超强台风情况下SER水罐安全影响分析

冯丙辰，王晗丁，张晓明

（苏州热工研究院有限公司，深圳 518000）

东南沿海地区是国内核电厂的主要分布区域，同时也是全球受台风影响最严重的区域之一［1］。近年来，由于气候变化等因素影响，超强台风的发生次数和强度呈现上升趋势，全面识别和分析台风的影响对保障机组安全具有重要意义。概率安全评价（PSA）是以概率论为基础的风险分析方法，可对包括外部灾害在内的事故影响开展定量评价，已在核电厂设计、运行中得到广泛应用［2，3］。

超强台风情况下，核电厂的构筑物、系统和部件（SSC），尤其是露天布置的水罐和电气设备易受风压、风致飞射物的影响［4］。本文针对超强台风情况，以常规岛除盐水分配（SER）系统水罐为分析对象，开展PSA分析，评估超强台风情况下SER水罐对机组安全的影响。

1 飞射物PSA方法

超强台风对核电厂SSC的影响主要体现在风压和台风导致的次生灾害，露天罐体在超强台风情况下易受风致飞射物的破坏。目前，国内外针对飞射物风险的分析方法尚未形成统一的标准［5］，文献［6］给出了一种基于PSA的飞射物定量分析方法。

该方法的核心是计算暴露的SSC在不同情况下由于飞射物导致的失效概率（EEFP）：

其中，飞射物影响参数MIP表示每个风致飞射物打击到每个目标物单位面积的概率；N表示破坏性飞射物的数量；S表示每个目标SSC的暴露面积；F表示飞射物打击造成SSC失效的概率，通常为1。

MIP与超强台风的等级相关，台风强度越大越容易产生飞射物，MIP值越大。MIP同时与目标SSC的高度相关，由于重型风致飞射物飞行高度较低，位置较低的SSC具有更大的MIP值。飞射物数量同样与超强台风的等级相关，相同台风等级下不同核电厂的飞射物数量类似。表1给出了风致飞射物PSA中可参考的MIP与飞射物数量取值［6］。

表1 风致飞射物PSA中MIP和飞射物数量通用值Table 1 Common values of MIP and N for missile PSA

暴露面积需考虑两方面的因素：一是目标SSC暴露于风致飞射物，易受飞射物的袭击；二是如果被击中，将会影响目标SSC的安全功能。对于抗震I类厂房外的SSC，其暴露面积通常利用包围该SSC最小立方体的面积进行计算；对于抗震I类厂房内的SSC，飞射物可通过门窗等开口进入，暴露面积为开口面积。

露天罐体属于厂房外的SSC，其暴露面积的计算一般忽略顶部面积，同时需扣除周边墙体或其他SSC的遮挡、屏蔽部分面积，只考虑最终的有效暴露面积。

2 超强台风事故影响分析

2.1 超强台风导致的始发事件

国内外核电厂运行经验表明：丧失电源和丧失冷源是超强台风对机组安全的主要威胁。图1给出了近30年来国外核电厂超强台风影响后果统计，其中，丧失厂外电（LOOP）和全厂断电（SBO）占比超过30%，丧失最终热阱（LUHS）占比约5%，安全停堆、降功率运行等非事故工况为其他后果。

图1 国外核电厂超强台风影响后果统计Fig.1 Consequences of super typhoon on NPPs abroad

超强台风对核电厂电源的威胁主要是对输电线路的威胁，包括强风导致的输电线路风偏闪络、断线，以及风致飞射物造成的短路、台风引起盐雾造成的短路等。同时，超强台风及其次生灾害可能影响应急柴油发电机（EDG），从而导致更严重的SBO事故。

机组发生LOOP时，由于主泵停运、控制棒驱动机构电源丧失，首先导致紧急停堆。应急交流配电盘的低电压信号会触发EDG启动，为机组提供应急电源。之后辅助给水（ASG）系统启动，向蒸汽发生器供水，带出堆芯余热。如果EDG由于台风影响或其他原因失效，则发展为更严重的SBO事故。SBO情况下，ASG汽动泵向蒸汽发生器供水是机组余热导出的唯一手段。

超强台风对核电厂冷源的影响途径主要包括风压、台风引起水淹导致的泵房失效，以及台风造成取水口杂物聚集导致的堵塞。这些影响会造成取水口堵塞或冷源相关功能失效，从而导致最终热阱丧失。

机组发生LUHS时，操纵员首先执行反冷操作，用反应堆和乏燃料水池冷却与处理（PTR）系统水箱的水通过喷淋热交换器代替重要厂用水（SEC）系统反向冷却设备冷却水（RRI）系统。如果反冷操作失败，则截断下泄流，并使化学和容积控制（RCV）系统入口转向PTR，以保护RCV。即使上述安全功能成功实现，仍需ASG执行二次侧冷却功能，否则可能面临堆芯损坏（CD）的风险。

可见，LOOP、SBO和LUHS是超强台风可能导致的主要核电厂事故工况。在这些事故工况下，ASG执行二次侧冷却均是需重点保障的安全功能之一。

2.2 SER水罐对缓解功能的影响

超强台风情况下，电源或冷源的恢复也会受影响。因此，长期冷却阶段ASG的功能也需得到保障。由于ASG水箱容量有限，长期冷却阶段需补水以维持其安全功能。正常情况下，ASG可由本机组或相邻机组的凝结水抽取（CEX）系统补水，也可由SER系统补水。超强台风导致的LOOP、SBO和LUHS事故工况下，CEX不可用，而且相邻机组也面临同样的事故工况，仅剩SER作为ASG的补水手段。

SER水罐是核电厂厂区最大的露天水罐，极易遭受风致飞射物的袭击。因此，超强台风导致的事故工况下，长期冷却阶段ASG的补水可能受影响，从而导致堆芯余热无法导出，造成CD。

执行其他事故缓解功能的SSC，基本位于核岛厂房以内，受超强台风影响的可能性较小。

3 SER水罐对机组安全影响的定量评价

3.1 条件堆芯损坏概率

为评估超强台风情况下SER水罐对事故缓解功能的影响，需计算不同台风影响情况下LOOP、SBO和LUHS事故的条件堆芯损坏概率（CCDP），并与基准值进行比较。

CPR1000机组SER水罐典型的设计参数见表2。由此可计算SER水罐的暴露面积，结合表1和式（1）可得SER水罐的EEFP。

表2 CPR1000机组SER水罐典型设计参数Table 2 Typical design parameters of SER tank for CPR1000 unit

LOOP、SBO和LUHS事故缓解所需的安全功能、事故进程和后果分析通常已包含在内部事件一级PSA中。以内部事件一级PSA模型为基础，考虑飞射物导致SER水罐失效对ASG功能的影响，建立风致飞射物PSA模型，开展定量计算，结果见表3。其中，基准CCDP为未考虑台风影响时事故的CCDP。

表3 超强台风情况下SER水罐对机组安全影响的CCDP分析结果Table 3 CCDP result of impact on safety for SER tank under super typhoon

3.2 堆芯损坏频率

为评估超强台风情况下SER水罐对机组总体风险的影响，需计算LOOP、SBO和LUHS事故导致的堆芯损坏频率（CDF），并与基准值进行比较。

由于17级以上超强台风发生频率很低，所以本次分析中考虑的台风范围为15～17级，对应表1中46～60 m/s的风速。参考国内某核电厂址超强台风设计信息，保守考虑该区间台风发生频率为百年一遇。由此，根据建立的风致飞射物PSA模型，考虑飞射物导致SER水罐失效对ASG功能的影响，开展定量计算，结果见表4。其中，基准CDF为未考虑风致飞射物影响时事故的CDF，ΔCDF为考虑飞射物影响时CDF相比基准值的变化。

表4 超强台风情况下SER水罐对机组安全影响的CDF分析结果Table 4 CDF result of impact on safety for SER tank under super typhoon

3.3 结果讨论

由定量评价结果可知，超强台风情况下SER水罐对事故缓解具有显著的作用。随着台风风速的增加，事故的缓解能力逐渐降低。这是因为风速越高，飞射物产生的可能性和数量也越高，SER水罐失效的可能性越大。

对于核电厂可能遭受的15级以上超强台风，考虑风致飞射物影响时事故导致的CDF显著增加，LOOP、SBO和LUHS事故导致的CDF增量均为1×10-7/（堆·年）左右。考虑到台风发生频率的不确定性，以及可能导致的LOOP和LUHS叠加的事故工况，SER水罐的风险贡献值得关注。

4 结束语

SER水罐是核电厂厂区最大的露天水罐，易受风致飞射物的袭击，其失效会影响ASG补水功能，威胁事故工况下机组的长期冷却。本文采用PSA方法，对超强台风情况下SER水罐的安全影响开展定量分析，结果表明：SER水罐是引起事故的薄弱环节之一，对机组总体风险具有一定贡献。对于运行核电厂，建议通过加装防护网、清理周边松散物等方式降低飞射物对SER水罐的影响。对于新建核电厂，建议通过增加罐体壁厚度等方式从设计上提高SER水罐防抗飞射物的能力。