一体化压水堆非能动余热排出系统可靠性分析
海水淡化堆非能动余热排出特性模拟实验研究
５ 实 验 结 果 及 分 析
５ ． １ 非 能动 余热 排 出验证 实验 模拟停堆信号触发模拟停堆后 ，余热排出上 升管 和安 注 管上 的 隔离 阀 自动开 启 ，主泵 自动 停 闭 。随着 主泵 惰 转 种 陨性压 头 的减小 直至 消失 ， 蓄压 水池 冷水 通 过安 注 管和 波动 管流 入主 系统 ，
海水淡化堆 非能动余热排 出特性 模拟实验研究
聂 常华 ，许世杰 ，刘 逊 ，卓 文彬 ， 李长林 ，郑 华 ，李朋洲 ，余 庆林
中 国核动力 研究设 计 院反应 堆工 程研究 所 ，成 都 ，６ １ ０ ０ ４ １
摘要 ： 在规模 因子为 １ ／ ４ ５ 的海水淡化堆综 合模拟实验装置上 ， 开展海水淡化堆非能动余 热排出特内电加热元件功率 ，使反应堆功率从 给定功率开始按预先设定的功率 曲线变化来模拟 堆 芯余 热 。实验 过 程 中测量 堆芯 进 出 口温 度 、蓄
压水池内水温以及主系统各环路 、余热排 出上升 管 、波动 管 、安 注管 流量 。
图 ｌ 实验装置流 程图
２ 原 型 流 程
温岭核能海水淡化反应堆主冷却剂系统包括 反应堆及 ４ 条环路 ， 每条环路包含 １ 台主循环泵 ， １台热交换器。其 中 ２条环路的冷端通过波动管 与蓄压水池相连。反应堆专设安全设施包括应急 堆芯冷却分系统 、应急余热排出分系统以及应急
采用全压全高度模拟，各主要设备高度及设备间 的相对高差与原型一致 。 实验装置系统流程如图 ｌ 所示。实验装置的
岭海 水 淡化 反应 堆 的方案设 计 中采用 的非 能 动安
AP1000 资料介绍
所有关于AP1000AP1000的设计理念在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，安全系统采用“非能动” 设计理念。
“非能动安全系统” 利用自然物理现象-重力、自然循环(蒸发、冷凝和密度差）以及气体蓄能驱动流体流动，带走堆芯余热和安全壳的热量，不需要外部能源。
非能动设计理念已有实际应用，技术是成熟的。
非能动设计理念的引入，使核电站的设计发生了根本的变化：● 系统配置简化，安全支持系统减少，安全级设备和抗震厂房大幅减少，安全等级和质保等级降低，应急动力电源和很多动力设备被取消，大宗材料需求明显降低；● 预防和缓解事故和严重事故的操作简化;● 安全性能显著提高；由于设计简化、系统简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、运行和维修简化等一系列效应，最终使AP1000在安全性能显著提高的同时，经济上也具有较强的竞争力。
AP1000总体概括及特点1. 总体概况AP1000是西屋公司开发的一种双环路1000 MW的压水堆核电机组，其主要特点有：采用非能动的安全系统，安全相关系统和部件大幅减少、具有竞争力的发电成本、60年的设计寿命、数字化仪空室、容量因子高、易于建造(工厂制造和现场建造同步进行)等，其设计与性能特点满足用户要求文件（URD）的要求。
西屋公司在开发AP1000之前，已完成了AP600的开发工作，并于1998年9月获得美国核管会（NRC）的最终设计批准（FDA），1999年12月则获得NRC的设计许可证，该设计许可证的有效期为15年。
屋公司投入了大量人力，通过大量的实体试验和众多听证与答辩来确保其设计的成熟性。
AP1000基本上保留了AP600核岛底座的尺寸，但也作了适当的设计改进以提升AP1000的先进性和竞争力：增加堆芯长度和燃料组件的数目；加大核蒸汽供应系统主要部件的尺寸；适当增加反应堆压力壳的高度；采用△125的蒸汽发生器；采用大型密封反应堆主泵（装备有变速调节器）；采用大型的稳压器；增加安全壳的高度；增加某些非能动安全系统部件的容量；增加汽轮机岛的尺寸和容量等。
AP1000非能动余热排出热交换器导热能力分析
图1 PRHR HX 自然循环示意图
热交换器中的压力与反应堆冷却剂系统（RCS）压 力相同，以防止在热交换器最初启动时发生水锤现 象，热交换器中的水温与 IRWST 中的水温相同， 这样在电厂运行期间就可以建立并保持自然循环驱 动压头。
IRWST 的 位 置 高 于 反 应 堆，PRHR HX 入 口 管 线 与 RCS 1环 路 的 主 管 道 热 段 相 连 接， 入 口 管 路上装有一个常开的电动阀。出口管线与蒸汽发生 器（SG）冷段腔室相连接，出口管线上有两个并联 常关气动阀。反应堆正常运行时，一旦收到安全驱 动信号，出口管路上的两个气动阀自动打开。由于 PRHR HX 和反应堆之间存在着位差和温差，因此 气动阀打开后即产生反应堆冷却剂的自然循环流， 其方向与主泵产生的强制流方向相同。主泵脱扣前， 主泵能同时为 PRHR HX 提供强制流。主泵停止后 反应堆的衰变热继续由自然循环方式传至换料水箱。
AP1000 PRHR HX 自 然 循 环 试 验 验 证 了 PRHR HX 触发后在自然循环工况下带走堆芯衰变 热的能力，本文通过分析试验方法及试验过程中的 电厂数据，包括 PRHR HX 入口、出口温度，流道 压力、流量等参数，共421组试验数据（总时长7分 钟，间隔1秒），计算结果表明，PRHR HX 具有足 够的导热能力，大于设计预期，能带走堆芯衰变热。
试验方法充分考虑了试验目的的需要，利用堆 芯衰变热验证 PRHR HX 的导热能力，具有可行性， 并从电厂安全角度确保了机组状态可控，以及在执 行性上具有可操作性。
4 PRHR HX 换热量计算和分析
3 PRHR HX 自然循环试验方法评估与分析 3.1 试验简介
试验目的在于验证在正常运行温度下非能动余 热排出热交换器（PRHR HX）可以依靠自然循环排 出堆芯裂变产物衰变热的能力。先决条件是机组满 功率正常运行。
浅析二次侧非能动余热排出系统流动不稳定性
浅析二次侧非能动余热排出系统流动不稳定性发布时间：2021-04-06T08:05:14.573Z 来源：《建筑学研究前沿》2021年1期作者：付建男1 吴雯雯2[导读] 福岛事故发生后，二次侧非动能去除（ASP）系统已广泛用于第三代反应堆，例如华龙二号。
1 福建福清核电有限公司福建省福清市 3503002 成都海光核电技术服务有限公司四川省成都市 610000摘要：二次侧非能动余热排出系统（ASP）是具有压水堆的核电站消除整个工厂停电的重要措施之一。
为了研究ASP系统的性能，设计并构建了ASP系统测试工具ASPTF。
在ASPTF上进行了ASP系统稳定性影响测试，并对测试结果进行了理论分析。
实验研究和理论分析表明，ASP系统在低压低功率情况下会发生流动不稳定性。
增加蒸汽管路或回流管路的阻力系数可以抑制ASP系统中的流量不稳定；当加热功率为降低时，ASP系统更容易受到流量不稳定的影响。
主泵的运行状况会影响ASP系统的输入功率，从而影响系统中的流动不稳定。
关键词：核电站；二次侧非能动余热排出系统；流动不稳定性；试验研究福岛事故发生后，二次侧非动能去除（ASP）系统已广泛用于第三代反应堆，例如华龙二号。
同时也是第二代的重要改进，其超压达到数百万千瓦，带水反应堆的核电厂发生RBS事故时的重要措施。
ASP系统基于蒸汽发生器次级侧封闭自然循环的基本原理，在蒸汽发生器的次级侧产生的蒸汽，经过热交换器中冷凝成单相水，然后返回次级。
在蒸汽发生器的侧面，热交换器将一次回路铁芯产生的残留热量传递到热水热交换器水箱中的水中。
随着热量的传递，热水交换器中水的温度持续升高，直到沸腾为止。
热量传递到最后一个散热器——空气箱中。
由于ASP系统在气液两相流状态下运行，因此系统中的两相流可能会不稳定[1]。
许多科学家通过使用数值软件仿真来研究ASP系统的性能，并创建用于对各种类型的ASP系统进行系统测试的测试设备。
RELAP5程序是用于压水堆系统分析的全球通用程序，已广泛用于反应堆事故和系统性能的研究。
基于故障树分析的AP1000非能动余热排出系统的设计与优化
基于故障树分析的AP1000非能动余热排出系统的设计与优化钱晓明;陆道纲;玉宇【摘要】非能动余热排出(PRHR)系统是AP1000核电站重要安全系统之一.采用故障树方法对该系统可靠性进行评价,得到系统可能失效机理,并运用Risk Spectrum软件进行定量分析,得出系统失效概率约为9.215×10-5.结果表明,余热排出热交换器入口管线上电动阀失效关闭是导致系统失效的最主要因素.基于计算结果提出两种方法对系统进行优化:1)在另一回路增加同样1套PRHR系统；2)在原有系统基础上增加一PRHR热交换器.通过故障树分析计算,并分别从系统可靠性、复杂性、经济性等方面对两种方法进行比较发现,方法2更具可行性,建议工程上采用此方法对系统进行优化.%Passive residual heat removal (PRHR) system of AP1000 nuclear power plant is one of the important safety systems. The reliability of PRHR system was estimated by using fault tree analysis (FTA), and the potential failure mechanism of PRHR system was got. The software of Risk Spectrum was used to make quantitative analysis of PRHR system, and the probability for failure of the system was about 9. 215×10-5. The final result shows that the motor-operated isolation valve of the PRHRheat exchanger inlet failure to open is the most important factor leading to the system failure. Based on the results, two methods were put forward to optimize the system: 1) The same PRHR system was added in another loop;2) The PRHR heat exchanger was added in original system. By the fault tree analysis and calculation, and comparing the two methods separately from the system reliability, complexity, economic and other aspects, method 2 ismore feasibility, and this method is proposed to be used to optimize the system.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2012(046)008【总页数】4页(P927-930)【关键词】系统可靠性;AP1000;非能动余热排出系统;故障树【作者】钱晓明;陆道纲;玉宇【作者单位】华北电力大学核科学与工程学院,北京102206;华北电力大学核科学与工程学院,北京102206;华北电力大学核科学与工程学院,北京102206【正文语种】中文【中图分类】TL364.5AP1000是我国引进西屋公司开发的两环路1 000MWe的非能动先进压水堆核电站。
非能动余热排出换热器传热特性研究
反应 堆 在运行 一 段 时 候 后 停堆 ， 由于裂 变 碎 片
了影响 换热 器性 能 的控 制 热 阻 ． 了 提高 余 热 排 出 为
的衰变 和 中子俘获 产 物 的衰 变 ， 芯仍 有 一 定 的释 堆 热． 这部 分 释热量 是持 久而 且相 当大 的 ， 如果不 及 时
导 出堆 外 ， 会 发 生 极 其 严 重 的事 故 ¨ ． 常 这 部 将 』通
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第３ ４卷 第 ９期 ２０ ０ ７年 ９月
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文章 编 号 ：０ ９— ７ Ｘ（０ ７）９— ０ ９— ３ １０ ６ １ ２ ０ ０ ０ １ ０
ｔｃ ｆｆｖ ｅ ｔｅ ｃ ａ ｇ ｕ ｅ ｒ ｎ ｌｚ ｄ ｂ ａ ｓ ｏ ｘ ｅ ｉ ｎ ｓｕ ｄ ｒ ｔ ｅ ｃ ｎ ｉｉｎ ｆｎ ｔ ｒ ｌｃ ｎ ｅ ｔｏ ｉ ｓｏ ｅ ｈ ａ ｘ ｈ ｎ ｅ ｔ ｂ ｓｗｅ ｅ ａ ａｙ ｅ ｙ ｍｅ ｎ ｆｅ ｐ ｒｍｅ ｔ ｎ ｅ ｈ ｏ ｄ ｔｏ ｓ ｏ ａｕ ａ ｏ ｖ ｃｉｎ， ｉ ｓ ｂｃ ｏｅ ｏｌｎｇａ ｄ ｎ ｌ ａｅ ｐ ｏ ｏ ｌ ｇ．Ｅｘ ｅ ｍｅ ｔｌｒ ｓ ｌｓ ｉｄｉａｅ ｔ ａ ，ｕ ｄ ｒｔ ｅ ｓ ｍｅ ｅ ｐ ｒｍｅ ｔｌｃ ｎｄ— ｕ ｏ ｌ ｄ ｂ ｉｉ ｎ ｕｃｅ ｔ ｏ ｌｂ ｉｉ ｎ ｐ ｒ ｎ ａ ｅ ｕ ｔ ｎ ｃ ｔ ｈ ｔ ｎ ｅ ｈ ａ ｘ ｅ ｉ ｎ ａ ｏ ｉ ｉ ｔｏ ｓ，ｔ ｅ ｂ ｉｉ ｅ ｔｅ ｃ ｎｇ ｏ ｆｉ ｉｎ ｆｉ ｔｇ ａ ｉ ｆ ｕ ｅ ｉ ｂ ｕ ｗｉｅ ｔ ａ ｆｓ ｏｈ ｔ ｂ ｉｎ ｈ ｏ ｌ ｈ ａ ｘ ｈａ ｅ ｃ ｅｆｃｅ ｔｏ ｎ ｅ ｒ ｌｐ ｎ— ｎ ｔ ｂ ｓａ ｏ ｔｔ ｃ ｈ ｔｏ ｍｏ ｔ ｕ ｅ，ａ ｄ ａ ｏ ｔ１． ｎｇ ｉ ｎ ｂ ｕ ６ ｔｍｅ ｈ ｔｏ ｏ ｒｂ ｔ ｂ ｉ ｓｔ ａ ｆｌｗ—ｉ ｕ ｅ．Ｔ ｅ ｔｅ ｃ ａ ｇ ｅ ｆ ｒ ｎ ｅ ｏ ｏ ｒｂ ｔ ｅ ｉ ｔｅ ｈ ｎ ｔ ａ ｆｓ ｏｈ ｔ ｂ ｎ ｈｅ ｈ ａ ｘ ｈ ｎ ｅ ｐ ｒｏ ｍａ ｃ ｆｌｗ—ｉ ｕｂ ｓｂｅｔｒ ｔａ ｈ ｔｏ ｍｏ ｔ ｕ ｅ ａ ｄ
HPR1000：具备能动与非能动安全性的先进压水堆
ResearchNuclear Power—ReviewHPR1000：具备能动与非能动安全性的先进压水堆邢继*，宋代勇，吴宇翔China Nuclear Power Engineering Co., Ltd., Beijing 100840, Chinaa r t i c l e i n f o摘要Article history:Received 6 November 2015Revised 4 March 2016Accepted 7 March 2016Available online 31 March 2016ＨＰＲ１０００是具有能动与非能动安全性的先进核电站。
它是基于现有压水堆核电站成熟技术的渐进式设计，融合了包括采用１７７组ＣＦ３先进燃料组件的堆芯能动与非能动安全系统、全面的严重事故预防与缓解措施、强化的外部事件防护能力和改进的应急响应能力在内的先进设计特征。
针对关键的自主创新技术，如非能动系统、堆芯和主设备，研究人员已经开展了充分的试验验证。
ＨＰＲ１０００的设计满足国际上对先进轻水堆的用户要求以及最新的核安全要求，并且考虑了福岛事故的经验反馈。
基于其出色的安全性与经济性，ＨＰＲ１０００为国内与国际核电市场提供了卓越可行的解决方案。
© 2016 THE AUTHORS. Published by Elsevier LTD on behalf of Chinese Academy of Engineering andHigher Education Press Limited Company. This is an open access article under the CC BY-NC-NDlicense (/licenses/by-nc-nd/4.0/).关键词ＨＰＲ１０００能动与非能动安全性先进核动力堆（先进压水堆）1. 引言核能发电始于20世纪50年代晚期，在随后的半个世纪中经历了不同的发展阶段[1,2]。
非能动余热排出系统换热器管外流动组织及其对换热能力影响分析
非能动余热排出系统换热器管外流动组织及其对换热能力影响分析宋宇;赵加清;李晓伟;李笑天;吴莘馨【摘要】The convective heat transfer was studied around the heat exchanger tube in the passive residual heat removal system.The flow difference and heat exchange capa-bility were compared around the tubes with and without baffle.The numerical results show that the baffle can optimize the flow inside the heat exchanger tube and improve heat exchange capability. The heat exchange capability, flow resistance and outlet temperature were investigated for the cases without baffle,with baffle and when the baffle has gaps respectively.The results show that the baffle can increase the heat exchange capability by 20% and double the flow resistance.The single gap has little effect on the heat exchange capability,while multi-gap will result in losing some amount of heat transfer rate in heat exchange.%对非能动余热排出系统的换热器管外对流换热进行数值分析，比较组织流道和不组织流道时换热器管束外部的流动分布的差异和换热能力的大小，数值计算结果表明，组织流道可优化换热器管外的流动，提高换热器的换热能力。
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一体化压水堆非能动余热排出系统可靠性分析 王晨阳;彭敏俊;夏庚磊;丛腾龙 【摘 要】为了提高计算非能动安全系统功能失效概率时的计算效率,量化非能动系统的可靠性,推动非能动安全系统的发展,本文采用层次分析法选定关键参数,使用RELAP5进行一体化压水堆IPWR200的热工水力模型的建立,进行不确定性传递得到系统响应值形成训练集.训练人工神经网络作为复杂热工水力程序的替代模型,并利用响应面法计算了非能动余热排出系统的物理过程失效概率,最后将结果整合到硬件失效的故障树分析模型中.结果表明:IPWR200非能动余热排出系统可靠性较高,物理过程失效是导致系统失效的关键因素.
【期刊名称】《哈尔滨工程大学学报》 【年(卷),期】2018(039)012 【总页数】8页(P1910-1917) 【关键词】非能动系统;可靠性;响应面;概率安全分析;一体化压水堆;RELAP5;神经网络;功能失效
【作 者】王晨阳;彭敏俊;夏庚磊;丛腾龙 【作者单位】哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江哈尔滨150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江哈尔滨150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江哈尔滨150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室,黑龙江哈尔滨150001 【正文语种】中 文 【中图分类】TL33
在福岛事故发生后，新一代先进反应堆设计对固有安全性提出了更高的要求。非能动系统依靠自然循环、重力等自然法则作为驱动力，减少了对外部电源与人员干预的依赖，仅依靠堆的固有安全性就能使反应堆趋于相对安全的状态。因此，非能动设计是新一代核电站设计的特点与趋势[1]，其可靠性分析研究也成为了人们关注的焦点。 由于实现系统功能的机理不同，非能动系统可靠性分析的方法也与能动方法有所区别[2]。作为驱动的自然力与阻力数量级上接近，由参数不确定性所引入的物理失效过程是非能动系统可靠性分析的关键与难点[3]。正是由于物理失效过程的存在，使得非能动系统即使硬件全部可靠，也存在着系统偏离运行状态而无法实现其功能的可能，Burgazzi 将这种失效称为功能失效[4-5]。 近年来，国内外针对非能动系统可靠性分析做了大量工作。Marques等[6-7]分别研究了非能动系统可靠性评估方法RMPS 和REPAS。谢国锋等[8]利用响应面与蒙特卡洛法等针对清华10 MW高温气冷堆的非能动系统进行计算。王冬青等[10-11]采用基于重要取样的子集模拟法与优化的线性取样法对AP1000[9]非能动余热排出系统功能失效进行计算，在保证计算精度的前提下，具有较高的计算效率。玉宇等[12]利用相关性分析减少神经网络响应面法的输入参数，极大提高了计算效率。目前，国内、外的研究对象主要是分散式布置的反应堆，国内的研究者大多针对AP1000的非能动系统进行分析，对一体化压水堆非能动系统的可靠性研究工作尚有不足。由于一体化压水堆主要设备的结构布置与分散式布置压水堆有所区别，在非能动系统投入后，反应堆内的自然循环特性也并不相同，因此，在关键参数的选取以及热工水力模型的建立上都会存在差异，具有研究分析的意义。此外，目前的非能动可靠性分析方法集中于分析物理过程的失效，如何将其整合到概率安全分析(PSA)中，将物理失效与硬件失效合理的结合考虑仍是一个难题[13-15]。 针对现有研究存在的不足[16]，本文以一体化压水堆IPWR200[17]为研究对象，分析其非能动余热排出系统的可靠性。考虑到一体化堆与分散式布置压水堆在结构与运行特性上的区别，影响系统功能的关键参数于系统在发生事故后的响应也必然有所差异。通过层次分析法选定影响系统功能的关键参数，并通过拉丁超立方抽样选取样本作为输入，通过最佳估算程序RELAP5建立热工水力模型后传递不确定性计算得到响应值，合理设计神经网络结构并运用神经网络响应面法作为替代模型，定量计算系统的物理过程失效概率。本文将计算得到的物理失效概率作为底事件整合到PSA故障树模型中，合理地考虑物理失效与设备失效对系统功能的综合影响，定量计算了非能动余热排出系统的失效概率。 1 非能动可靠性 非能动安全系统的作用机理是自然循环、重力驱动等自然法则，相对于能动系统，其驱动力的数量级要小很多，导致非能动系统的运行状态对参数不确定性的影响更加敏感[18]。由于安装、制造等工程误差以及核电厂运行状态的波动，使系统的结构参数与运行参数X(x1,x2，…,xn)存在一定范围的波动，这种不确定性的存在可能导致系统功能的失效。
(1) 式中：Y(X)为用来传递不确定性的复杂热工水力程序，通常是隐式的函数；A是根据系统功能所确立的失效准则，通过判断g(X)的值确定系统状态。系统的物理失效概率可由式(2)进行计算: (2) 式中：IF(X)为指示函数，当g(X)>0时，其值为1；否则为0。 由于g(X)是由复杂热工水力程序得到的响应值，其指示函数不具有明确的表达式，因此式(2)的积分值需要采用数值的方法求解。非能动安全系统可靠性分析可以采用直接蒙特卡洛、减少方差的抽样技术、响应面法等。由于直接蒙特卡洛方法的计算所需的样本个数与系统失效概率成反比，加之每次运行RELAP5等系统分析程序都需要数小时的时间，对于失效概率较小的非能动系统来说，计算量显然是难以承受的。通过响应面法替代复杂的热工水力程序极大地提高计算效率[19]，利用拉丁超立方抽样方法对参数进行抽样提高了样本的填充性，较少样本就可以形成满足精度要求的响应面。本文的分析框架如图1所示。 2 热工水力模型 2.1 IPWR200简介 IPWR200是热功率为200 MW的多用途一体化压水堆，目前已经完成了热工水力及堆芯物理设计(主要应用于浮动核电站、船用核动力装置的相关研究，其主要特点是采用板状燃料元件以及套管式直流式蒸汽发生器)。12台蒸汽发生器与4台主泵分四组环绕堆芯布置，IPWR200采用二次侧余热排出系统，其结构图如图2所示。正常运行状态下，PRHRS管道中装满冷却水，PRHRS进口管线隔离阀处于常开状态，出口处设有并联的气动隔离阀并处于常关状态。当发生全厂断电事故时，给水中断，主给水隔离阀与主蒸汽隔离阀关闭，PRHRS出口管道上的气动隔离阀在失去电力或触发控制信号时自动打开，管道中的冷却水迅速进入OTSG带走一回路热量汽化后进入PRHRS热交换器，将热量传递给冷却水箱。水箱作为最终热阱可以长期有效地带走反应堆衰变热，确保反应堆的安全性。 2.2 失效准则与确定关键参数 非能动余热排出系统的功能是当发生事故时通过自然循环带走反应堆衰变热，防止堆芯冷却剂出现汽化，确保堆芯包壳的完整性。 确保堆芯出口具有一定的过冷度，建立稳定的冷却剂自然循环是顺利带走衰变热的关键，本文选择冷却剂堆芯出口温度作为判别系统状态的依据，认为当冷却剂堆芯出口温度高于局部沸腾的临界时，开始出现局部沸腾，导致燃料棒与冷却剂之间的传热恶化，非能动系统丧失设计时的换热能力，堆芯衰变热无法顺利导出，偏离安全运行状态。 图1 可靠性分析框架Fig.1 Flow chart of reliability assessment method 图2 非能动余热排出系统结构图Fig.2 Schematic diagram of the PRHRS 根据所确定的失效准则，选择影响系统功能的关键参数。由于非能动余热排出系统涉及复杂的热工水力过程，其功能的实现受到很多参数的影响。考虑过多的不确定性参数会大幅度增加热工水力程序的计算量，而一些参数对系统功能的影响较小，将这些影响较小的参数采用设计值对可靠性计算结果并不会造成明显的影响的同时，可以大幅度地减少输入参数维度，进而减少生成响应面时所需的样本数量，是合理有效的方法[20]。 本文采用层次分析法(analytic hierarchy process,AHP) 进行重要参数的筛选。AHP是一种模拟人类面对复杂问题时的选择问题而提出的方法，该方法简洁、实用，将复杂问题的结构形式化，广泛应用于各领域的决策问题。AHP方法主要包括三个步骤： 1) 建立决策目标层的结构，对所有对目标层有影响的元素进行分解，较低一层的元素对上一层中元素有直接影响； 2) 两两比较同一层各元素对上一层某元素的相对重要度，构造判断矩阵； 3) 计算各底层元素对决策目标层影响的相对权重，并作一致性检验。 构建层次分析结构如图3所示，根据专家的工程经验，通过两两比较各参数得出相对权重。反应堆功率直接影响到衰变热的大小。上升段高度影响到冷、热源位差，冷却水箱的初始水温关系到冷源的温度，这两个参数都直接影响到自然循环能力。PHRHS进口阻力系数及管径对自然循环流动有较大影响，系统换热受到PRHR管壁厚以及换热器管径等参数的影响。经过分析与判断矩阵计算后，筛选得到影响系统功能的关键参数有：反应堆初始功率、PRHRS进口阻力系数、PRHR HX换热面积、冷却水箱初始水温、二次侧压力、PRHR HX管径、PRHRS上升段管径、PRHR管壁厚、上升段高度。 3 非能动系统可靠性计算 3.1 参数不确定性范围 非能动系统的作用机理是基于自然循环等物理法则，系统功能的实现依赖于热工水力现象。因此，运行环境的变化、制造安装及测量的误差、系统运行状态的波动等都会造成系统参数具有不确定性[21]。本文只关注参数不确定性对系统可靠性带来的影响，不考虑模型不确定性。 图3 层次分析模型Fig.3 Analytic hierarchy process model 通过AHP确定9个影响系统功能的重要参数，根据工程上的3σ原则，服从正态分布的结构参数的波动范围限制在正负3倍标准差以内。由于实际情况下部分参数如换热面积的分布区间并不是完全对称，这里部分参数采用截断正态分布，不仅可以考虑非对称的样本区间，而且可以在更合理的样本范围内抽样，截断正态分布示意如图4所示。 图4 截断正态分布Fig.4 Truncated normal distribution 服从截断正态分布的概率密度函数fx(x)为
(3) 式中：F(x)为截断前正态分布的累积概率分布，XL、XR分别为截断的左、右边界。根据文献[22-23]调研结果以及工程经验确定各个参数的不确定性范围，如表1所