双堆布置核电厂公用设施对双堆超设计基准事故缓解的影响和改进

吴宇翔，张国强，张雪霜

(中国核电工程有限公司，北京100840)



双堆布置核电厂公用设施对双堆超设计基准事故缓解的影响和改进

吴宇翔，张国强，张雪霜

(中国核电工程有限公司，北京100840)

福岛事故后，同一厂址多台机组同时发生超设计基准事故(包括严重事故)的后果开始受到关注，为此需要从设计上保证核电厂事故应对措施的独立性。我国运行和在建的大部分核电厂为双堆布置的二代改进型核电厂。分析表明，水压试验泵和安全壳过滤排放系统(EUF)为双堆公用，对双堆超设计基准事故的应对能力存在影响。进而研究了这两个公用设施在现有电厂中的潜在改进选项，从尽量减少硬件改动的目的出发提出了最可能的改进方案。其中EUF交替排放仅仅通过操作规程的变化，凭借一套公用系统即可实现双堆的卸压目的。进一步计算也证明，合理选取交替排放的时间窗口，EUF交替排放在最保守及最现实的事故情况下均能确保双堆安全壳的安全。

福岛后改进；双堆布置；超设计基准事故；水压试验泵；安全壳过滤排放

优良的核电厂址是稀缺资源，在一个厂址布置多台机组是提高厂址利用率，增强核电经济性的重要策略。世界上绝大多数核电厂址均为多堆厂址。基于对严重事故发生概率极低的认识，“同一厂址不会有一个以上机组同时发生严重事故”成为一种固有思维，法规和标准中对于多机组超设计基准事故和严重事故的应对能力也没有做出要求。

但是2011年日本福岛核事故中3台机组同时发生严重事故的事实使得核工业界开始正视同一厂址上多台机组同时发生超设计基准事故的可能性和后果[1]。IAEA、日本、美国和西欧核监管协会都将提高多机组事故的应对能力作为福岛事故的一个重要教训。中国核安全监管部门也对多机组超设计基准事故相关问题提出了要求，尤其是针对国内在建二代改进型核电厂均为双堆布置的情况提出了相应课题。

多堆超设计基准事故(包括严重事故)的应对需要考虑两个层次的问题：一是设计层面的，从设计上保证不同机组事故应对措施的独立性，包括超设计基准事故操作规程中使用的设备和系统以及严重事故预防和缓解措施应当为每台机组专用；二是应急层面的，多堆厂址针对多机组严重事故要有充足的应急响应能力，制定完善的应急预案并开展必要的训练演习，储备充足的应急资源，包括人员、设备和物资等，需要建立能够适应多机组严重事故响应需要的数据监测系统、剂量评价体系、辐射防护措施和决策机制。这两个层次也分别对应纵深防御的第四和第五层次。

我国运行和在建的核电厂绝大部分为双堆布置的二代改进型核电厂，存在双堆公用的设施，在事故应对的独立性上面临比单堆布置核电厂更大的困难。本文将针对这类核电厂，通过梳理双堆公用的事故应对系统和设备，对双堆同时发生超设计基准事故(包括严重事故)的缓解能力进行评估，确定公用设施对双堆事故应对能力的影响，在此基础上提出可能的改进方案并通过计算分析研究其可行性。注意本文不涉及二代改进型核电厂应对超设计基准事故(包括严重事故)能力的完整性评估，仅在现有措施的基础上，考虑由于共模故障使得双堆同时发生同一事故，评价双堆公用系统对事故缓解能力的影响。

1 双堆公用设施对双堆事故缓解的影响

1.1 超设计基准事故规程

二代改进型核电厂针对超设计基准事故具有专门的运行规程(H规程和U规程)。H规程考虑的超设计基准事故为以下四类：丧失全部热阱、完全丧失蒸汽发生器给水、全厂断电、低压安注系统或安全壳喷淋系统功能丧失。U规程主要针对严重事故堆芯监视、安全壳隔离失效而导致安全壳完整性丧失事故的处理、事故后安全壳卸压。

H1规程中，在应对热阱全部丧失事故且余热排除系统(RRA)未连接时，需要借助另一机组的设备冷却公用负荷(主要是辅助蒸汽冷凝器及硼回收系统、废气处理系统和废液处理系统等负荷)和乏燃料水池。但公用负荷为非安全相关负荷，在超设计基准事故下不为其提供冷却也不会造成重大后果。此外需要水压试验泵维持稳压器水位。在双机组同时发生该事故时，公用的一台水压试验泵难以同时供给两台机组。如果热阱全部丧失时RRA已连接，除了前面提到的热负荷之外，在某些情况下核取样系统(REN)热交换器及化学和容积控制系统(RCV)非再生和密封水热交换器也切换到另一机组冷却，但切换之前需要确认另一机组设备冷却水系统(RRI)是否可用。如不可用，不切换也可继续执行规程。水压试验泵在该规程中不是唯一的手段，在水压试验泵无法向本机组供水时，可以通过RCV泵进行供水。

对于全厂断电事故(H2规程)，如果RRA未连接，在利用自然循环和汽动辅助给水泵降温降压的过程中，由于冷却水体收缩，需借助水压试验泵通过主泵轴封对一回路进行补水，同时保护主泵轴封的完整性。在双机组同时发生该事故时，一台水压试验泵难以同时供给两台机组。如果RRA连接时发生全厂断电事故，在一回路温度低于190 ℃且需要补水时需由另一机组上充管线执行。但水压试验泵电源由汽轮发电机改为柴油发电机后，理论上在一回路温度低于190 ℃时柴油发电机也可以启动而不再需要另一机组的蒸汽，因此在这种情况下补水也不再需要另一机组的上充管线。主要的问题仍然是在双机组同时发生该事故时，公用的水压试验泵难以同时供给两台机组。

严重事故处理规程中，U1规程要求使用水压试验泵供水，U5规程要求使用安全壳过滤排放系统，该系统同样为双机组公用。

1.2 严重事故预防和缓解措施

二代改进型核电厂预防和缓解严重事故的系统包括：通过稳压器功能延伸，在事故后对一回路有效降压，防止高压堆熔后产生的安全壳直接加热(DCH)现象；通过设置完善的安全壳消氢系统，防止氢气燃烧或迅速爆燃对安全壳完整性造成挑战；通过安全壳过滤排放系统的主动卸压确保安全壳的完整性；通过安全壳喷淋系统使裂变产物沉降或者对裂变产物进行洗涤；通过安全壳内大气监测系统对严重事故工况下安全壳内的压力和放射性水平进行监测，支持严重事故管理导则的执行。除安全壳过滤排放系统为双堆公用之外，其他系统均为每个机组独立设置。

1.3 公用设施对双堆事故缓解的不利影响

以上对超设计准事故和严重事故管理规程，以及严重事故预防和缓解措施的分析表明，在假设双堆共模发生同一个超设计基准事故(包括严重事故)的情况下，双堆公用的水压试验泵和安全壳过滤排放系统将成为事故应对的薄弱环节。公用的水压试验泵将无法应对双堆同时发生丧失热阱事故和全厂断电事故，公用的安全壳过滤排放系统将无法同时对两台机组在严重事故后进行安全壳卸压。

2 双堆公用设施应对双堆超设计基准事故的改进方案

2.1 水压试验泵改进方案分析

水压试验泵的功能是对一回路进行水压试验和为安注箱进行初始充水和定期补水，正常或设计基准事故工况下不执行安全功能，但在全厂断电的超设计基准事故工况下为反应堆冷却剂泵提供轴封，维持一回路的完整性和水装量。二代改进型核电站两台机组共用一台水压试验泵(见图1)。设计基准为一个机组同时失去厂外电源和应急电源，则水压试验泵由专门的柴油发电机(LLS)供电，以6 m3/h的流量提供轴封注入。该流量足以确保一个机组主泵轴封的完整性。

对于双机组共用的水压试验泵，难以通过管理规程的改进使其满足双机组严重事故的要求，最直接的方法就是增设一台水压试验泵，实现水压试验泵的单堆单用并且互为备用。增设一台水压试验泵会对工艺系统、设备采购、仪控、电气、布置及土建结构均产生影响。以布置为例，现有的水压试验泵布置在核辅助厂房(N厂房)5.00米层的一个房间内。通过对N厂房布置空间的核实，仅有一个空房间满足要求，但需要对房间构造进行改造(如增加隔墙和门)，需要修改进入非放管廊的路径，并且以实际的水压试验泵为例，发现该房间的尺寸无法满足泵的检修空间要求。此外设备运输路径、泵进出口管线以及管线上阀门、支架的布置也存在较大的困难。同时增加一台水压试验泵就意味着还要增加两台发电机，同样需要考虑其布置问题，以及对土建结构和仪控的影响[2]。

图1 水压试验泵为双堆提供主泵轴封的流程图Fig.1 Flow Diagram of Twin-reactor Main Pump Seding Water with Hydro-test pump

我国的双堆布置核电厂均处于运行和在建状态，在建电厂的大部分土建和安装也已基本完工，实施增设一台水压试验泵的改进难度相当大。可以考虑的一种替代方案是仅仅增大水压试验泵的容量，能够同时满足双机组轴封注入的需要，同时设置一条通向换料水箱的回流管线(见图 2)。在双机组事故的情况下同时向双机组提供轴封注入；在单机组事故的情况下，关闭另一台机组的轴封注入，打开回流管线的隔离阀，将一部分流量返回换料水箱，必要时可通过手动调节阀控制事故机组的轴封注入流量。目前该方案仅为初步的设想，试图在不用增加水压试验泵的条件下，通过尽可能小的硬件改动应对双堆事故，带来的相应变动包括水压试验泵的选型、电源系统容量、回流管线及阀门的布置、控制逻辑等，未来需要在这些方面进一步地分析其工程可行性。

图2 水压试验泵的一种改进方案流程图Fig.2 Flow Diagram of a Possible Im pravement for Hydro-rest pump

2.2 安全壳过滤排放系统的改进方案分析

严重事故时，会因各种原因产生高能气体，在安全壳冷却系统失效的情况下，导致安全壳内大气升温升压，进而危及安全壳完整性。安全壳过滤排放系统(EUF)通过主动卸压使安全壳内的压力不超过其承载限值，并且对排放气体进行过滤，尽可能限制放射性物质向环境的释放。

EUF为双堆共用，主要设备包括设置在安全壳外侧的隔离阀、两级过滤器(文丘里水洗器和金属纤维过滤器)和爆破膜，最后与核电站的烟囱连接(见图3)。在一台机组发生严重事故时，安全壳过滤排放系统的启动只需手动打开相应安全壳连接管线上的安全壳隔离阀，安全壳气体进入系统并进行被动过滤。安全壳隔离阀为远传手动蝶阀，远传手动操作在屏蔽墙后执行。当安全壳过滤排放系统内压力超过系统下游的爆破膜压力整定值时，爆破膜开启，经过两级过滤后的安全壳大气通过烟囱向外排放。在安全壳内压力降低之后，可以手动关闭安全壳隔离阀，避免安全壳与外界大气长期相通和过度排气。

图3 双堆EUF系统流程图Fig.3 Flow Diagram of Twin-reactor EUF

EUF的容量是按满足一个机组严重事故的缓解要求进行设计的。如果在双堆严重事故后，同时打开两个机组的安全壳隔离阀，使用一套EUF同时对两台机组进行过滤排放，将存在以下问题：EUF流量过大，可能超出过滤器的设计流量，导致过滤效率降低，排放到环境的裂变产物增加；两个安全壳会形成连通，在压差作用下，气体将从一个安全壳流入另一个安全壳，从而影响事故进程并使严重事故的管理评价更加困难。因此使用一套EUF系统同时对两台机组进行过滤排放的方案并不可行。

另一方面，如果为双堆布置核电厂增设一套安全壳过滤排放系统，工程实施方面也很有难度。比如，主要过滤设备都布置在核辅助厂房房顶、靠近电厂烟囱的房间内，考虑到EUF投运后文丘里水洗器中将滞留大量放射性物质，该房间采用重混凝土结构进行辐射屏蔽。如果再增加一套过滤装置，需要在类似的位置增建一处采用重混凝土结构的设备间，为此需要重新核算厂房的载荷以及相关的一系列工程问题，对工程投资的影响也非常重大。

在这种情况下，一种可行的解决方案是，采用公用的一套EUF对双堆进行交替排放。事故发生后，先打开其中一台机组(假定1号机组)的安全壳隔离阀，对其进行过滤排放；当2号机组压力较高后关闭1号机组排放管线，打开2号机组隔离阀，对2号机组进行过滤排放；在1号机组的压力上升后再次关闭2号机组隔离阀，打开1号机组隔离阀，对1号机组进行过滤排放，如此往复循环。

这种交替排放的方式有效弥补了双堆同时过滤排放的缺陷，使过滤器工作在设计流量下，保证了过滤效果，并且不会造成安全壳之间的连通和事故后果的扩大。

本方案的实施还需要相应的配套措施：

(1) 辐射防护措施。安全壳过滤排放系统的启动和切换需要手动开启和关闭安全壳隔离阀，多次操作可能使现场操作人员受到较大的照射剂量。为此需要采取一定的辐射防护措施，如配戴防护装备、控制操作时间、多人轮流操作等。

(2) 文丘里过滤器补水措施。使用EUF对两个安全壳进行过滤排放，排放气体总量增大，过滤器中滞留的裂变产物量增多，衰变热也将增多，导致文丘里水洗器中液体蒸发较快。当文丘里水洗器液位监测仪表监测到低液位时，需要关闭系统，对文丘里水洗器进行补水。EUF配有一套移动式化学加药组合装置(包括计量泵、化学溶液配制贮存箱，以及相关的管道和阀门)用于为文丘里水洗器配制和补充化学溶液。该装置平时放置于存储仓库中，为整体可移动式设备，可从存放地点通过交通工具(如汽车)运送至工作现场，与EUF的充排水管道通过快速接头及软管相连接，实现充水操作。文丘里水洗器为水平放置的带封头的圆柱形容器，充水体积为8.5/12(最大)m3，化学加药组合装置计量泵的额定流量为6 300 L/h，因此充水时间约为1 h，远小于安全壳过滤排放过程所需的整体时间，多次补水操作对过滤排放效果的影响有限。

经过分析，采用双堆交替排放的方式降低双堆严重事故后安全壳的压力是切实可行的。无论是安全壳过滤排放系统的切换操作，还是利用移动式化学加药组合装置对文丘里水洗器的补水操作，都应当纳入多机组严重事故情况下的厂内应急预案，在操作人员和辐射防护物资的配备上做好充分准备，并定期进行训练和演习。

3 安全壳过滤排放系统交替排放能力分析

为了进一步验证EUF对两个机组进行交替排放的能力和效果，采用严重事故程序模拟双堆同时发生堆熔事故的情况，定量分析EUF交替排放时两个机组安全壳的压力变化。

3.1 计算假设和工况

交替排放操作的关键在于合理确定每台机组排放的时间窗口，在尽可能减少切换次数的情况下保证双机组的安全壳压力均不超过安全限值。可以按照以下方法确定每台机组排放的时间窗口：

(1) 1号机组在安全壳压力首次达到 0.5 MPa.a 时开始过滤排放，2号机组在安全壳压力首次达到0.6 MPa.a时开始过滤排放，两者的时间间隔为T；

(2) 由于安全壳过滤排放系统切换操作(手动关闭1号机组的隔离阀，开启2号机组隔离阀)所需的时间约为0.5 h，则每台机组排放的时间窗口t=T-0.5 h。

按照以上步骤确定每个机组的排放时间窗口t，即每台机组排放t时间之后，即开始交替排放的切换操作，整个操作顺序如图4所示。

图4 EUF双堆交替排放方式示意图Fig.4 Twin-reactoralternate venting by the EUF system

考虑安全壳承压最保守的情景以及福岛事故的现实情景，选取以下三个工况进行分析：

工况1：大LOCA事故，堆芯充水成功；

工况2：大LOCA事故，堆芯充水失效；

工况3：全厂断电事故，堆芯充水失效。

以上工况均假设两个机组严重事故模拟的计算条件完全相同。工况1、2在单堆设计工况的基础上进行EUF双堆交替排放的计算分析。设计工况为假定两个反应堆同时发生大LOCA事故，且安全壳喷淋在直接喷淋阶段有效，再循环阶段失效。工况1假设应急堆芯冷却系统有效，充水量合适，堆芯余热全部使堆芯充水汽化进入安全壳，安全壳升压速率较大。工况2假设除非能动的安注箱外，其他应急堆芯冷却系统失效，导致压力容器熔穿，熔融堆芯与混凝土作用释放气体和能量，但安全壳升压速率较小。工况3为假定的现实工况，认为由于各种外部灾害或其他情况导致的整个厂址全厂断电且长期间无法恢复，从而演变为双堆同时轴封LOCA且由于失电无法进行安注、安喷缓解的全厂断电事故为最可信双堆严重事故。在堆功率、冷却剂温度、系统压力等取满功率运行实际值的情况下，假设发生全厂断电事故，紧急停堆成功，主泵轴封丧失并导致轴封破口，除安注箱外，能动安注和安喷均不可用。缓解措施包括手动开启稳压器安全阀对一回路降压以及开启EUF对安全壳卸压。

3.2 计算结果

对于以上三种工况，分别进行了无EUF卸压的计算，以及采用EUF对两个机组进行交替排放的计算。工况1和2使用MELCOR程序，工况3使用MAAP程序。

按照上节所述的方法计算交替排放的时间窗口。由于假设双堆的事故条件和进程完全相同，可通过计算一台机组在无EUF情况下安全壳压力首次达到0.5 MPa.a和0.6 MPa.a的时间，获得交替排放的时间窗口，计算结果如表1所示。分别对应3种工况，无EUF及EUF交替排放情况下双堆安全壳的变化曲线如图5至图7所示[3]。

表1 交替排放时间窗口的取值

图5 双堆安全壳压力(工况1)Fig.5 Twin-reactor containment pressures (Condition 1)

图6 双堆安全壳压力(工况2)Fig.6 Twin-reactor containment pressures (Condition 2)

图7 双堆安全壳压力(工况3)Fig.7 Twin-reactor containment Pressures (Condition 3)

以上计算结果证明，合理选取交替排放的时间窗口，一套EUF能够实现双堆安全壳的卸压目的。无论是对于升压最快的保守工况(工况1)，还是最可信双堆严重事故的现实工况(工况3)，EUF交替排放能够保证任意一个安全壳的压力不超过0.7 MPa.a。一般认为这样的压力下安全壳完整性丧失的概率几乎可以忽略。

4 结论

日本福岛核事故以事实证明了多机组超设计基准事故发生的可能性是存在的，IAEA和各国开始重视这一长期被忽视的课题，与此有关的核安全要求也在逐渐形成。多机组超设计基准事故(包括严重事故)的应对包括两个层次的要求：一是设计上保证事故应对措施的独立性，不借助其他机组设备或多机组公用设备；二是增强多机组严重事故的应急响应能力。

我国在建和运行的大部分核电厂为双堆布置的二代改进型核电厂。对超设计基准事故(包括严重事故)管理规程和系统设置的分析表明，多数情况下能够保证事故响应操作的独立性，但也存在明显的薄弱环节：水压试验泵和安全壳过滤排放系统(EUF)为双堆公用设备。

结合我国二代该进行核电厂运行和在建的现实情况，本文分析了水压试验泵和安全壳过滤排放系统的改进可行性，在尽量减少硬件改动的前提下提出了可能的改进方案。其中EUF双堆交替排放仅仅通过操作规程的改变，利用一套EUF即可满足双堆的卸压需求。进一步的计算也证明，合理选取交替排放的时间窗口，EUF交替排放能够在最保守以及最现实的事故情况下保证双堆安全壳压力均不超过其极限承载压力。

需要指出的是，双机组“同时”发生超设计基准事故的概念并不意味着双机组的事故进程一定严格同步。本文的分析基于双堆事故进程完全一致的假设，事实上这是一个相当保守的假设。在绝大多数现实情况下，双机组的事故进程和发展并不严格同步，事故所处的阶段并不严格相同，因此所要求的应对措施也不尽相同。这实际上降低了对双堆公用设施的使用要求，提高了双堆超设计基准事故的实际应对能力。

[1] 吴宇翔，宋代勇, 赵光辉. 福岛事故后核电法规标准趋势研究[J]. 核科学与工程, 2013, 33(3): 239-336.

[2] 吴宇翔, 马如冰, 尚臣. 双机组布置核电厂缓解严重事故后果能力和可靠性研究报告[R]. 北京: 中国核电工程有限公司, 2012.

[3] 周喆, 石雪垚. 双机组使用EUF降压能力分析报告[R]. 北京: 中国核电工程有限公司, 2012.

Impacts and Improvements of Facilities Shared by Twin-reactor Nuclear Power Plants to Mitigate Beyond-Design-Basis Accidents

WU Yu-xiang, WU Yu-qiang, ZHANG Xue-shuang

(China Nuclear Power Engineering Co., Ltd., Beijing 100840, China)

After Fukushima accident, the consequences of multiple-unit beyond-design-basis accidents (BDBA) at the same site have been paid attention. Therefore, the independence of accident response measures of nuclear power plant (NPP) is required to be guaranteed in design. Most of nuclear power plants in operation and under construction in China are Gen II+ nuclear power plants with twin-reactor layout. It is shown that hydro-test pump and containment filtration and venting system (EUF) shared by twin reactors would affect the mitigation capability against twin-reactor BDBA. The potential improvement options of the above facilities have been studied for the existing plants, and the most probable improvement solutions have been proposed with the purpose of reducing the hardware changes to the greatest extend. By means of twin-reactor alternative venting, one single system of EUF is capable to satisfy the depressurization requirements of twin reactors. Further calculations also prove that, with the reasonable time window of alternative venting, the safety of twin-reactor containments can be ensured by EUF alternative venting both in the most conservative conditions and the most realistic conditions.

Post-fukushima improvment; Twin-reactor layout; Beyond-design-basis accident; Hydro-test pump; Containment filtration and venting system

2016-09-20

国家高技术研究发展计划(863计划)资助课题 (2012AA050906)

吴宇翔(1983—)，男，安徽人，高级工程师，博士，现主要从事核电厂总体设计

TL371

A

0258-0918(2017)02-0263-08