鈉冷快堆換料系統可靠性研究

顏 寒，楊紅義，楊 晨

(中國原子能科學研究院 反應堆工程技術研究部，北京 102413)

以液態金屬鈉作為冷卻劑為鈉冷快堆帶來了諸多技術優勢[1]，與此同時，為避免在換料期間反應堆一回路內的鈉與過多的空氣接觸生成雜質，進而影響反應堆的安全運行，鈉冷快堆普遍采用封閉式的“一出一進”的換料方式。這種換料方式意味著通過多套復雜的機械裝置將堆內的乏燃料在受控的氣體環境條件下逐根替換為燃料組件。這種換料方式的復雜性遠較壓水反應堆高，期間出現故障的可能性也較壓水堆大[2-3]。

與此同時，由于鈉冷快堆換料間隔普遍較輕水反應堆短，這就使得正常換料時間在總的運行時間中所占的比例較輕水反應堆高，一旦換料過程中出現導致換料操作中止或換料速度下降的故障，就可能會對反應堆的發電效率產生較大影響。本文以某典型的鈉冷快堆作為對象，分析其換料系統發生故障的概率以及換料系統故障對電廠生產可用性的影響。

1 鈉冷快堆換料時間對電廠可用性的影響

核電廠的運行效率對其經濟競爭力影響重大，從不同角度對運行效率有不同的衡量方式，如負荷因子等。可用性是指在不考慮電網調度的情況下，電廠處于向外輸出電力的時間與其總的運行時間之間的比值，是一個從可靠性角度來衡量電廠運行效率的指標[4-6]。

在20世紀80年代制定先進反應堆的技術要求時，美國電力研究院要求先進輕水反應堆(包括先進壓水堆與先進沸水堆)的生產可用性達到87%，并認為這對于當時在運核電廠是一個“偏高但可以達到”的值，該指標后來成為三代反應堆技術要求的一部分[7]。

關于與87%生產可用性相對應的13%的生產不可用，先進輕水反應堆用戶要求文件(URD)將其分解為以下幾部分：1) 非計劃停機，主要指非計劃、被迫停機的頻率與天數，對于先進輕水反應堆，此部分約占1%～2%；2) 換料停機，指不包括設備更換、反應堆正常停機與換料時間；3) 計劃與主要大修，指設備的維修與更換，但需要強調的是本部分與換料停機時間。

其中換料和主要大修之間顯然重復，在換料的同時，不參與換料工作的設備在可行的情況下可同步進行定期維修、檢查以及部件更換。每次換料停機所消耗的時間實際上是由兩者共同決定的。從URD的要求來看，對于輕水反應堆，后者是更占據支配性的因素。

對于鈉冷快堆，導致不可用的因素與壓水堆是趨于相同的[8-10]，區別在于：1) 由于鈉冷快堆的運行數據中包含了眾多早期實驗反應堆，而鈉冷快堆運行經驗中包含的主要是非商業運行的經驗，所以非計劃停機所占的比例較高；2) 由于普遍換料間隔較短而換料操作所需時間較長，因此換料停機所占的比例較壓水堆高。部分鈉冷快堆的換料時間以及換料間隔列于表1。

表1 典型鈉冷快堆的換料時間以及換料間隔Table 1 Typical refueling time and refueling interval time of SFR

2 鈉冷快堆換料系統設計

圖1 堆內換料系統流程圖Fig.1 Flow chart of refueling system in vessel

鈉冷快堆的換料系統主要由堆內換料系統、堆外換料系統、乏燃料組件工藝運輸系統以及新組件工藝運輸系統構成。堆內換料系統流程如圖1所示，系統內的主要設備有旋塞、控制棒導管提升機構、換料機、裝料提升機和卸料提升機。系統與堆外換料系統以及堆芯存在接口。系統在換料流程中的任務包括：1) 將堆內貯存阱中已存放數個周期的乏燃料組件移出反應堆(堆外換料系統轉運機)；2) 將堆內乏燃料組件轉運至堆內貯存阱；3) 將新組件(堆外換料系統轉運機)放入堆內。

對于控制棒、非能動停堆棒等不同的組件類型，堆內換料系統所執行的換料過程與燃料組件相比略有差異，但考慮到其更換過程較換料過程更為簡單，后續以燃料組件分析為主。

堆外換料系統由反應堆大廳、轉運室、清洗室及這些工藝間中的新組件裝載機、轉運機、轉換桶等設備組成，負責完成新組件從新組件工藝運輸系統到入堆及乏燃料組件出堆到乏燃料組件工藝運輸系統的一系列轉運操作。堆外換料系統在換料流程中的任務包括：1) 將新組件從運輸容器開始，依次經過若干容器后轉運到裝料提升機吊桶位置；2) 將乏燃料組件從卸料提升機吊桶開始，依次經過若干容器后轉運到乏燃料組件傾斜運輸機插座為止。

此外參與換料過程的系統還包括：1) 乏燃料組件工藝運輸系統，負責將經過清洗的乏燃料組件從乏燃料組件接收室運送至乏燃料組件接收水池，在測量檢查完成后移動至貯存水池中的貯存格架上。同時該系統還負責破損組件的處理以及乏水池中組件的外運。本次分析中不考慮該系統與破損組件處理功能相關的硬件，僅考慮從乏燃料組件接收室到水池的轉運過程。2) 新組件的工藝運輸系統，該系統的功能是接收、貯存、檢驗以及轉運新組件。本次分析中不考慮該系統的接收、貯存以及檢驗功能相關的硬件，僅考慮其新組件轉運功能以及相關的硬件故障。3) 組件清洗系統，負責燃料組件的清洗過程。

鈉冷快堆的換料系統可靠性分析與其他類型反應堆換料系統或在核電廠概率安全分析(PSA)中通常進行的系統可靠性分析有較大的差異。首先，鈉冷快堆相關系統的工況較復雜，對于反應堆換料完成乃至于開堆之后，部分換料系統(如乏燃料桶、燃料清洗系統)仍在工作，因此不能單純考慮其在“換料”工況下的故障。其次，部分換料系統的設備可靠性數據較缺乏，這是因為鈉冷快堆本身運行經驗不足，且換料系統多數工況下并不運行，而各國換料系統的設計差異也降低了數據積累的效率。最后，鈉冷快堆換料過程較復雜，有諸多抓手、轉運機械類等間隔運行設備，不能簡單地將其考慮為連續運行或需求運行，需要對其工序進行詳細分析。

3 故障模式及影響分析

對上述系統以及系統所屬設備進行了故障模式以及影響分析(FMEA)。FMEA根據不同目的及設計狀態有不同的執行方式，對于本工作，由于已有一套設計方案，且FMEA的目的是為了支撐后續故障樹分析以及故障概率的定量化，因此采用硬件FMEA的方法進行。并以整個反應堆換料系統為初始約定層次，以每個系統手冊中列出的設備為最低約定層次進行自下而上的FMEA。與一般的FMEA不同的是，鈉冷快堆換料系統中所涉及的能動部件均為間歇式的工作方式，因此在FMEA表格中增加了兩欄分別列出其換料工序和持續時間(表2)。

根據分析共識別了80個部件-失效模式，其中5個會導致換料過程中止并引發一個預計運行事件或設計基準事故，這些故障模式主要分布在堆內換料系統以及堆外系統中，具體包括：轉運室轉運機在轉運乏燃料組件時停止運行；轉運室轉運機在轉運乏燃料組件時使組件跌落；旋塞在換料機提升1#位乏燃料組件時誤動作；旋塞在換料機提升或插入2#位乏燃料組件時誤動作；乏燃料轉換桶在乏燃料組件尚未完全入位時誤動作。除此之外，以下故障模式會導致一個預計運行事件或設計基準事故，但并不直接導致換料過程中止：清洗室轉運機在轉運乏燃料組件時停止運行；清洗室轉運機在轉運乏燃料組件時使組件跌落。

其余的故障模式中，新組件提升機以及乏燃料組件提升機的故障(導致乏燃料組件懸停的故障除外)將使得換料工作的效率降低約50%，但仍能進行換料操作，這在鈉冷快堆運行歷史上已得到證實。反應堆換料系統對新組件工藝運輸系統、乏燃料組件工藝運輸系統、清洗系統以及堆外系統的清洗室部分中相關的各設備故障模式反應不敏感，多數故障雖對換料過程存在影響，但并不會導致換料速度下降或停止，僅在這些故障長期無法排除的前提下才會影響反應堆的可用性。對這種故障的影響必須結合對故障排出效率的假定進行分析。

表2 FMEA表格(部分)Table 2 A part of failure mode and effect analysis

圖2 頂層故障樹Fig.2 Top fault tree

4 故障樹構建以及故障概率定量化

在FEMA的基礎上，采用故障樹的方法進行定量化分析。故障樹頂事件為：換料系統故障導致換料過程中止。其中部分故障樹結構示于圖2、3。

本工作采用自上而下的方式推演故障樹，對每個基本事件的概率值，需考慮以下要素。

對于非能動設備，基本的任務時間考慮為220根換料，每根45 min的工作時間，即其任務時間為165 h。如果設備在備用期間的故障無法在換料前的定期試驗中被操作員識別，則延遲其工作任務時間。

對于能動設備，由于多數設備能在換料前的定期試驗中識別備用期間的故障，因此其每個故障基本事件的時間采用表2所列的單個工序時間乘以220根。

部件的失效率根據如下原則采用以下數據來源：愛達荷國家實驗室制作的用于鈉冷快堆PSA的部件可靠性數據庫、NRC發布的NUREG/CR-6928輕水反應堆通用可靠性數據[11-12]，當以上兩者均不可用時，根據GJB/Z系列手冊進行可靠性預計(根據數據采用優先級排序)[13-14]。

以乏燃料組件轉換桶停運為例，前述兩個通用數據庫均未給出數據，采取可靠性預計的方法以及評價，采用的運行失效率預計模型為：

λp=λbπEπQ

式中：λp為運行失效率；λb為基本失效率；πE為環境系數；πQ為質量系數。乏燃料組件轉換桶轉速低于10 r/min時，基本失效率為0.33×10-5h-1。乏燃料組件轉換桶固定于堆外，桶內裝有放射性乏燃料組件及液態鈉，采用惡劣地面固定環境系數2.5。乏燃料組件轉換桶為采用高標準監造的核電設備，采用GJB/Z 299C中最小質量系數0.5。

圖3 堆內換料系統故障樹Fig.3 Fault tree of refueling system in vessel

綜上，乏燃料組件轉換桶的運行失效率為4.13×10-6h-1。乏燃料組件轉換桶每次定位操作用時2.5 min，則其每次操作的停運概率為1.72×10-7h-1，而每次換料需定位440次，則其停運概率為7.64×10-5/次。

分析結果顯示，換料系統發生導致換料中止的故障模式的概率總計為2.52×10-2/次。詳細的割集分析顯示，作為一套復雜的機械裝置，由于空間和機械設計上的限制，換料系統中部分換料工藝流程缺乏冗余，因此其支配性的割集都僅包含1個故障事件，FV重要度前5的事件列于表3。

表3 導致換料中止的支配性故障Table 3 Key failure leading to refueling process stop

5 討論

在前文完成的定量化分析中，得出了導致換料中止的嚴重故障概率為2.52×10-2/次的結論。對總的故障概率做出主要貢獻的是各類換料設備機械故障，其中換料機和旋塞的貢獻最大，這主要是因為這兩臺設備在換料設備中運行環境最為惡劣。需要強調的是，有兩類可能導致換料中止的故障概率未能考慮入總的概率中。

一是新組件未能完成換料準備的概率，新組件在換料準備階段會逐步運輸到新組件轉換桶中，并完成預熱，如果在這個過程中轉運室轉運機或新組件轉換桶、新組件運輸容器等設備發生故障且在換料工作啟動前未能及時排除故障，則換料工作將被延誤。

二是清洗系統長時間故障導致上一輪換出的乏燃料組件滯留在乏燃料轉換桶內的概率，考慮到反應堆滿功率運行時間為180 d，初步判斷這種概率極小，可忽略。

以上兩種情景發生的可能性不但與可靠性相關，還與電廠的運行策略(如提前完成新組件裝載的時間)、技術規格書(對于乏燃料桶的運行限制，如滿載時至多允許運行的時間)、故障的排除時間相關，本文不對其進行詳細研究。

考慮到反應堆滿功率運行時間為180 d，假定每年運行1.6個周期(考慮大修換料等操作)，則導致換料系統停運故障概率為4.03×10-2次/a，如假定故障排除時間平均為5 d，則其對可用性的影響約為0.2 d/a，考慮到先進輕水反應堆用戶要求中由于各類故障導致電廠不可用要求約為5 d/a，該數值雖較低，但也不可忽略。

以上數據相當于整個生命周期將出現1～2次相關故障，相當于預計運行事件的頻率量級?？紤]到一般故障排除后即可重新開始換料，無需反應堆重啟，除少數可能導致組件損傷的事件外，其對反應堆可用性的影響小于一般的預計運行事件。

6 總結

本文基于FMEA、可靠性預計以及故障樹方法對典型鈉冷快堆換料系統的可靠性進行了研究，并對其在換料過程中停運的概率進行了定量化研究。分析結果表明，鈉冷快堆換料系統停運概率約為4.03×10-2次/a，對反應堆可用性的影響約為0.2 d/a。分析中對部分與運行方式以及維修時間相關的不可用情景未開展詳細的定量化分析，這部分將在后續進一步研究。