三种核电机组乏燃料水池冷却系统的比较与分析

孙广荣　刘有祺

摘 要：介绍了AP1000、M310与VVER核电机组乏燃料水池冷却系统的设计特点，分析了这三种堆型的乏池冷却系统的主要差异，并从工艺角度对这三类机组乏燃料水池冷却系统的改进提出了合理建议。

关键词：乏燃料水池冷却；压水堆；M310；VVER；AP1000

DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2016.09.140

1 引言

2011年3月11日，日本“福岛事故”导致大量放射性物质释放，引起了人们对严重事故下乏燃料组件安全问题的高度关注[1]。本文对国内三种典型的核电机组（M310、VVER和AP1000）乏燃料水池（以下简称乏池）的冷却系统做了详细介绍，对不同堆型该系统的设计特点进行了分析和比较，并提出了改进建议。

2 M310、VVER和AP1000堆型乏池冷却系统的介绍

2.1 M310乏池冷却系统（PTR）

M310中PTR系统的简图如图1[2]。M310中的PTR系统布置在安全壳以外，由两个并联的设备系列组成，每个系列有一台冷却水循环泵，一台冷却水热交换器，两个系列共用一个离子交换树脂床及进出口母管。此外PTR系统还包括乏燃料贮存池的撇沫回路和换料水池的净化回路。

2.2 VVER乏池冷却系统（FAK）

VVER中FAK系统的简图如图2。FAK系统由两列相互独立、完全相同的系列组成，每一列均由泵、冷却器、进出口管道及阀门等设备组成。FAK系统安全壳内取水管上连接有通向余热排出系统的管道，通过余热排出系统进入安全壳喷淋系统的两个冷却器冷却后经过安全壳喷淋系统的泵与出口管道返回燃料水池，达到冷却乏燃料的目的。FAK系统没有净化乏池的功能，但其为乏池净化系统提供了接口。

2.3 AP1000乏池冷却系统（SFS）

AP1000中SFS系统的简图如图3[3]。SFS系统设置两个系列，每个系列包含一台输水泵，一台冷却器，一台型离子交换器，一台机械杂质过滤器以及相关管道、阀门、仪控组件等。两个工作系列共用吸水管线和回水管线，任一系列能够不依赖另外的系列独立完成系统功能。此外乏池水面上有两个撇沫器，省去了专门的撇沫回路。

3 PTR、FAK和SFS系统的比较

M310核电机组的PTR和VVER核电机组的FAK系统都是安全相关的系统，依靠对泵和热交换器的冗余设计来提高乏池冷却的可靠性。AP1000的SFS系统为非安全相关系统，在正常运行时通过两个机械系列冷却乏池。在全场断电等事故工况下，AP1000的乏池冷却系统采用了非能动的设计理念。这三类核电厂的乏池冷却系统存在明显差异。

3.1 乏池的布置

M310和AP1000机组的乏池布置在安全壳外，而VVER机组乏池布置在安全壳内。一旦乏池发生长时间失去冷却的事故后，存在乏燃料组件熔化大量放射性物质释放的风险。将乏池布置在安全壳内，能有效防止乏池发生事故时放射性物质的释放在环境中。

3.2 乏池正常补水

正常运行情况下，当乏池水装量减少时需要向乏池补水。PTR系统和SFS系统具有在乏池由于蒸发或者小流量泄漏水位降低的情况下为乏池补水的功能。M310系统和AP1000系统由于蒸发而引起的乏池水位降低均由除盐水系统进行补给，而在小流量泄漏的状况下，M310乏池硼水由硼回收系统提供，AP1000乏池硼水补给是由化学与容积控制系统提供。VVER机组中FAK系统没有乏池补水功能，但是FAK系统为乏池和硼水贮存箱净化系统提供接口，在乏池水位降低时由硼水贮存箱提供补给。

3.3 水体转运回路

PTR、SFS和FAK系统均承担换料期间，水体在换料相关的各个水池之间的转运工作。PTR系统中燃料输送池和乏燃料装罐池的补水管线与乏燃料池水冷却的回水管线共用，在燃料运输池、乏燃料装罐池的补水及它们之间进行水体转运时乏池会暂时失去冷却；SFS系统的乏池，冲洗池和运输通道之间设置了两条共用的送水和排水母管，SFS的一个系列进行乏池冷却的同时，另一个系列可以完成各个水箱的水体的转运；FAK系统中反应堆竖井、堆内构件检查井设置了充水管线与FAK的一个系列完成这两个水池的充水，FAK系统设置了一个可移动的排水泵，反应堆竖井、堆内构件检查井及乏池需要排水时，将可移动的排水泵接入排水管线来完成排水。FAK可移动排水泵的设置简化了排水管线的复杂程度。

3.4 净化回路

PTR与SFS系统有净化各水池水体的功能，FAK系统无该功能。PTR系统两个系列中设置了一台共用的树脂床和两台过滤器，去除乏池水中的灰尘和离子态杂质。为保持乏池池水的透明度设置了一条撇沫回路，此外还为换料水池专门在设置了一条过滤回路。SFS系统的两个机械系列各设置了一个树脂床和一个过滤器，共用的乏池取水母管上设置了撇沫器。SFS净化回路与PTR净化回路相比的优点是：

（1）系统简化，SFS与PTR系统相比减少了泵、过滤器及相关设备的数量；

（2）增加乏池净化的可靠性，SFS系统在一个系列完成乏池水体净化的同时可以完成另一台树脂床的更换；

（3）在乏池持续冷却和净化的时不影响其它水池完成净化功能。

3.5 系统正常运行

PTR、SFS、FAK在电厂正常运行时均只有一列进行乏池的冷却。当1/3堆芯卸料模式下，PTR系统一列运行，一列备用。在一个堆芯完整卸料时，PTR系统采用双列运行。PTR的偶数列可以作为余热排出系统的备用列。SFS系统在厂换料时两列均用来冷却乏池，此外余热排出系统的一列可以作为SFS的备用列。FAK系统在部分堆芯卸料时，一个通道运行，池水温度高于55℃，投入备用通道。全堆芯卸料时投入FAK一个系列和余热排出系统的一个系列排出乏池的余热，FAK的第二個作为备用列。在部分堆芯卸料时PTR、SFS和FAK始终均有备用列，但是在全部堆芯卸料时，PTR系统无备用列，不能满足单一故障准则。

3.6 全场断电事故后的缓解

由于PTR和FAK 系统乏池的冷却和补水均需要通过泵来完成，故在发生全场断电事故后，无法冷却乏池。需要在乏池沸腾之前快速恢复冷却泵的电源。SFS系统的设计秉承了AP1000非能动的设计理念，可以不依赖能动设备缓解能动系统失效而造成的乏池失去冷却。全场断电的情况下由非能动安全壳冷却水箱及乏燃料容器清洗池为乏池补水，通过池水蒸发来移出乏池的热量，乏燃料池水水量及安全相关补水足以维持乏池冷却3天，厂内补水可以维持乏池冷却7天。

4 三类机组乏池冷却系统改进的建议

综上所述，M310、AP1000和VVER机组的乏池冷却系统均可以进一步改进提高系统的可靠性，改进建议如下。

4.1 增加事故后防止乏池大量放射性释放的屏障

M310和AP1000的乏池布置在安全壳外，存在大量放射性物质释放的风险。故需要考虑在乏池上方增加类似于安全壳的包容设施，在包容设施外设置类似于非能动安全壳冷却系统的自然冷却设施来排除包容设施的余热。乏池冷却系统长时间失效后，热量能通过类似于AP1000安全壳内的传热方式传递到包容设施外，以满足纵深防御的要求。

4.2 采取多样化的冷却手段

建议增大M310、VVER机组乏池的容积，延长乏池失去冷却到池水的开始沸腾时间，在电源故障或者冷却剂泵故障后，能有更充足的时间修复电源或冷却剂泵。为维持丧失电源时乏池的冷却，可以在M310和VVER机组中增加类似于AP1000的高位的水箱，能够不依赖能动设备为乏池补水。此外可以引入空气冷却等手段增加乏池冷却的多样性，提高乏池冷却的安全性。

4.3 增加乏池补水的外部接口

在M310、VVER和AP1000的乏池中增加易于移动设备连接的补水接口，在乏池冷却系统电源丧失或冷却泵出现故障，由于局部放射性高等原因无法恢复时，可以通过场内的消防车或柴油机驱动的水泵将水注入乏池。在事故后通过补水和蒸发的方式维持长期的乏池衰变热的排出。

4.4 增加乏池和余熱排出系统的接口

M310机组全堆芯卸料时，PTR系统两个系列均运行无备用列。在压力容器检查或其他原因引起的全堆芯卸料时，从堆芯卸载到乏池的燃料组件的衰变热负荷的移除完全是由PTR系统进行，余热排出系统不承担排出衰变热的功能。可以增加乏池和余热排出系统的接口，使全堆芯卸料后余热排出系统的两个系列可以作为PTR系统的备用列，使全堆芯卸料情况下，乏池的冷却满足单一故障准则。

5 结语

由于设计理念的不同这三种核电厂的乏池冷却系统存在着差异。文章对比分析了三种核电厂的乏池冷却系统，并提出了改进建议。希望能对以上三类核电厂提高乏池冷却系统的可靠性能有所帮助。

参考文献：

[1]IAEA report on Preliminary Lessons Learned from the Fukushima Daiichi Accident.

[2]广东核电培训中心.900MW压水堆核电厂系统与设备[M].北京：原子能出版社，2007.

[3]林诚格.非能动安全先进核电厂AP1000[M].北京：原子能出版社，2008.

作者简介：孙广荣（1988-），助理工程师，主要从事核燃料管理相关工作。