浅谈我国核电厂重要厂用水系统换热器隔离阀门与放射性监测仪表配置优化

许友龙，刘 莞，郑丽馨

（生态环境部核与辐射安全中心， 北京 100082）

重要厂用水系统从最终热阱吸取冷却水，为核电厂停堆所需要的系统和设施提供长期冷却，同时也为防止假想事故或减轻假想事故后果所需要的专用设备提供长期冷却。

目前，我国绝大部分在建与运行核电厂的重要厂用水系统的换热器均设置了2个手动阀门进行隔离，并且除AP1000机组与VVER机组外，在重要厂用水系统中均未设置放射性监测仪表。而这与美国核电厂标准审查大纲SRP（Standard Review Program，SRP）对于换热器的隔离配置方式不一致，即至少一台自动阀门，一台手动阀门进行隔离，且应设置放射性监测仪表。因此，当前我国大部分核电厂重要厂用水系统隔离阀门与放射性监测仪表的配置与相关法规、导则以及美国核电厂标准审查大纲［1］的要求不一致。本文将浅析当前这一配置的风险，并提出改进建议。

1 美国、法国与国际原子能机构（IAEA）对于重要厂用水系统换热器的隔离与放射性监测仪表设计要求

1.1 美国监管要求

1.1.1 SRP要求

SRP第九章重要厂用水系统审查程序3.D.明确要求：应采取相关措施来监测和控制放射性污物漏出或漏入该系统。如果包含了管道和仪表的系统图已表明在系统的排水口、在各部件易于泄漏的地方都设置了辐射监测设备，并且这些部件可以被一台自动和一台手动阀隔离，则该设计是可接受的。

此要求提到的“各部件易于泄漏的地方”对于重要厂用水系统而言，主要考虑的就是换热器。该换热器是与上游设备冷却水系统进行换热的重要设备。通过进入重要厂用水系统的海水在换热器传热管或板片处冷却设备冷却水系统中的水，从而为需要冷却的重要设备进行冷却。核电厂常用的板式热交换器在工程经验上来说并不完全可靠，长期运行后的微小腐蚀与裂缝可能由于瞬态造成的水锤效应发生泄漏。因此，美国核安全监管当局对于此处的隔离方式要求十分明确，即采取至少一台自动阀门与一台手动阀门的配置组合。

1.1.2 美国其他法规对于重要厂用水系统的要求

联邦法规10CFR. Part50 附录A［2］要求：

标准44-冷却水系统：应具备一种将热量从对安全重要的结构、系统和组件传递到最终散热器的能力。系统安全功能应在正常运行和事故情况下转移这些结构、系统和组件的组合热负荷。

应提供适当的设备和功能冗余，以及适当的互连、泄漏检测和隔离功能，以确保厂用电系统运行（假设厂外电不可用）或厂外电系统运行（假设厂用电不可用）时，即使有单一故障，也可以实现系统安全功能。

标准46-冷却水系统的测试：冷却水系统的设计应允许进行适当的定期压力和功能测试，以确保：（1）其组件的结构和密封完整性；（2）验证系统活动部件的可操作性和性能；（3）整个系统的可操作性，以及在尽可能接近实际设计的工况下，包括紧急停堆和发生冷却剂丧失事故、运行中部分保护系统以及正常和应急电源之间切换时，维持整个系统运行的功能，保证系统投入运行。

1.2 美国核电厂的实际配置举例

已查询到的美国核电厂重要厂用水系统实际配置情况符合SRP要求。

首先，查询到美国多台核电机组的重要厂用水系统描述与系统图的绘制显示出其符合SRP要求而设置了放射性监测仪表，并且换热器处配置了一台手动和一台自动隔离阀门，下面进行举例。

NRC于2017年批准建设和运行联合许可证的经济简化型沸水堆（ESBWR）的最终安全分析报告第九章中关于重要厂用水系统的部分描述如下［3］：

图1 美国ESBWR 厂用水系统示意图Fig.1 Schematic diagram of essential service water system for ESBWR plant

重要厂用水系统设计上考虑了在主控室中监视并报警任何潜在的泄漏，并允许在足够短的时间内隔离任何此类泄漏，以防止对电厂的广泛破坏。提供了用于监测可能从设冷水系统（RCCWS）泄漏到重要厂用水系统（ESWS）中包含低水平放射性的手段。通过使用各种系统设计和功能布局，可以减小发生水锤效应的可能性。

重要厂用水系统与设冷水系统间热交换器设置有电动和气动隔离阀，以方便操纵员远程操作。RCCWS与ESWS间使用板式热交换器。根据板式换热器的行业经验，可认为板中的孔泄漏或裂缝不可靠［4］。此外，热交换器的设计应使从RCCWS或ESWS的垫片处的泄漏都可以排水至设备和地面排水系统中。这种设计减轻了RCCWS或ESWS的交叉污染。电动和气动阀的设计是必要的。

此外，NRC一份审评问题记录单［5］明确提出了与SRP相一致的对于该问题的关注点与要求 （AP1000/EPR 项目，US-APWR 设计文件，三菱重工）：申请方关于重要厂用水的设计文件显示在设冷水与重要厂用水间换热器的出口位置设置了放射性监测仪表，但是设计文件中没有描述如何按照SRP要求隔离放射性泄漏。US-APWR申请方没有讨论在设冷水的放射性泄漏至重要厂用水系统时，用以隔离一列或者隔离设备所使用的阀门或者其他隔离方式，以及相关规程。NRC员工审查没有发现能够符合SRP9.2.1中要求的用来隔离受污染的重要厂用水系统系列的一个自动阀门与一个手动阀门。请提供一份关于当放射性污染从设冷水系统（CCWS）泄漏到重要厂用水系统（ESWS）时，用以隔离重要厂用水系统设备或系列的设计与规程。

综上所述，美国的核安全监管要求是十分明确的。经查询资料可知，目前美国大部分核电厂均是按照上述要求进行实际设计与建造的，NRC审评人员也是参考SRP的明确要求进行审评的。

1.3 法国监管要求

按照法国90万千瓦压水堆核电厂系统设计和建造规则RCC-P第2.3.6.2.2［6］对于安全厂用水系统功能的要求显示，对于换热器隔离阀门的配置方式确实没有明确要求，仅对贯穿安全壳的设备冷却水系统管路设计的隔离装置有明确要求：对出水管，共设两个阀门，安全壳内一个电动阀，安全壳外另一个可以是电动阀或者其他类型的阀门；对进水管，安全壳外一个电动阀，安全壳内一个止回阀。

在放射性监测方面，同样仅对设备冷却水系统提出了明确要求：设备冷却水系统应设置放射性监测，以确保冷却放射性回路的热交换器没有泄漏。对于重要厂用水系统的放射性监测没有具体要求。

目前我国大部分二代改进型核电机组的重要厂用水系统相关配置与RCC-P的要求一致。

综上可知，法国与美国对于重要厂用水系统的设计要求并不一致。美国SRP对于重要厂用水系统换热器隔离阀门与放射性监测仪表的要求更加严格与明确。

1.4 IAEA对于压水堆核电厂传热系统的设计要求

在IAEA的SSR-2/1特定安全要求《核电厂安全：设计》［7］这份标准中，对于热传输系统的要求为：热传输系统的设计必须确保能够将热传输系统的非关键部件加以隔离。因此，对于其具体的隔离方式，没有明确要求。

在放射性监测方面，6.47要求为：必须在核电厂提供适当的手段，以便监测可能造成显著污染的流体系统的活度和采集工艺样品。

6.81要求为：必须提供用于在电厂向环境中排放之前或在这种排放期间监测放射性流出物和可能被污染的流出物的固定式设备。

综上可知，在放射性监测方面，IAEA的要求可以理解为应当在可能存在放射性污染的重要厂用水系统中设置放射性监测仪表。

2 我国核电厂重要厂用水系统配置情况

2.1 运行核电厂重要厂用水系统配置举例

目前，绝大部分法系M310机组的重要厂用水系统在换热器前后均设置2个手动隔离阀，且并没有设置放射性监测仪表，与SRP的要求不一致。而对于红沿河核电厂，其2列共设置了4个自动隔离阀进行控制，主要考虑了重要厂用水系统的防冻，并保证重要厂用水系统的流量以及及时的切换，其并未设置放射性监测仪表。各类型机组配置统计如表1所示。

表1 各核电厂重要厂用水系统配置举例Table 1 Examples of essential service water system confi guration in nuclear power plants

除红沿河核电厂4台机组与田湾核电厂的VVER机组外，其余绝大部分核电厂重要厂用水系统换热器均设置为2台手动隔离阀门。

首先，VVER机组的重要厂用水系统的设置与其他类型机组不同，其部分一回路用户的冷却并未通过如M310类型的设冷水系统，而是直接由厂用水系统中间回路进行冷却。其中间回路确实考虑了防止放射性意外释放的风险而设置了自动隔离阀门。

其次，除红沿河核电厂因防冻考虑设置了换热器自动隔离阀门以保证重要厂用水可用外，其他M310机组、AP1000机组与华龙一号机组目前均在每列重要厂用水系统换热器前后配置2台手动隔离阀门，且只能通过现场操纵员手动操作阀门。这就意味着一旦需要隔离泄漏的换热器，那么就需要较多的时间甚至辐射防护的准备才能操作隔离阀。

2.2 放射性监测仪表配置

除AP1000机组与VVER机组外，其余绝大部分核电厂重要厂用水系统均未设置放射性监测仪表。

经查询M310系列机组系统图，均未在重要厂用水系统上设置在线放射性监测仪表。而华龙一号机组亦未设置放射性监测仪表。这就意味着，假如设冷水系统与重要厂用水系统之间的换热器发生泄漏，如换热板上存在腐蚀穿孔（正常运行很难发现），那么一旦一回路用户的换热器泄漏，将放射性带入设冷水系统，不论放射性活度是否达到设冷水系统的放射性监测报警阈值，重要厂用水系统就已经受到污染，其造成放射性意外释放到环境中的释放量也很难评估。这种事件在法国已经实际发生过，可参见国际原子能机构（IAEA）的国际报告系统（IRS）7506号报告［8］。

3 我国相关法规、导则要求

3.1 关于自动隔离阀门

HAF 102核动力厂设计安全规定及相关导则中可以参照的涉及阀门自动控制要求如下［9］。

HAD 102/09核电厂最终热阱及其直接有关的输热系统4.3运行人员行动中要求：对于在控制室外用就地手动方法执行的行动（如重新调整手动阀门的开度），必须考虑往返和完成行动所需的总时间，还必须考虑在各种工况下设备的可达性，是否有合适人员和通信设备可供使用。如果往返时要通过受火灾或辐射污染等影响的区域，可能还要求接近设备的附加时间。运行人员采取就地行动的时间长短必须根据该事件及有关工况来定。然而，建议在事件发生后的第一小时内不要依靠这种控制室外的行动。在这段时间内所需的运行人员的行动，应在控制室内，或从辅助控制点，由遥控的方式，按照原来为这种行动所提的建议来完成。

因此，应当遵循有关法规导则的要求与建议，考虑将原设计为全部就地手动操作的换热器隔离阀门配置优化为至少一台自动阀门和一台手动阀门的配置方式。

3.2 关于放射性监测仪表

HAD 103/04《核电厂运行期间的辐射防护》的规定如下［10］。

5.4.1 要求：核电厂工艺系统的放射性监测是针对放射性物质释放（或预防意外的释放）的必要的控制措施。根据情况，这种监测应该采用常规取样的方式或借助于集中监测系统仪器（如在液体废物箱释放管线上的探测器）的方式进行。监测结果应该迅速地送给操纵员（如通过在有人操作的控制室内的显示），以便必要时操纵员采取适当的纠正措施。

5.4.2 要求：在每一个有可能成为放射性的，且可能向外释放的流体的工艺系统上，都应安装辐射监测探测器。为了增补从安装的监测探测器得到的资料，必须提供对这些流体取样和常规计数的能力，特别是从释放点取样和常规计数。

以上两条要求主要针对放射性监测仪表。因此，在重要厂用水系统加装放射性监测仪表即可满足以上两条要求；反之，当前在重要厂用水系统上未安装放射性监测仪表的机组则不满足以上两条要求。

4 当前配置的风险以及一旦发生意外放射性释放的后果

诚然，对于大多数机组来说，重要厂用水系统被放射性物质污染的前提条件为，设冷水系统与上游带放射性的系统间换热器破裂叠加重要厂用水系统与设冷水系统间换热器泄漏。考虑到设备冷却水系统在换热器前后设置了隔离阀，以备当其系统放射性水平达到报警阈值后关闭，与重要厂用水系统隔离。因此，重要厂用水系统由于设冷水系统泄漏进入的放射性而释放至海水中的概率要更低。设冷水系统的放射性监测仪表在正常运行情况下也可以起到一定的监测一回路与设冷水系统间放射性泄漏的作用。但是，从上文提到的法国实际发生过的放射性意外释放事件的经验反馈来看，重要厂用水系统作为安全壳外、在外界环境前的最后一道放射性屏障，还存在被突破的可能。当以上假设的叠加事故工况出现后，由泄漏开始到主控室操纵员通过设冷水系统的放射性监测仪表发现可能出现了意外放射性释放而通知现场操纵员去手摇重要厂用水系统隔离阀门期间，经与电厂运行人员交流至少需要10～20分钟的时间，而泄漏的速率是无法预估的。因此，一旦意外释放量超出了国际核事件分级（INES）中说明的“显著量”，即放射学上相当于10太贝可钼-99泄漏量的液态放射性物质泄漏量［11］。那么，此事件就升级为INES2级事件。其后果的严重性不言而喻。

下面介绍一起前文所提的真实发生的穿过多道屏障最终造成放射性意外释放的国际运行事件。IRS（IAEA国际事件报告系统）7506 号报告：法国核电厂重要厂用水系统换热器泄漏导致放射性意外释放事件经验反馈。

IRS 7506是一个特别重要的事件，因为它涉及两台ESWS（重要厂用水系统）/CCWS（设冷水系统）热交换器和在CCWS和RCS核取样系统（NSS）之间的一台热交换器同时失效，造成同时突破了两个屏障，为放射性液体进入环境建立了通道。2000年，当机组正在运行，对于CCWS系统水的每周手动测量结果显示氚的活度水平异常（为1.7 MBq/吨，而不是低于0.1 MBq/吨的预期值），并且有效总活度异常。这一活度表明，在一回路的换热器上存在泄漏。随后的调查证实，在NSS换热器上的加压取样管线中存在泄漏。与此同时，CCWS/ESWS换热器中反复出现的泄漏问题导致放射性液体连续数月从CCWS泄漏到ESWS。这个泄漏量在事件当天评估为10立方米/天。CCWS的液体污染导致了ESWS污染，导致放射性液体失控地流入海洋。

图2 设冷水/重要厂用水系统板式热交换器示意图Fig.2 Schematic diagram of plate heat exchanger of component cooling water system/essential service water system

该事件表明，现有的CCWS活度监测通道的监测和报警阈值使得系统的连续污染没有被检测到。同样，放射性化学污染，特别是来自氚的污染，可能在很长一段时间内无法被探测到，因为监测通道只能监测总的伽马活度。另外，事件还显示出，缺乏适用于从CCWS泄漏至ESWS和泄漏至环境中的可允许的标准，以及缺少对于响应这种泄漏与CCWS/ESWS接口之间监测的运行规程。此事件法国方面的纠正行动中也明确提到了应当加强对重要厂用水系统放射性监测要求，以及考虑在重要厂用水系统换热器上游增加保护过滤器。

因此，重要厂用水系统是可能存在一定放射性污染的，在放射性意外向环境排放前，应当根据相关法规标准，在重要厂用水系统的设计上增加放射性监测仪表。这样放射性监测可以与换热器隔离阀门进行配合，在发现放射性意外释放到环境中后立即通过自动隔离阀门进行隔离，最大程度地减小放射性意外释放后果，从而满足辐射防护ALARA （as low as reasonably achievable） “可合理达到的尽量低的水平”原则。

5 结论

（1）运行核电厂与在建核电厂重要厂用水系统每一列的换热器下游应当考虑设置放射性监测仪表，以实现对可能发生的意外放射性释放的探测，及时采取隔离措施，尽可能减少释放量。

（2）按照SRP要求，核电厂重要厂用水系统换热器隔离阀门应考虑按照至少一台自动阀门与一台手动阀门的组合进行配置。该自动阀门既可以进行远程主控室操作也可以就地进行操作。减少由发现泄漏到现场操作阀门中间所需要的时间，及时隔离泄漏与切换系列，保证重要厂用水供给。

（3）营运单位应综合考量确定放射性监测仪表报警阈值与自动隔离阀门逻辑动作的阈值，改进有关运行程序，当发生报警后，操纵员可以经确认核实后远程操作关闭自动阀门。重要厂用水系统放射性监测仪表的报警阈值应当更加低于设冷水系统的放射性监测仪表报警阈值。

（4）营运单位应当考虑完善对于响应设冷水系统与重要厂用水系统接口之间发生泄漏后的监测与隔离的运行规程。