小型氦氙冷却反应堆事故发生频率分析研究

伍建辉 周俊 邹春燕 贾国斌 张奥 蔡翔舟 陈金根

小型氦氙冷却反应堆事故发生频率分析研究

伍建辉1,2,3周俊1,2邹春燕1,2,3贾国斌1,2张奥1,2,3蔡翔舟1,2,3陈金根1,2,3

1（中国科学院上海应用物理研究所 上海 201800）2（中国科学院先进核能创新研究院 上海 201800）3（中国科学院大学 北京 100049）

氦氙冷却反应堆可采用一体化布雷顿循环系统，在小型化、轻量化方面具有独特优势而备受关注。但目前鲜有关于小型氦氙冷却反应堆的严重事故分析研究。概率安全评价法（Probabilistic Safety Assessment，PSA）是一种评价反应堆安全性的重要方法，可为反应堆设计改进、故障诊断、运行指导等提供有价值的依据。而始发事件发生频率是PSA分析所必需的输入参数。本文以小型氦氙冷却移动式固体核反应堆电源为分析模型，参考高温气冷堆以及压水堆运行经验及部件失效数据，分析了堆芯排热增减、反应性和功率分布异常、管道破口和设备泄漏异常、未能紧急停堆的预期瞬态（Anticipated Transient Without Scram，ATWS）以及丧失场外电源等事故的发生频率，结果分别为3.90×10-2RY-1、2.36×10-1RY-1、2.69×10-2RY-1、6.50×10-2RY-1、2.69×10-2RY-1以及4.60×10-2RY-1，分析结果为进一步开展核电源PSA分析提供基础参考价值。

小型氦氙冷却反应堆电源，事故概率安全分析，故障树

运行安全是核反应堆系统必须满足的基本要求，可概括为核反应堆系统正常运行情况下，反应堆释放出的放射性物质低于规定的限值，对于设计中所需考虑的所有事故，最小化其放射性后果，同时尽可能降低严重事故发生的概率［1］。概率安全评价方法（Probabilistic Safety Assessment，PSA）与确定论方法是反应堆安全分析的两种有效分析方法。与确定论方法相比，PSA不仅能确定各种不同始发事件所造成的事故序列，还能够确定该事故发生的频率和事故造成的后果［2］，正因为PSA独特的优势而在核电安全领域广受关注。目前，PSA已经成为核电厂安全评价的一个标准化工具，并在传统商业压水堆［3-4］、沸水堆［5］、重水堆［6］中得到广泛应用，且已用于核电站许可证申请。始发事件发生频率作为PSA分析的初始输入参数，对PSA分析起着至关重要的作用。

小型氦氙冷却反应堆作为一种新型气体冷却核反应堆，采用氦氙成一定比例的混合气体作为冷却剂，功率为千瓦～兆瓦级，可设计成空间堆、车载堆等不同应用场景的堆类型［7］。目前，国内外多家研究机构，包括美国国家航空和宇宙航行局NASA（National Aeronautics and Space Administration）［8］、美国新墨西哥大学（University of New Mexico）［9-11］、西安交通大学［12］，针对自身提出的多种小型氦氙冷却固体核反应堆，开展了初步的安全性分析，但主要集中在瞬态等确定论安全分析上，无法为其安全设计提供充分的依据，很有必要开展小型氦氙冷却剂反应堆PSA分析。目前国内外针对气体冷却反应堆（包括气冷快堆与高温气冷堆）开展了较为系统的PSA分析。1974～1975年，美国启动了事故始发与演化分析研究（Accident Initiation and Progression Analysis，AIPA）项目，针对通用公司设计的功率为3 000 MWth的高温气冷堆（High-Temperature Gas-cooled Reactor，HTGR）开展了初步的PSA分析，分别给出了17类始发事件引发放射性泄漏的概率［13］。1978年，Hannaman［14］在美国能源部（Department of Energy，DOE）资助下开展了气冷堆可靠性数据现状分析，综合提供了气冷堆部件与系统失效数据。1987年，美国通用公司针对标准模块化高温气冷堆（4个反应堆模块组成电功率为558 MW的核电厂），采用PSA方法，通过构建事件树，系统分析了7类始发事件引发放射性泄漏的概率［15］。2001年，清华大学赵吉运等［16］采用故障树及可靠性工程数学方法对高温气冷堆HTR-10常规岛给水泵系统的运行可靠性进行了分析。2010年，法国原子能委员会（French Atomic Energy Commission，AEC）的Bassi等［17］针对热功率为2 400 MW气冷堆的14类典型始发事件开展了一级PSA分析。2016年，韩国汉阳大学Kim等［18］围绕超高温气冷堆（Very High Temperature gas-cooled Reactor，VHTR）4类典型始发事件开展了PSA分析，给出了反应堆大、小型放射性释放的概率。上述气冷堆PSA分析研究进展为小型氦氙冷却反应堆PSA分析提供了关键性依据与指导。本文以小型氦氙冷却反应堆为模型，参考目前较为成熟的压水堆与高温气冷堆运行数据以及部件失效频率，对小型氦氙冷却反应堆的事故发生频率进行了评价，将为下一步开展PSA分析提供必要的输入。

1 小型氦氙冷却移动式固体核反应堆电源技术要点

本研究分析的小型氦氙冷却移动式固体核反应堆电源（Small Innovative helium-xenon cooled MObile Nuclear power Systems，SIMONS）是国家重点研发计划“核安全与先进核能技术”专项的研究项目，其系统布局如图1所示［19-20］。堆系统热功率为20 MW，出口温度为1 123 K，可确保热效率达到40%。为满足反应堆可移动设计需求，核电源堆芯及能量转换系统通过中心轴形成一整体，置于压力容器中。压力容器采用奥氏体不锈钢，厚度为0.5 cm，充当阻挡放射性外泄的一道屏障。堆芯采用富集度为19.75%的碳化铀为燃料，氧化铍为反射层材料，石墨作为慢化剂，氦氙气体为冷却剂（图2）。与常规反应堆依靠控制棒调节反应性不同，SIMONS主要通过抽拉堆芯外的反射层实现全寿期堆芯的反应性控制。但同样地，整个堆系统也配备了辅助控制鼓用于实现紧急停堆。表1给出了堆芯主要堆芯参数。堆芯直径与高度分别为88 cm和100 cm。每根燃料棒周围配备有6个冷却剂通道以确保核热安全导出。燃料棒与冷却剂通道直径分别为1.5 cm和0.8 cm。

图1　小型氦氙冷却反应堆系统布局

图2　核电源系统堆芯

表1 堆芯主要参数

SIMONS采用高效的闭式布雷顿循环能量转换系统。为了满足高换热效率及紧凑布局目标，压气机、涡轮机、发电机呈同轴的轴流式结构，亦即“三机一体”。换热器采用传热效率高的印刷电路板式换热器。前冷却器通过轻水工作介质与外界空冷器连接，导出布雷顿循环系统余热。此外，在事故工况下，SIMONS采用直接空冷方式载出堆芯余热，实现堆系统安全。屏蔽结构方面，采用模块内固定式屏蔽和模块外可拆卸式屏蔽相结合的方案，在确保辐射安全的同时降低运输过程总重量。SIMONS安全结构系统布局如图3所示。表2给出了SIMONS各部件及主要功能。就安全性而言，SIMONS具有以下特点：1）紧凑的一体化设计，不再设置大的回路管道，消除了假想的大破口事故发生的可能性；2）氦氙气体为惰性气体，一般不会与其他材料发生反应，大大减少了材料的腐蚀；3）主要靠移动反射层实现反应性控制，减少了弹棒、卡棒等事故的发生；4）非能动的安全设计，仅依靠非能动的衰变热排出系统，也能在停堆后保证燃料温度低于堆芯熔毁限值，避免了“堆芯熔化”现象的发生。

图3　SIMONS安全结构系统布局

表2 SIMONS 各部件及功能

2 事故故障树建模及量化分析

对于PSA分析，确定每一始发事件及事件组的发生频率是关键。而对于一个正在设计的反应堆而言，确定各种始发事件的发生频率是异常困难的。鉴于小型氦氙冷却堆结构及运行工况类似于高温气冷堆，同时压水堆具有大量丰富的运行数据，本研究从以下几个方面综合考虑及确定事故发生的频率：1）参考高温气冷堆相似瞬态事故频率；2）参考压水堆部分方案；3）根据设计情况假设；4）故障树分析计算。

针对小型氦氙冷却反应堆系统设计特点，采用演绎方法识别出19个始发事件［20］，并按照故障类型将这些始发事件分为6组，包括堆芯排热增加及减少事故、反应性和功率分布异常事故、管道破口及设备泄漏事故、未能紧急停堆预期瞬态事故及丧失场外电源事故，如表3所示。

表3 SIMONS始发事件清单及分组

对于堆芯排热增加始发事件组，可能的原因包括控制系统出现故障所导致的前冷器工作流体温度降低与流速升高，以及外负荷过度增加。控制系统出现故障与反应堆类型无关，参考压水堆运行经验，取2.9×10-2RY-1［21］。对于外负荷过度增加，在移动核电源寿期内可预见，参考高温气冷堆基准设计事故发生频率1.0×10-2RY-1［15, 22］。因此，对于堆芯排热增加始发事件及事件组而言，发生频率约为3.9×10-2RY-1。

堆芯排热减少始发事件（Heat Removal Reduction，HRR）及事件组将造成堆芯温度升高，是重要的可引发放射性泄漏的事故之一，其发生机制复杂，需通过建立故障树进行分析。如图4所示，布雷顿循环系统故障、冷却剂通道堵塞及外负荷丧失是堆芯排热减少的主要因素。其中，布雷顿循环系统根据其结构特点，导致其故障的因素可归结为主泵、压气机、涡轮机、换热器及前冷却器等部件失效。如图5所示，主泵失效的原因包括主泵出口电动阀意外关闭、主泵故障停运以及相关部件运行故障。其中，引发主泵出口电动阀意外关闭的原因包括阀门卡死或误动作；主泵故障停运的原因包括主泵叶片卡死、母线不可用或误动作。参考美国核管会WASH-1400报告［3］，控制失效频率为1×10-7h-1，电机故障频率为3×10-6h-1，可预估出主泵失效频率约为2.7×10-2RY-1；压气机及其部件失效故障树如图6所示，类似于主泵失效，主要由于电机及控制故障，其失效频率约为2.7×10-2RY-1；涡轮机失效故障树如图7所示，包括涡轮机轴承损坏、轴承故障停运及涡轮叶片损坏。引发轴承故障的因素包括轴承卡死、母线不可用或误动作。参考美国核管会报告NUREG/CR-5750［21］，涡轮机失效频率为7.0×10-3RY-1；图8给出了换热器失效故障树，其失效的主要因素包括换热器入口电动阀门意外关闭、换热器故障以及换热器出口阀门意外关闭。其中引发出、入口电动阀门关闭的因素包括阀门卡死以及误动作，导致换热器故障的因素包括换热器两侧管道堵塞。参考国际原子能机构（International Atomic Energy Agency，IAEA）部件可靠性报告IAEA-TECDOC-478［23］，换热器失效频率为1.5×10-2RY-1；前冷器失效故障树如图9所示，主要包括电动阀门失效或误动作以及真空失效。参考高温气冷堆部件可靠性［15］，其失效频率为1.4×10-1RY-1，高于布雷顿循环系统其他部件，主要是因为与外界空冷系统相连，需要保证真空环境。综上所述，布雷顿循环系统故障频率约为2.16×10-1RY-1。

图4　顶事件故障树

图5　主泵及相关部件故障树

图6　压缩机及相关部件故障树

图7　涡轮机及相关部件故障树

图8　换热器及相关部件故障树

由于核电源应用于偏远地区且外负荷不稳定，外负荷丧失事故在寿期内可预见，参考高温气冷堆基准事故频率［15］，预估为1.0×10-2RY-1；对于堆芯冷却剂流道堵塞事故，其诱因包括石墨及其他部件脱落。而高温辐照是导致石墨脱落的主要原因。精确评价这些因素是异常困难的，而目前类似堆型-高温气冷堆-相关报告未给出相关数据，因此可参考板式燃料反应堆由于高温中子辐照而造成的冷却剂通道堵塞事故发生频率［24］，预估为1.0×10-2RY-1。各部件失效频率列于表4中，堆芯排热减少始发事件及事件组发生频率为2.36×10-1RY-1。

堆芯反应性和功率分布异常事故主要由于反射层误移动与反射层驱动机构失效所导致。其中，反射层误移动主要为控制系统故障所致，而反射层驱动机构失效则主要由于电机故障造成，参考美国核管会WASH-1400报告中轻水堆运行经验［3］，可预估其发生频率分别为8.7×10-4RY-1与2.6×10-2RY-1（表5），基于此得出反应性和功率分布异常事故发生频率约为2.69×10-2RY-1。

表4 堆芯排热减少事故发生频率

表5 反应性和功率分布异常事故发生频率

对于管道破口和设备泄漏异常事故，可参考高温气冷堆运行经验及数据［15］。其中压力容器及屏蔽容器属于核级设备，在无其他事故发生（如主回路破口事故）情况下发生泄漏的概率非常低，参考高温气冷堆部件可靠性数据，发生频率分别为1.0×10-8RY-1与1.0×10-6RY-1。管道破口事故包括回热器冷、热测管道破裂以及前冷器管道破裂，参考美国标准模块化高温气冷堆始发事件发生频率分析数据（即管道破口大于1.9×10-4cm2工况下，标准模块化高温气冷堆破口发生频率为2.6×10-1RY-1），选取其中一堆芯模块（总计为4堆芯模块）管道破口频率6.5×10-2RY-1作为参考值。综上，管道破口及设备泄漏异常事故发生频率约为6.5×10-2RY-1（表6）。未能紧急停堆的预期瞬态事故主要是由于辅助控制系统（包括控制鼓）发生故障所致，其发生频率可参考轻水堆部件可靠性［3］，发生频率为2.69×10-2RY-1（表7）。对于丧失场外电源事故，与堆型无关，其发生频率可参考压水堆运行经验及工况［21］，为4.60×10-2RY-1。

表6 管道破口和设备泄漏异常事故发生频率

表7 未能紧急停堆的预期瞬态事故

图9　前冷器及相关部件故障树

3 结语

本文针对小型氦氙冷却移动式固体反应堆电源SIMONS特征，开展了较为系统的始发事件频率分析。首先，基于核电源系统结构特征，构建了核电源安全系统，并对各部件的安全功能及整个核电源系统的安全技术特点进行了明确。然后，针对所识别出的6组典型始发事件组（堆芯排热增加与减少、反应性和功率分布异常、管道破口和设备泄漏异常、未能紧急停堆的预期瞬态以及丧失场外电源），结合核电源系统结构与技术特征，参考高温气冷堆及轻水堆运行经验及数据，并构建故障树，进行了逐一分析。

1）堆芯排热增加事故：主要为控制系统故障所导致的前冷器工作流体温度降低与流速升高，以及外负荷过渡增加，参考压水堆及高温气冷堆运行经验，其发生频率约为3.90×10-2RY-1。

2）堆芯排热减少事故：主要由于布雷顿循环系统故障、冷却剂通道堵塞及外负荷丧失造成。通过构建故障树，同时参考轻水堆与高温气冷堆运行经验与数据，预估其发生频率约为2.36×10-1RY-1。

3）反应性和功率分布异常事故以及未能紧急停堆的预期瞬态：主要由于控制系统故障及电机故障所致，参考美国核管会WASH-1400报告中轻水堆运行经验，预估其发生频率均为2.69×10-2RY-1。

4）管道破口和设备泄漏异常以及丧失场外电源事故：参考轻水堆以及高温气冷堆运行经验与数据，预估其发生频率分别6.50×10-2RY-1以及4.60×10-2RY-1。

未来工作将基于所给出的事故发生频率，结合前沿系统失效概率，开展小型氦氙冷却移动式固体反应堆电源PSA分析。

作者贡献声明 伍建辉：负责文章起草和最终版本修订；周俊：负责数据采集；邹春燕：负责分析数据；贾国斌：负责行政、技术或材料支持；张奥：负责支持性贡献调研；蔡翔舟：负责文章修改；陈金根：负责对文章的知识性内容作批评性审阅。

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Accident occurrence frequency of a small helium-xenon gas cooled nuclear reactor system

WU Jianhui1,2,3ZHOU Jun1,2ZOU Chunyan1,2,3JIA Guobin1,2ZHANG Ao1,2,3CAI Xiangzhou1,2,3CHEN Jingen1,2,3

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Helium-xenon gas cooled nuclear reactor adopts helium-xenon gas as the coolant and is able to apply the integral Brayton cycle. It has advantages in miniaturization and lightweight design, which has attracted more and more attention worldwide. But rare severe accidents studies have been carried out for the small helium-xenon gas cooled reactor. Probabilistic safety assessment (PSA) is an important method to evaluate the safety of a reactor system. The results obtained by PSA can provide a valuable basis for improving the core design, identifying fault, guiding operation,. whilst the occurrence frequency of initial events is required for PSA analysis.This paper aims to evaluate the accident occurrence frequency for the small helium-xenon gas cooled reactor to provide an input for PSA analysis. [Methods] Based on the main technical characteristics of a small innovation helium-xenon cooled mobile nuclear power system (SIMONS), the occurrence frequency of typical accidents was analyzed by referring to the operational experiences and data of high temperature gas cooled reactor (HTGR) and light water reactor (LWR). Intensity analyses were performed on the frequency of accidents such as increase or decrease of core heat removal, abnormal reactivity and power distribution, pipe break and abnormal equipment leakage, anticipated transient without scram (ATWS), and loss of offsite power (LOOP).The calculation results show that the accidents of heat removal increase and decrease, abnormal reactivity and power distribution, pipe break and abnormal equipment leakage, ATWS, and LOOP have an occurrence frequency of 3.90×10-2RY-1, 2.36×10-1RY-1, 2.69×10-2RY-1, 6.50×10-2RY-1, 2.69×10-2RY-1and 4.60×10-2RY-1, respectively.The calculated results can be taken as the inputs for the PSA study of the SIMONS, providing basic reference value for further PSA analysis of mobile nuclear power system.

Small helium-xenon cooled reactor, Probabilistic safety assessment, Fault tree

Supported by National Key R&D Program of China (No.2020YFB1901900)

WU Jianhui, male, born in 1985, graduated from Waseda University with a doctoral degree in 2014, focusing on nuclear reactor physical design and safety analysis

CHEN Jingen, E-mail: chenjg@sinap.ac.cn

2022-02-23,

2022-03-31

TL329

10.11889/j.0253-3219.2022.hjs.45.060605

国家重点研发计划项目(No.2020YFB1901900)资助

伍建辉，男，1985年出生，2014年于早稻田大学获博士学位，研究领域为反应堆物理设计与安全分析研究

陈金根，E-mail：chenjg@sinap.ac.cn

2022-02-23，

2022-03-31