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大亚湾核电站反应堆保护系统可靠性分析(1)

北极星电力网技术频道    作者:佚名   2011/3/3 14:23:50   

  所属频道:  核电    关键词:  大亚湾核电站 反应堆 保护系统

摘要:以故障模式影响分析(FMEA)和FTA 可靠性分析方法为基础,依据大亚湾核电站PRA 事件树分析的结果,确定了反应堆保护系统(RPR)故障树的顶事件和成功准则,建立了以紧急停堆失效和专设安全设施驱动失效为顶事件的故障树,利用RISK-SPECTRUM 程序,对所建的故障树进行定量分析与计算,得到系统故障树的失效概率和最小割集,从而为大亚湾核电站可视化风险分析软件提供数据支持。

关键词:反应堆保护;故障树分析;停堆保护;专设安全设施驱动

1 引 言

为减少紧急停堆,需要通过PRA(概率安全分析)找出核电站中各种可能引起机组紧急停堆的信号和部件,评价系统设计的安全性和可靠性,找到可能存在的设计缺陷,采取有效的防范措施,减少此类事件。

本文以故障模式影响分析(FMEA)和FTA 可靠性分析方法为基础,依据大亚湾核站PRA 事件树分析的结果,建立了以紧急停堆失效和专设安全设施驱动失效为顶事件的故障树; 利用RISK-SPECTRUM 程序,对所建的故障树进行定量分析与计算,得到系统故障树的失效概率和最小割集,为大亚湾核电站可视化风险分析软件提供数据支持。

2 反应堆保护系统(RPR)的功能及组成

本次分析的RPR 系统为广义的反应堆保护系统。分析的范围从系统的传感器(热工仪表和核仪表)到控制棒组件及专设安全设施驱动信号部分。

反应堆保护系统的功能主要是保护三大核安全屏障(燃料包壳、一回路压力边界和安全壳)的完整性,当运行参数达到危及三大屏障完整性的阈值时,保护系统动作触发反应堆紧急停堆和启动专设安全设施(图1)。

应堆保护系统上游连接所有的保护仪表组。仪表组分为热工仪表组和核仪表组两大类,它们输出的模拟量信号,经过阈值继电器转换成逻辑量送入反应堆逻辑保护(RPR)系统的输入机柜。

热工仪表信息主要来自反应堆冷却剂系统(RCP)、主蒸汽系统(VVP)、给水流量控制系统(ARE)、汽轮机调节系统(GRE)、汽轮机保护系统(GSE)、安全壳内大气监测系统(ETY)、反应堆换料池和乏燃料水池冷却系统(PTR)。核仪表信息主要来自核仪表系统(RPN) 和长棒控制系统(RGL)[1]。

反应堆保护系统的下游信息传给保护执行系统。它通过继电器回路给出保护执行信号,既可发出紧急停堆信号,又可以投入各项专设工程安全系统。

反应堆保护系统在机组运行期间,保护仪表持续对许多参数监视,反应堆停堆断路器中的两个主断路器(RPA 300 JA/RPB300JA)的初始状态为关闭。保护仪表的模拟输出量通过阈值继电器转换成开关量信号并被传递到保护逻辑[2]。

当超过某些经事故研究所确定的安全限制时,反应堆保护系统紧急停堆部分发出反应堆停堆和/或安全驱动保护的安全指令。收到相关的信号后,反应堆停堆断路器打开,停堆控制棒组件迅速落到堆芯底部,且/或专设安全设施启动。

图1 RPR 系统保护功能简图

3 系统可靠性FMEA 分析

在故障树建造之前,首先对反应堆保护系统进行FMEA 分析(Failure Mode and EffectAnalysis)。通过做FMEA 分析可以得到系统明显的故障模式并确定单点故障,其中部分故障有可能通过简单的设计修改和维修消除。在进行本次FMEA 分析时,对具有相同功能的部件还考虑了共因失效(Common Cause Failure)的形式。值得注意的是:确定事件是否属于同一共因事件组不是看它们是否属于同一系统,而是看是否属于同一功能。

部件共因失效定量分析主要方法有:β因子模型法,MGL(多希腊字母)模型法,α因子模型法,大亚湾核电站采用MGL 模型法。

来源:电力网
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