Risk-Informed Analysis of Nuclear Power Plant Emergency Diesel Generator Returning to Factory for Overhaul
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摘要: 为了支持田湾核电站1、2号机组的1台应急柴油发电机进行返厂大修,本文提出了1台应急柴油发电机不可用的恢复时间的优化方案,并采用确定论与概率论相结合的风险指引型方法对优化方案的可行性进行了分析。分析结果表明,1台应急柴油发电机不可用的恢复时间优化满足相关法规导则和传统工程分析的要求,且对电厂带来的风险是很小的、可接受的。因此,可以开展1台应急柴油发电机进行返厂大修工作。
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关键词:
- 风险指引 /
- 应急柴油发电机 /
- 概率安全分析(PSA)
Abstract: In order to support an emergency diesel generator of Tianwan Nuclear Power Plant Units 1 and 2 for returning to the factory for overhaul, this paper proposes an optimization plan for the unavailability recovery time of an emergency diesel generator, and adopts a combination of determinism and probability theory. The risk-informed approach analyzes the feasibility of the optimization plan. The analysis results show that the unavailability recovery time optimization of an emergency diesel generator meets the requirements of relevant regulations and guidelines and traditional engineering analysis, and the risk to the power plant is small and acceptable. An emergency diesel generator can be returned to the factory for overhaul. -
表 1 1台应急柴油发电机返厂大修对CDF的影响
Table 1. Effects on CDF by One Emergency Diesel Generator Returning to Factory for Overhaul
工况 功率工况 低功率停堆工况 总CDF 返厂大修前CDF/(堆·a)−1 7.48×10−7 3.36×10−7 1.09×10−6 返厂大修后CDF/(堆·a)−1 8.75×10−7 3.39×10−7 1.22×10−6 CDF增量/(堆·a)−1 1.27×10−7 3.00×10−9 1.30×10−7 变化百分比/% 16.98 0.89 11.93 表 2 1台应急柴油发电机返厂大修对LERF的影响
Table 2. Effects on LERF by One Emergency Diesel Generator Returning to Factory for Overhaul
工况 功率工况 低功率停堆工况 总LERF 返厂大修前LERF/(堆·a)−1 4.13×10−7 7.76×10−8 4.90×10−7 返厂大修后LERF/(堆·a)−1 4.20×10−7 7.82×10−8 4.98×10−7 LERF增量/(堆·a)−1 7.00×10−9 6.00×10−10 8.00×10−9 变化百分比/% 1.69 0.77 1.63 表 3 频率变化量较大的支配性序列
Table 3. Dominant Sequences with Large Frequency Variation
事件序列 事件描述 F1/
(堆·a)−1F2/
(堆·a)−1变化量/
(堆·a)−1LP1A-A17-X01-G03-D01-H07 功率运行工况,丧失厂外电源发生后,停堆成功,应急柴油发电机组投运成功(至少1台),二次侧带热失效,稳压器安全阀打开成功,高压安注注入失效 1.21×10−8 1.32×10−7 1.20×10−7 LP1A-A17-X01-G03-D01-H07-S01 功率运行工况,丧失厂外电源发生后,停堆成功,应急柴油发电机组投运成功(至少1台),二次侧带热失效,稳压器安全阀打开成功,高压安注注入成功,安全壳喷淋失效 6.06×10−9 1.05×10−8 4.44×10−9 LP1C-X31-G32-D31-H35 热停堆工况,丧失厂外电源发生后,停堆成功,应急柴油发电机组投运成功(至少1台),二次侧带热失效,稳压器安全阀打开成功,高压安注注入失效 4.41×10−10 2.93×10−9 2.49×10−9 LH1A-A14-G03-D01-H07 功率运行工况,二回路瞬态发生后,停堆成功,二次侧带热失效,稳压器安全阀打开成功,高压安注注入失效 3.10×10−10 2.34×10−9 2.03×10−9 LP1A-A17-X01-G03-D01 功率运行工况,丧失厂外电源发生后,停堆成功,应急柴油发电机组投运成功(至少1台),二次侧带热失效,稳压器安全阀打开失效 3.02×10−9 4.48×10−9 1.46×10−9 RT1A-A12-G01-D01-H07 功率运行工况,反应堆紧急停堆,停堆成功,二次侧带热失效,稳压器安全阀打开成功,高压安注注入失效 1.22×10−8 1.29×10−8 7.00×10−10 LF1C-G34-D31-H35 热停堆工况,丧失给水发生后,二次侧带热失效,稳压器安全阀打开成功,高压安注注入失效 2.22×10−8 2.27×10−8 5.00×10−10 注:F1—应急柴油发电机返厂大修前模型中支配性序列的频率;F2—1台应急柴油发电机返厂大修后支配性序列的频率 表 4 1台应急柴油发电机返厂大修对CDF的影响
Table 4. Effects on CDF by One Emergency Diesel Generator Returning to Factory for Overhaul
基准CDF/(堆·a)−1 1台应急柴油发电机返厂大修后CDF/(堆·a)−1 返厂持续时间 CDF增量/(堆·a)−1 7.48×10−7 8.75×10−7 8个月(从堆芯换料开始算) 8.21×10−8 7.48×10−7 8.75×10−7 8个月(从功率运行开始算) 8.47×10−8 注:基准CDF—应急柴油发电机返厂大修前电厂功率工况CDF值 表 5 1台应急柴油发电机返厂大修对LERF的影响
Table 5. Effects on LERF by One Emergency Diesel Generator Returning to Factory for Overhaul
基准LERF/(堆·a)−1 1台应急柴油发电机返厂大修后LERF/(堆·a)−1 返厂持续时间 LERF增量/ (堆·a)−1 4.13×10−7 4.20×10−7 8个月(从堆芯换料开始算) 4.52×10−9 4.13×10−7 4.20×10−7 8个月(从功率运行开始算) 4.67×10−9 注:基准LERF—应急柴油发电机返厂大修前电厂功率工况LERF值 表 6 试验维修不可用度扩大对CDF的影响
Table 6. Effects on CDF by Expanded Unavailability Because of Test and Maintenance
工况 功率工况CDF/
(堆·a)−1低功率停堆工况CDF/
(堆·a)−1总CDF/
(堆·a)−1扩大前 7.48×10−7 3.36×10−7 1.09×10−6 扩大后 9.14×10−7 3.39×10−7 1.25×10−6 CDF增量 1.66×10−7 3.00×10−9 1.60×10−7 表 7 试验维修不可用度扩大对LERF的影响
Table 7. Effects on LERF by Expanded Unavailability Because of Test and Maintenance
工况 功率工况LERF/
(堆·a)−1低功率停堆工况LERF/
(堆·a)−1总LERF/
(堆·a)−1扩大前 4.13×10−7 7.76×10−8 4.90×10−7 扩大后 4.22×10−7 7.82×10−8 5.00×10−7 LERF增量 9.00×10−9 6.00×10−10 1.00×10−8 -
[1] 余红星,武铃珺,邓纯锐,等. 概率安全评价在核能安全分析领域的应用和发展[J]. 核动力工程,2020, 41(6): 1-7. [2] Nuclear Regulatory Commission. An approach for using probabilistic risk assessment in risk-informed decisions on plant-specific changes to the Licensing Basis: Regulatory Guide (RG) 1.174[R]. USA: NRC, 1998 [3] Nuclear Regulatory Commission. An approach for plant-specific, risk-informed decisionmaking: technical specifications: Regulatory Guide (RG) 1.177[R]. USA:NRC, 1998 [4] 国家核安全局. 概率风险评价用于特定电厂许可证基础变更的风险指引决策方法: NNSA-0147[R]. 北京: 国家核安全局, 2012: 33 [5] 国家核安全局. 特定电厂风险指引决策方法: 技术规格书: NNSA-0148[R]. 北京: 国家核安全局, 2012: 34 [6] 孙峰平. 田湾核电站1、2号机组技术规格书[Z]. 连云港: 中核集团江苏核电有限公司, 2018: 1