Vol. 55,No. 4
Apr  2021
第55卷第4期
2021年4月
原子能科学技术
AtomicEnergyScienceandTechnology
钠冷快堆换料系统可靠性研究
颜寒，杨红义，杨晨
(中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部，北京102413)
摘要：由于中子通量以及冷却剂运行温度高，钠冷快中子反应堆(简称钠冷快堆)的换料周期较一般轻水
反应堆短$同时，换料过程中隔绝空气的要求以及换料设备本身的复杂性，钠冷快堆只能逐根进行换
料，使得总的换料时间较轻水反应堆长$本文采用失效模式与影响分析、故障树分析等方法对典型钠冷
快堆换料系统各部分的可靠性进行评价，获得了换料系统每次换料期间的失效概率$基于换料系统各
部分失效的影响、失效概率以及恢复时间，分析了换料系统不同失效模式对反应堆运行效率的影响$
关键词：钠冷快堆；换料系统；可靠性；概率安全分析
中图分类号:TL364
文献标志码:A  文章编号：1000-6931(2021)04-0672-06
doi ：10. 7538/yzk. 2020. youxian. 0322
Refueling  System  Reliability  Research  about  Sodium-cooled  Fast  Reactor
YAN  Han , YANG  Hongyi , YANG  Chen
(Division  of  Reactor  Engineering  Technology  Research  , China  Institute  of  Atomic  Energy  , Beijing  102413 , China )
Abstract : The  refueling  period  of  sodium-cooled  fast  reactor  is  shorter  than  that  of
generallightwaterreactorduetothehighneutronfluxandhighcoolantoperatingtem-
perature  Atthesametime , sodium-cooledfastreactorcanonlyberefueledrootbyroot  duetotherequirementofairisolationintherefuelingprocessandthecomplexityofthe
refuelingsystemitself , which  makesthetotalrefuelingtimelongerthanthelightwater  reactor  Thereliabilityofeachpartoftherefuelingsystem  ofatypicalsodium-coolant  fastreactorbyfailure  modeande f ectsanalysis , faulttreeanalysisandother  methods
wereevaluatedinthisstudy  Atfina l y , thefailureprobabilityoftherefuelingsystem  duringeachrefueling  wasobtained , andthereactoroperationavailabilityinfluenceby
therefuelingsystemfailurewasalsoassessed , throughanalysingthefailureprobability  andrecoverytimeofdi f erentfailuremodes
Key  words : sodium-cooled  fast  reactor ； refueling  system ； reliability ； probability  safety
assessment
以液态金属钠作为冷却剂为钠冷快堆带 来了诸多技术优势「丄，与此同时，为避免在换 料期间反应堆一回路内的钠与过多的空气接
触生成杂质，进而影响反应堆的安全运行，钠 冷快堆普遍采用封闭式的“一出一进”的换料 方式$这种换料方式意味着通过多套复杂的
收稿日期20200515 ；修回日期2020-07-01
作者简介：颜 寒(1989-)，男，湖北洪湖人，工程师，硕士，从事概率安全分析与可靠性评价研究
第4期颜寒等：钠冷快堆换料系统可靠性研究673
机械装置将堆内的乏燃料在受控的气体环境条件下逐根替换为燃料组件。这种换料方式的复杂性远较压水反应堆高，期间出现故障的可能性也较压水堆大
*2勺。
与此同时，由于钠冷快堆换料间隔普遍较轻水反应堆短，这就使得正常换料时间在总的运行时间中所占的比例较轻水反应堆高，一旦换料过程中出现导致换料操作中止或换料速度下降的故障，就可能会对反应堆的发电效率产生较大影响。本文以某典型的钠冷快堆作为对象，分析其换料系统发生故障的概率以及换料系统故障对电厂生产可用性的影响。
1钠冷快堆换料时间对电厂可用性的影响
核电厂的运行效率对其经济竞争力影响重大，从不同角度对运行效率有不同的衡量方式，如负荷因子等。可用性是指在不考虑电网调度的情况下，电厂处于向外输出电力的时间与其总的运行时间之间的比值，是一个从可靠性角度来衡量电厂运行效率的指标耳6+$
在20世纪80年代制定先进反应堆的技术要求时，美国电力研究院要求先进轻水反应堆（包括先进压水堆与先进沸水堆）的生产可用性达到87%，并认为这对于当时在运核电厂是一个“偏高但可以达到”的值，该指标后来成为三代反应堆技术要求的一部分⑺$
关于与87%生产可用性相对应的13%的生产不可用，先进轻水反应堆用户要求文件（URD）将其分解为以下几部分：1）非计划停机，主要指非计划、被迫停机的频率与天数，对于先进轻水反应堆，此部分约占1%〜2%；2）换料停机，指不包括设备更换、反应堆正常停机与换料时间；3）计划与主要大修，指设备的维修与更换，但需要强调的是本部分与换料停机时间$
其中换料和主要大修之间显然重复，在换料的同时，不参与换料工作的设备在可行的情况下可同步进行定期维修、检查以及部件更换$每次换料停机所消耗的时间实际上是由两者共同决定的$从URD的要求来看，对于轻水反应堆，后者是更占据支配性的因素$
对于钠冷快堆，导致不可用的因素与压水堆是趋于相同的「8「10+，区别在于：1）由于钠冷快堆的运行数据中包含了众多早期实验反应堆，而钠冷快堆运行经验中包含的主要是非商业运行的经验，所以非
计划停机所占的比例较高;2）由于普遍换料间隔较短而换料操作所需时间较长，因此换料停机所占的比例较压水堆高$部分钠冷快堆的换料时间以及换料间隔列于表1$
表1典型钠冷快堆的换料时间以及换料间隔
Table1Typicalrefuelingtimeand
refuelingintervaltimeofSFR
反应堆
换料
间隔/d
换料操作
时间/d
换料操作时间/
换料间隔PFR90210.23333333
狂想曲80100.125
凤凰9070.07777778
超凤凰6401200.1875
BOR-60100450.45
BN-350
105100.0952381 BN-600160150.09375
常阳60160.26666667
文殊148300.2027027
DFBR456600.13157895
EBR-n4970.14285714
CRBRP275900.32727273
2钠冷快堆换料系统设计
钠冷快堆的换料系统主要由堆内换料系统、堆外换料系统、乏燃料组件工艺运输系统以及新组件工艺运输系统构成$堆内换料系统流程如图1所示，系统内的主要设备有旋塞、控制棒导管提升机构、换料机、装料提升机和卸料提升机$系统与堆外换料系统以及堆芯存在接口$系统在换料流程中的任务包括：1）将堆内
图1堆内换料系统流程图
Fig.1
Flowchartofrefuelingsysteminvessel
674原子能科学技术第55卷
贮存阱中已存放数个周期的乏燃料组件移出反应堆（堆外换料系统转运机）；2）将堆内乏燃料组件转运至堆内贮存阱；3）将新组件（堆外换料系统转运机）放入堆内$
对于控制棒、非能动停堆棒等不同的组件类型，堆内换料系统所执行的换料过程与燃料组件相比略有差异，但考虑到其更换过程较换料过程更为简单，后续以燃料组件分析为主$堆外换料系统由反应堆大厅、转运室、清洗室及这些工艺间中的新组件装载机、转运机、转换桶等设备组成，负责完成新组件从新组件工艺运输系统到入堆及乏燃料组件出堆到乏燃料组件工艺运输系统的一系列转运操作。堆外换料系统在换料流程中的任务包括：1）将新组件从运输容器开始，依次经过若干容器后转运到装料提升机吊桶位置;2）将乏燃料组件从卸料提升机吊桶开始，依次经过若干容器后转运到乏燃料组件倾斜运输机插座为止。
此外参与换料过程的系统还包括：1）乏燃料组件工艺运输系统，负责将经过清洗的乏燃料组件从乏燃料组件接收室运送至乏燃料组件接收水池，在测量检查完成后移动至贮存水池中的贮存格架上。同时该系统还负责破损组件的处理以及乏水池中组件的外运$本次分析中不考虑该系统与破损组件处理功能相关的硬件，仅考虑从乏燃料组件接收室到水池的转运过程$2）新组件的工艺运输系统，该系统的功能是
接收、贮存、检验以及转运新组件$本次分析中不考虑该系统的接收、贮存以及检验功能相关的硬件，仅考虑其新组件转运功能以及相关的硬件故障$3）组件清洗系统，负责燃料组件的清洗过程$
钠冷快堆的换料系统可靠性分析与其他类型反应堆换料系统或在核电厂概率安全分析（PSA）中通常进行的系统可靠性分析有较大的差异$首先，钠冷快堆相关系统的工况较复杂，对于反应堆换料完成乃至于开堆之后，部分换料系统（如乏燃料桶、燃料清洗系统）仍在工作，因此不能单纯考虑其在“换料”工况下的故障$其次，部分换料系统的设备可靠性数据较缺乏，这是因为钠冷快堆本身运行经验不足，且换料系统多数工况下并不运行，而各国换料系统的设计差异也降低了数据积累的效率$最后，钠冷快堆换料过程较复杂，有诸多抓手、转运机械类等间隔运行设备，不能简单地将其考虑为连续运行或需求运行，需要对其工序进行详细分析。
3故障模式及影响分析
对上述系统以及系统所属设备进行了故障模式以及影响分析（FMEA）$FMEA根据不同目的及设计状态有不同的执行方式，对于本工作，由于已有一套设计方案，且FMEA的目的是为了支撑后续故障树分析以及故障概率的定量化，因此采用硬件FMEA的方法进行。并以整个反应堆换料系统为初始约定层次，以每个系统手册中列出的设备为最低约定层次进行自下而上的FMEA。与一般的FMEA不同的是，钠冷快堆换料系统中所涉及的能动部件均为间歇式的工作方式，因此在FMEA表格中增加了两栏分别列出其换料工序和持续时间（表2）$
根据分析共识别了80个部件-失效模式，其中 5个会导致换料过程中止并引发一个预计运行事件或设计基准事故，这些故障模式主要分布在堆内换料系统以及堆外系统中，具体包括：转运室转运机在转运乏燃料组件时停止运行；转运室转运机在转运乏燃料组件时使组件跌落；旋塞在换料机提升1*位乏燃料组件时误动作；旋塞在换料机提升或插入2*位乏燃料组件时误动作；乏燃料转换桶在乏燃料组件尚未完全入位时误动作$除此之外，以下故障模式会导致一个预计运行事件或设计基准事故，但并不直接导致换料过程中止：清洗室转运机在转运乏燃料组件时停止运行；清洗室转运机在转运乏燃料组件时使组件跌落$
其余的故障模式中，新组件提升机以及乏燃料组件提升机的故障（导致乏燃料组件悬停的故障除外）将使得换料工作的效率降低约50%，但仍能进行换料操作，这在钠冷快堆运行历史上已得到证实$反应堆换料系统对新组件工艺运输系统、乏燃料组件工艺运输系统、清洗系统以及堆外系统的清洗室部分中相关的各设备故障模式反应不敏感，多数故障虽对换料过程存在影响，但并不会导致换料速度下降或停止，仅在这些故障长期无法排除的前提下才会影响反应堆的可用性$对这种故障的影响必须结合对故障排出效率的假定进行分析$
第4期 颜寒等：钠冷快堆换料系统可靠性研究
675
表2 FMEA 表格（部分）
Table  2 A  part  of  failure  mode  and  effect  analysis
代码
物项标志
工序
工序 时间
故障
模式
故障影响
局部整体
10100堆内换料系统10101装料提升机
转运新组件至旋塞-换料机
3 min 停运新组件悬停在堆内换料效率降低50%装料提升机复位
3 min
停运
装料提升机停运换料效率降低50%
在中间位置
10102
卸料提升机旋塞-换料机中乏燃料组件提升至
3 min
停运乏燃料组件造成乏燃料组件与转运室转运机接口
悬停在堆内
悬停事故，换料中止卸料提升机复位
3 min
停运卸料提升机停运在中间位置
换料效率降低 50%
10103
旋塞定位换料机至乏燃料1*位置  2. 5 min 停运旋塞停运换料中止
误动作
乏燃料组件损伤造成燃料事故，换料中止
4故障树构建以及故障概率定量化
在FEMA 的基础上，采用故障树的方法进 行定量化分析。故障树顶事件为：换料系统故
障导致换料过程中止。其中部分故障树结构示 于图2、3。
本工作采用自上而下的方式推演故障树， 对每个基本事件的概率值，需考虑以下要素。
对于非能动设备，基本的任务时间考虑为
220根换料，每根45 min 的工作时间，即其任
务时间为165 h 0如果设备在备用期间的故障 无法在换料前的定期试验中被操作员识别，则 延迟其工作任务时间。
对于能动设备，由于多数设备能在换料前 的定期试验中识别备用期间的故障，因此其每 个故障基本事件的时间采用表2所列的单个工 序时间乘以220根$
部件的失效率根据如下原则采用以下数据 来源：爱达荷国家实验室制作的用于钠冷快堆
PSA 的部件可靠性数据库、NRC 发布的
NUREG/CR-6928轻水反应堆通用可靠性数
据[**-
*2],
当以上两者均不可用时，根据GJB/Z
系列手册进行可靠性预计（根据数据采用优先 级排序）口314+0
以乏燃料组件转换桶停运为例，前述两个
通用数据库均未给出数据，采取可靠性预计的 方法以及评价，采用的运行失效率预计模型为:
入 P  = -b .E .Q
式中:-P 为运行失效率&b 为基本失效率&E 为环
境系数&Q 为质量系数。乏燃料组件转换桶转速 低于10 r/min 时，基本失效率为0. 33X10"5 h "*。
乏燃料组件转换桶固定于堆外，桶内装有放射性
乏燃料组件及液态钠，采用恶劣地面固定环境系
换料过程中止
@RFSS-1
-_ ______/ \____________） J  丄 ________J  J  丄 ________J  \___________J  J  丄______
J  Oz\ △ △
p -----
IRFSS
ORFSS  ELE-F  RFSS-CF
＜新燃料组件准备、 未完成
"堆内换料中止、
堆外换料中止、换料系统供电失败、换料控制系统失效'、
@RFSS-4 >、 NFP-F @IRFSS-1 ,、@ORFSS-1 ‘、 @ELE-F-1 ‘、@RFSS-CF-1 ,"乏燃料清洗故障、之燃料桶满载 '
SFC-F
k
J
、
SFC-FL  ,
图2顶层故障树
Fig2
Topfaulttree
676
reactor pressure vessel
原子能科学技术 第55卷
'堆内换料中止
@IRFSS-1
装卸料提升机同时故障
旋塞故障换料机运行故障
、@IRFSS-2 ”、@IRFSS-5 ,
RFM-FR <____________丿
装料提升机故障卸料提升机故障旋塞运转时停运
换料机插拔组件 时旋塞误动作
@IRFSS-3
@IRFSS-4 ,WH-FR-N V ______________丿WH-FR-S V _____ ______丿
图3堆内换料系统故障树
Fig. 3 Fault  tree  of  refueling  system  in  vessel
"装料提升机在装、 载状态下停运'装料提升机在空、 载状态下停运'卸料提升机在装、 载状态下停运'卸料提升机在卸、
料状态下停运
、ILFE-FR-L
ILFE-FR-E k ______________
y OLFE-FR-L V.______________丿OLFE-FR-E  ‘
数2. 5。乏燃料组件转换桶为采用高标准监造的 核电设备，采用GJB/Z  299C 中最小质量系数0. 5。
综上，乏燃料组件转换桶的运行失效率为
4.13X10-6 h -1。乏燃料组件转换桶每次定位
操作用时2. 5 min，则其每次操作的停运概率 为1. 72X10-7 h -1，而每次换料需定位440次,
则其停运概率为 7.64X *0—5/ 次 $
分析结果显示，换料系统发生导致换料中 止的故障模式的概率总计为2. 52 X  10-2/次$
详细的割集分析显示，作为一套复杂的机械装
置，由于空间和机械设计上的限制，换料系统中
部分换料工艺流程缺乏冗余，因此其支配性的 割集都仅包含1个故障事件，FV 重要度前5
的事件列于表3。
表3导致换料中止的支配性故障
Table  3 Key  failure  leading  to  refueling  process  stop
序号故障
单次换料发生的概率FV 重要度/%RAW 重要度
1
换料机运行故障7. 23X10-328. 739. 72失去厂外电
5. 4X10-321. 5
39. 73
旋塞误动作5X10-319. 939. 74旋塞运行故障  3. 62X10-3
14. 439. 75
换料系统控制模块故障
2X10-3
8. 0
39. 7
5讨论
在前文完成的定量化分析中，得出了导致
换料中止的严重故障概率为2. 52X10-2/次的 结论。对总的故障概率做出主要贡献的是各类
换料设备机械故障，其中换料机和旋塞的贡献
最大，这主要是因为这两台设备在换料设备中 运行环境最为恶劣。需要强调的是，有两类可
能导致换料中止的故障概率未能考虑入总的概
率中$
一是新组件未能完成换料准备的概率，新 组件在换料准备阶段会逐步运输到新组件转换 桶中，并完成预热，如果在这个过程中转运室转 运机或新组件转换桶、新组件运输容器等设备
发生故障且在换料工作启动前未能及时排除故

版权声明：本站内容均来自互联网，仅供演示用，请勿用于商业和其他非法用途。如果侵犯了您的权益请与我们联系QQ:729038198，我们将在24小时内删除。