响应面方法计算HTR-10余热排出系统物理过程的失效概率.pdfVIP

第56卷第6期2007年6月 物 理学 报 1000．．329012007156(06)13192．．06ACTAPHYSICASINICA ⑥2007 Chin．Phys．Soc． 响应面方法计算HTR．10余热排出系统 物理过程的失效概率 谢国锋1’ 何旭洪2’ 童节娟2’ 郑艳华2) 1)(湘潭大学材料与光电物理学院，湘潭411105) 2)(清华大学核能技术设计研究院，北京100084) (2006年8月7日收到；2006年12月22日收到修改稿) 在核电站安全研究中，概率安全评价方法已经得到了广泛的应用．但是对于采用非能动设计的核电站系统，其 可靠性分析的研究还处于初级阶段．非能动系统的失效不但要考虑常规可靠性分析中考虑的设备失效，还要考虑 物理过程的失效．物理过程失效概率的计算方法和能动系统可靠性分析方法完全不同．本文给出物理过程失效的 数学描述，介绍了一次二阶矩法、响应面方法，并且应用响应面方法计算了清华大学核能技术设计研究院10MW高 温气冷实验堆(HTR一10)余热排出系统失效概率的近似值． 关键词：概率安全评价，非能动系统，可靠性，响应面 PACC：2844，2850I 时，非能动系统处于失效状态．因此非能动系统同样 1．引 言 存在失效的可能性，只不过概率可能相对会很小．这 就是非能动系统可靠性问题研究要关注的地方． 非能动设计是新一代核电站设计的特点和趋 非能动系统的失效可以分解成设备失效和物理 势．非能动系统的设计建立在重力法则、热传递法 过程失效．其中物理过程失效的可靠性问题是非能 则、惯性原理等自然法则的基础上，具有结构简单， 动可靠性研究的难点之一．能动系统一般不用考虑 不依赖人为干预、外部电能或电力信号等，固有安全 物理过程失效及其不确定性，因为能动系统只要驱 性好等特点．当反应堆出现异常工况时，不依靠人 动部件(泵或风机)正常，管路没有泄漏，就可以建立 为操作或外部设备的强制性干预，只靠堆的固有安 受迫对流(驱动力远远大于阻力)，完成系统正常的 全性和非能动安全性就能使反应堆趋于正常运行或 安全功能．非能动系统则不同，由于作为驱动的自然 安全停堆．非能动系统的固有安全性在新一代反应 力与阻力在数量级上的接近，能动系统分析中可忽 堆设计中得到了广泛的应用，其可靠性研究也越来 略的各种不确定性因素的影响也变得不可忽略．正 o． 越受重视¨1 是因为这些不确定性的存在，因此即使部件都正常， 非能动系统依靠自然力，例如自然对流，来预防 仍然有可能使得系统达不到额定的工作要求．可见 和缓解事故．而只要条件存在(如温度差、密度差)， 物理过程失效的研究对于非能动系统是非常重 自然法则就不会失效．因此先进电站越来越多地使 要的． 用非能动系统，利用自然力而不是能动部件驱动获 得的固有安全性，从概念上比能动系统更可靠更 2．非能动系统物理过程失效概率的数 安全． 学描述 尽管非能动系统的固有安全性比能动设计的系 统更好，但并不意味着它完全可靠，绝对不会失效． 物理过程失效概率计算是非能动系统可靠性分 在某种情况下，可能建立自然法则的条件不成立或 析的核心和难点．对于