拟数据的基础上结合神经网络法建立了输入参数不确定性和结果不确定性之间的映射关系,并以此分析RVACS非能动失效概率。分析结果表明在全厂断电的情况下,RVACS四组并联排热管中的两组也能够可靠地导出反应堆余热。     

非能动自然循环技术的发展与研究

非能动技术在核电工程领域越来越受重视，文章列举了非能动自然循环在核电系统中的应用，对其在运行过程中可能存在的问题进行了分析。介绍了非能动自然循环可靠性分析目前的数学研究方法，并简要总结了这些方法的优缺点。最后展望了非能动自然循环的发展方向。由于非能动自然循环存在失效的可能，在系统运行过程中应对非能动自然循环物理过程失效及其可靠性予以足够重视和积极研究；为了确保系统运行的安全性，系统运行过程中要能动与非能动相互结合，同时选择精确模型，完善非能动可靠性分析方法，准确实现理论计算与实验验证。     

核动力装置非能动系统可靠性及参数敏感性分析

在非能动安全功能可靠性方法(RMPS)框架下,对某型核动力装置非能动余热排出系统原理性试验系统的热工水力可靠性(TH-R)进行评估,并对影响系统可靠性的不确定性参数进行敏感性分析。相关结论有助于从可靠性角度增强对该非能动余热排出系统热工水力过程不确定性的认识,可用于指导系统的设计优化及运行管理。     

自然循环冷却的钢制安全壳压力响应敏感性分析

非能动安全壳空气冷却系统（PAS）是模块化小型堆的重要组成部分，也是安全壳设计的核心。该系统保证安全壳压力不超过设计限值，保证安全壳完整性。本文采用拉丁超立方抽样（LHS）的方法对可能影响安全壳压力响应过程的13个参数进行了系统的敏感性分析。研究结果表明壳内初始温度、壳外气体温度对安全壳压力响应过程最为敏感。本文首次使用通用的最佳估算安全壳分析软件和统计分析方法进行安全壳压力响应敏感性分析，该研究结果为安全壳设计、安全分析和安全评审提供技术支持。      

基于非能动系统功能可靠性的IVR-ERVC保温层几何优化与可靠性评估

针对CPR1000在严重事故条件下实施熔融物堆内滞留 压力容器外部冷却(IVR ERVC)方案的保温层几何参数优化设计需求,按设计参数及关键参量可能范围及分布,采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用Relap5/Mod3程序进行不确定性传递计算。根据计算结果,进行参数对ERVC功能及行为的敏感性分析;基于提出的ERVC相关功能可靠性准则与统计分析,进行CPR1000一类非能动ERVC保温层设计参数名义值的初步选取。进一步在确定保温层结构参数基础上,进行ERVC功能可靠性分析,为CPR1000概率安全评价提供ERVC系统可靠性估计。     

基于因子函数的α-IHS抽样方法

核电厂概率安全分析中,由于数据源存在不确定性,导致无法进行准确评估,因此需开展不确定性分析。样本在空间分布的均匀特性是不确定性分析的关键因素,不同的样本分布导致不确定分析结果差异较大。传统的拉丁超立方抽样方法在样本空间分布均匀性方面未进行优化,改进分布式超立方抽样(IHS)方法通过保持样本点之间的最优距离来实现空间均匀分布,但其最优距离只能在理想分布下达到最优。为改进IHS设计上的缺陷,提出了基于因子函数的α-IHS方法,利用修正因子α来优化IHS方法中的最优距离。结果表明,该方法较IHS方法具有更均匀的空间分布,提高了抽样效率。     

CSNS/RCS谐振电源系统输出特性模拟研究

对于快循环同步加速器谐振电源系统而言,负载磁铁、电抗器会产生极高的感应电压,实际工作中不具备测量条件。本文利用仿真软件,观测设备对地电压变化情况,验证电源与负载连接方式的合理性。此外,激励源为受控电流源,电源输出特性集中体现为输出电压的变化,在电感非线性变化不能忽略的情况下,本文通过搭建的仿真模型,寻找负载谐振单元内电容匹配方案,优化电源输出特性,并利用实际测量数据验证模型的可靠性以及分析的可行性。     

多种影响因素下的设备易损性计算

抗震裕度评估是核电厂地震安全评估的方法之一,通过地震易损性分析计算高置信度低失效概率的抗震能力值是抗震裕度评估中很重要的一步。本文对于同时受到多种失效模式影响的设备易损性计算进行了研究,讨论了蒙特卡罗抽样方法和拉丁超立方分布抽样方法在设备易损性计算中的应用,对两种抽样方法的计算效率和准确度进行了评价。结果表明,在小样本抽样计算时拉丁超立方抽样方法有更好的计算效率和收敛速度,在1 000次样本数量时,两种抽样方法计算结果均可达到收敛。     

快堆中心柱低周疲劳可靠性评价

采用蒙特卡罗方法对中心柱设计过程中的主要影响因素--低周疲劳进行可靠性评价,为中心柱包覆层设计提供设计依据和可靠性支撑。使用ANSYS软件对中心柱进行热分析和结构分析,利用ASME规范对其累积疲劳损伤进行评价,采用拉丁超立方抽样方法对其进行可靠性计算。计算结果表明：中心柱低周疲劳可靠度为0.808,在2.5%的显著水平下中心柱低周疲劳破坏的敏感因素为紧急停堆次数、焊缝、中子辐照,建议在中心柱外侧增加包覆层。     

高温堆燃料贮罐结构-性能-成本一体化多目标优化设计

燃料贮罐是高温堆新燃料供应系统关键设备。为探索最佳设计方案,提出燃料贮罐结构-性能-成本一体化多目标优化设计方法：选取燃料贮罐结构板厚作为设计变量,采用拉丁超立方采样（LHS）生成均匀采样点,通过数值计算获取跌落响应,通过混合径向基函数神经网络（RBFNN）-前馈神经网络（FFNN）构造代理模型;以最大塑性变形最小、成本最低、质量最小作为优化设计目标,同时约束球床作用下的径向位移膨胀,利用强度Pareto进化算法（SPEA-Ⅱ）求解优化问题。结果表明：燃料贮罐安全性明显提高,最大塑性变形可降低20.17%;经济性与轻量化效果较好,单罐成本可降低2128元,质量可降低12.54%。本文一体化优化方法能够为燃料贮罐设计提供参考。     

Incorporating reliability analysis into the design of passive cooling systems with an application to a gas-cooled reactor

A time-dependent reliability evaluation of a two-loop passive decay heat removal (DHR) system was performed as part of the iterative design process for a helium-cooled fast reactor. The system was modeled using RELAP5-3D. The uncertainties in input parameters were assessed and were propagated through the model using Latin hypercube sampling. An important finding was the discovery that the smaller pressure loss through the DHR heat exchanger than through the core would make the flow to bypass the core through one DHR loop, if two loops operated in parallel. This finding is a warning against modeling only one lumped DHR loop and assuming that n of them will remove n times the decay power. Sensitivity analyses revealed that there are values of some input parameters for which failures are very unlikely. The calculated conditional (i.e., given the LOCA) failure probability was deemed to be too high leading to the identification of several design changes to improve system reliability. This study is an example of the kinds of insights that can be obtained by including a reliability assessment in the design process. It is different from the usual use of PSA in design, which compares different system configurations, because it focuses on the thermal–hydraulic performance of a safety function.     

核电厂严重事故下氢气源项的不确定性分析

基于LHS（拉丁超立方体抽样）方法及Pearson和Spearman相关系数,通过MELCOR程序对600 MW级核电厂开展了全厂断电（SBO）严重事故下氢气源项的不确定性量化及参数重要度分析。选取电厂热功率、碎片床孔隙度、包壳中存在未完全氧化的锆合金时燃料棒能维持几何形状的最高温度、熔融物烛流过程最大流速作为不确定输入变量,经过对100组输入集的计算,最终得到了95%置信度下压力容器内氢气产量的统计分布及各参数的影响程度。结果表明：压力容器内的氢气产量在239～424 kg范围内,相当于34.5%～61.2%锆 水反应产生的氢气量,且符合正态分布;碎片床孔隙度对压力容器内氢气产量有显著正相关影响。