李 春，依 巖，劉 宇，張慶華

(環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082)

壓水堆核電廠安全殼內(nèi)碎片源的踏勘方法介紹

李 春，依 巖，劉 宇，張慶華

(環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082)

安全殼地坑是許多壓水堆核電廠設(shè)計為在失水事故后為堆芯冷卻和安全殼排熱提供再循環(huán)水的專設(shè)安全設(shè)施。安全殼內(nèi)的潛在碎片源在事故中可能堵塞安全殼內(nèi)的地坑濾網(wǎng)，從而造成安全殼地坑性能下降。為了評價安全殼地坑在破口事故后能否滿足設(shè)計要求，首先應確定潛在碎片源的類型以及它們在安全殼內(nèi)的位置。安全殼內(nèi)現(xiàn)場踏勘就是尋找與定位碎片源的有效方法，并能夠提供一些進行安全殼地坑性能分析的必要信息。介紹了壓水堆核電廠安全殼內(nèi)碎片源的一些踏勘方法。

安全殼地坑;碎片源;踏勘

1 引言

為了對付破口失水事故，保證核電廠堆芯冷卻和余熱排出，傳統(tǒng)的壓水堆核電廠設(shè)置了專設(shè)安全設(shè)施，包括應急堆芯冷卻系統(tǒng)(ECCS)和安全殼噴淋系統(tǒng) (CSS)。安全殼地坑為ECCS和CSS事故情況下提供長期水源，這些水是來自于破口的泄漏或噴淋后的冷卻劑回流水［1］。通常在安全殼地坑處設(shè)有濾網(wǎng)，用來攔截安全殼內(nèi)的各種碎片，防止碎片堵塞濾網(wǎng)，從而保證應急堆芯冷卻系統(tǒng)泵或安全殼排熱系統(tǒng)泵在從地坑取水時擁有足夠的凈正吸入壓頭。最新的研究成果［2］表明:即使有很少量的纖維狀隔熱保溫材料輸送到地坑濾網(wǎng)處，也足以嚴重堵塞地坑濾網(wǎng)，導致泵的吸入壓頭顯著下降，從而威脅到核電廠的安全。為了確保壓水堆核電廠在需要地坑再循環(huán)的失水事故 (LOCA)或其他高能管道斷裂事故過程中，碎片堵塞不會妨礙或阻止ECCS和CSS在再循環(huán)模式下的運行，進行電廠特性分析以確定安全殼內(nèi)碎片積聚是否會妨礙或阻止ECCS和CSS的再循環(huán)運行是十分必要和緊迫的。為了評價安全殼地坑濾網(wǎng)在事故后滿足設(shè)計要求，首先就要求電廠運行者應該確定假定LOCA事故后潛在碎片源的類型以及它們在安全殼內(nèi)的位置。在核電廠計劃停堆檢修時進行適當?shù)闹С中袁F(xiàn)場踏勘工作可以收集將來用于地坑性能評價的信息。

2 踏勘前的準備活動

2.1 熟悉設(shè)計以及執(zhí)照申請文件

在進行現(xiàn)場踏勘之前，必須審查關(guān)于地坑的設(shè)計基準和執(zhí)照申請文件。其內(nèi)容包括: (1)安全殼地坑設(shè)計:列出安全殼地坑的設(shè)計要求，找到并審查已有的安全殼水池的高度、池水溫度和地坑凈正吸入壓頭 (NPSH)計算及其計算依據(jù)。查找地坑內(nèi)部結(jié)構(gòu)圖。(2)地坑的設(shè)計基準:識別、定位、摘錄并列出安全殼地坑執(zhí)照申請要求以及承諾。根據(jù)不同電廠的特定設(shè)計，設(shè)計基準瞬態(tài)可能是需要安全殼地坑再循環(huán)的事故 (如需要安全殼噴淋的二回路事故)，而不是通常所說的一回路失水事故(LOCA)。(3)歷史碎片源:鑒別出在電廠運行歷史上曾經(jīng)出現(xiàn)過的碎片源。例如，運行期間發(fā)現(xiàn)的安全殼內(nèi)失效的保溫材料材料、異物(如，電纜帶子)等。(4)輸運計算:獲得并且審查局部流速的計算報告，定位計算中考慮的碎片以及碎片的水力學特性。(5)地坑堵塞的考慮，獲得并且審查電廠以前對地坑濾網(wǎng)堵塞可能性的評估。

2.2 獲得并且審查建造和維修記錄

踏勘之前應取得并且審查已經(jīng)確定的與影響事故后地坑性能有關(guān)的物質(zhì) (如保溫材料、油漆、涂料等)的使用和維修記錄。它們包括:(1)保溫材料的安裝:安全殼內(nèi)用的是何種保溫材料;哪些地方 (設(shè)備、貫穿件及管道)使用了這種保溫材料;保溫材料的安裝形式(裝入小袋還是直接用帶子捆綁);保溫材料的檢查記錄 (如果能夠獲得);可能引起保溫材料變化的設(shè)計變更。(2)安全殼內(nèi)使用的涂層材料記錄:使用了何種油漆、涂層材料;哪些地方使用了這種材料;涂層材料的質(zhì)量保證規(guī)程、使用說明書以及監(jiān)督檢查記錄;對購買的設(shè)備使用什么樣的涂層材料以及曾經(jīng)使用過涂層材料的資料;如果電廠使用了“未經(jīng)鑒定”的涂層材料，應取得使用情況的說明。(3)外部物質(zhì)排除程序:取得并審查電廠的異物質(zhì)排除程序，包括核清潔程序，在程序中識別特殊物質(zhì)和確定可能異物。

2.3 選擇進行詳細踏勘的區(qū)域

對安全殼內(nèi)某些限制區(qū)域進行詳細的踏勘是有可能實現(xiàn)的?？梢酝ㄟ^下列方法以便在安全殼內(nèi)進行詳細踏勘并找到這些區(qū)域:(1)找到那些需要地坑再循環(huán)的設(shè)計基準瞬態(tài)。根據(jù)電廠設(shè)計不同，設(shè)計基準瞬態(tài)也可能需要從安全殼地坑的再循環(huán)，特別是需要安全殼噴淋啟動的假想二回路系統(tǒng)破口事故，而不是通常的一回路LOCA。(2)對于第一步確定的瞬態(tài)識別其潛在的破口位置。(3)為了詳細檢查，基于適當?shù)挠捎趪娚湓斐傻挠绊憛^(qū)域 (美國核管會推薦的是L=12D的球體區(qū)域，D是破口直徑，L是以破口位置為球心的球的半徑)以及假定破口位置直線距離上的障礙物 (這些障礙物僅考慮堅固的和大的結(jié)構(gòu)，這些結(jié)構(gòu)將阻礙或改變由破口中產(chǎn)生的噴射流或壓力波的方向)，識別安全殼內(nèi)的這些區(qū)域。(4)識別那些特殊的需要另外的檢查和物質(zhì)定量化的環(huán)境和區(qū)域。(5)制定一項計劃，對二次破壞 (如噴淋和浸沒)的影響進行檢查。

一旦計劃制定完成，所有在影響區(qū)域內(nèi)的保溫材料、油漆、涂層材料以及異物都應詳細地進行檢查。至于其他的安全殼區(qū)域需要更多的一般性檢查以確保在詳細檢查區(qū)域之外的其他部分的保溫材料不會被安全殼噴淋或浸沒直接破壞。

2.4 踏勘需要準備的東西

需要準備一些物品用來保證現(xiàn)場踏勘活動的順利進行，它們包括:用來標示的安全殼內(nèi)布置地形圖、用來標示的管線等距圖、工藝流程圖表、輻射防護分區(qū)圖、合適的腳手架和梯子、皮尺、確定絕緣材料層厚度的測量探針、合適的手電筒或高亮度光源、數(shù)碼相機和攝像機、無損磁力測微計 (測量鐵類金屬的油漆涂層厚度)、取樣包 (用以收集保溫材料樣品、掉落的油漆涂層材料和其他感興趣的物質(zhì))、取樣刀、記號筆。

2.5 踏勘的時機選擇

應在停堆換料重新起堆之前并且安全殼內(nèi)建筑物已經(jīng)經(jīng)過核清潔之后進行踏勘，這樣可以確保因為換料被臨時帶入安全殼內(nèi)的異物已經(jīng)被移出。

3 現(xiàn)場踏勘

在現(xiàn)場踏勘活動中，應詳細的尋找并記錄:保溫材料的位置和數(shù)量，“未經(jīng)鑒定”的油漆涂層材料的數(shù)量和位置，異物的數(shù)量和位置以及其他一些需要現(xiàn)場踏勘并記錄的信息。

3.1 保溫材料

在NRC發(fā)布的通用安全問題GSI-191《碎片堆積對于PWR地坑性能影響的評估》報告中認為安全殼內(nèi)保溫材料，特別是纖維狀的物質(zhì)，如玻璃纖維保溫層，過濾媒質(zhì)，防火屏障材料以及含有纖維的電纜絕緣等，是造成地坑濾網(wǎng)堵塞的潛在碎片源?，F(xiàn)場踏勘對核實核電廠實際情況與已有的設(shè)計文件之間符合性非常有意義。保溫材料可能會在電廠運行過程中因為管道更換以及焊縫檢查等而發(fā)生變化，這樣使得目前使用的保溫材料可能與電廠初始設(shè)計時使用的不完全一致。踏勘工作需要在熟悉設(shè)備隔熱保溫材料的安裝以及在負責ECCS系統(tǒng)的工程師指導下進行。

踏勘所有管道、設(shè)備、構(gòu)筑物、貫穿件和防火屏障，同時測量已安裝的隔熱保溫材料。壓水堆核電廠安全殼內(nèi)使用的保溫材料一般有幾種 (表1)，雖然列出的不是全部在安全殼內(nèi)使用的保溫隔熱產(chǎn)品，但它們可以作為在踏勘中要尋找保溫產(chǎn)品的例證。

表1 壓水堆安全殼內(nèi)通常使用的隔熱保溫產(chǎn)品

踏勘工作應首先從主系統(tǒng)開始，然后延伸至其他管道、設(shè)備、留在安全殼內(nèi)的臨時性設(shè)備、在支吊架或生物屏蔽墻內(nèi)的構(gòu)筑物和貫穿件 (它們可能被假定的高能管道破口影響并進而影響安全殼地坑的再循環(huán))。為了更完整地完成踏勘，所有在支吊架或生物屏蔽墻內(nèi)的，以及潛在的由于支吊架或生物屏蔽墻開孔可能造成影響的主系統(tǒng)部件和管線都應調(diào)查勘定。

同時，其他可能采用了纖維狀物質(zhì)的部件也應進行踏勘。例如，所有包覆隔熱層的設(shè)備、貫穿件隔熱層、防火屏障、通風系統(tǒng)中空氣清潔過濾接觸媒、電纜架以及安全殼內(nèi)的電纜。

針對具體核電廠的現(xiàn)場踏勘應詳細地記錄每一種隔熱保溫材料的信息，包括識別從一種保溫材料到另一種保溫材料的轉(zhuǎn)換 (如某管道上臨時使用的墊子而不是原來使用的含纖維的NUKON或Transco保溫層等)?，F(xiàn)場踏勘的記錄應包括以下信息:管子數(shù)量、安全殼內(nèi)系統(tǒng)結(jié)構(gòu)和設(shè)備(包括蒸汽發(fā)生器管線管道防甩裝置、供熱通風管道風機支撐結(jié)構(gòu)、防火屏障貫穿件閥體、壓力容器上封頭電纜架等)的保溫材料類型、位置及數(shù)量。保溫材料厚度、管道尺寸、保溫材料長度(如果有寬度也應記錄)、捆扎帶、套筒以及包裝方式等、套筒建造安裝的詳細資料 (點焊或者預應力套筒)、套筒或者包裝的一般情況、捆綁保溫材料的方法以及捆綁帶的數(shù)量、其他關(guān)于保溫材料類型和安裝的信息。

核電廠應基于假定破口位置以及可能阻擋破口噴射的影響和壓力波的障礙物位置，評估在踏勘時應包括的系統(tǒng)、構(gòu)筑物和設(shè)備。這些障礙物應足夠大和堅固，并能夠阻礙來自假定破口位置噴射或改變壓力波的方向。它們 (如墻體等)應該被識別并記錄。如果保溫層是金屬反射層 (RMI)，同樣也要記錄這種保溫材料層是鋁或者是不銹鋼。

作為最低要求文檔應包括:標示著不同保溫材料類型的流程圖或者包含上述信息的電子表格。安全殼內(nèi)留下的臨時設(shè)備的位置也應在圖中標示出。另外，使用數(shù)碼像機拍攝的隔熱層、包套、保護層以及包套或保護層如何在管道上安裝的靜止圖像或數(shù)碼照片對將來的參考都是很有幫助的。

控制和記錄核電廠安全殼內(nèi)不同類型隔熱材料使用和位置的規(guī)程也可作為一項可選的或補充的支持評估潛在地坑碎片源的信息來源。

教師作為傳道者，自己首先要信道、明道，要先受教育。面對新環(huán)境、新任務和新目標的挑戰(zhàn)，輔導員自身的知識、素養(yǎng)、眼界和能力必須跟上形勢的變化，不然就會出現(xiàn)“本領(lǐng)恐慌”?！按蜩F必須自身硬”，克服本領(lǐng)恐慌最直接的方法就是學習。學習是輔導員提高素質(zhì)、增長本領(lǐng)的非常重要的途徑。

3.2 油漆涂層材料

在GSI-191中，NRC認為安全殼內(nèi)的涂層材料是潛在的碎片源之一。踏勘的重點是區(qū)分安全殼內(nèi)可能在正?；蚴鹿使r下脫落的油漆涂層材料。需要注意的是為了使分析結(jié)果更保守，安全殼內(nèi)處于假定LOCA事故破壞區(qū)域內(nèi)(ZOD)的所有涂層材料 (可接受的、經(jīng)設(shè)計基準事故(DBA)鑒定的或是其他的)都應作為失效來處理。

除了位于破壞區(qū)的這些涂層材料以外，使用“可接受的”或是“經(jīng)DBA鑒定的”涂層材料的壓水堆，通常認為這些涂層材料不會顯著增加可能在正?；蚴鹿是闆r下運行時產(chǎn)生的涂層材料碎片。相反的，所有的沒有被區(qū)分為“可接受的”或“經(jīng)DBA鑒定的”涂層材料，或者，雖然涂層材料原先使用的是“可接受的”或“經(jīng)DBA鑒定的”，但是當觀察到這些涂層材料存在降級時，則盡可能地考慮他們作為導致安全殼地坑內(nèi)再循環(huán)的設(shè)計基準事故中可能的碎片源。

踏勘活動應在涂層材料專家或者熟悉安全殼內(nèi)涂層材料的使用和維護方面的人士指導下進行。表2列舉了一些壓水堆安全殼內(nèi)常用的一些“可接受的”和“經(jīng)DBA鑒定的”涂層材料。

表2 壓水堆安全殼內(nèi)通常使用的典型的涂層材料

使用涂層材料但不是“可接受的”或“經(jīng)DBA鑒定的”系統(tǒng)、部件和構(gòu)筑物一般有:安注箱、反應堆冷卻劑系統(tǒng)支撐、操作吊車、閥門、電氣柜、反應堆冷卻劑泵、傳感器、地震臺架及支柱、反應堆內(nèi)部環(huán)吊、封頭環(huán)吊、傳送器及儀表、熱交換器支撐、反應堆冷卻劑泵電動機及支架和固定架。

涂層材料的踏勘應包括全面的安全殼容積，并不能局限于支吊架墻體或者可能不能被隔離的主系統(tǒng)破口影響的區(qū)域，因為顆粒狀碎片可能由暴露在事故后環(huán)境條件下的“非經(jīng)鑒定”涂層材料產(chǎn)生。

配合安全殼布置圖的使用，安全殼內(nèi)踏勘活動要記錄下“經(jīng)鑒定的”或“可接受的”涂層材料，以及“不合格的”或“非經(jīng)鑒定的”涂層材料。

關(guān)于安全相關(guān)的涂層材料，應記錄在定義的關(guān)于安全殼地坑事故影響區(qū)域 (ZOI)的涂層材料層的類型。如果在這些區(qū)域使用多個安全相關(guān)的涂層材層，可以在整個定義的ZOD區(qū)域假設(shè)使用的是最輕的那層涂層材料 (或者另外記錄下所有能夠獲得的每層涂層材料)，其他應該盡可能獲得的數(shù)據(jù)是這些安全相關(guān)的涂層材料每層各自的厚度。關(guān)于不合格的涂層材料，應盡可能記錄下涂層材料的類型(如醇酸磁漆或環(huán)氧漆)、大約的區(qū)域和厚度。

3.3 異物

遺留在安全殼內(nèi)的異物在事故后可能變成可移動的，從而加大地坑濾網(wǎng)處的碎片量。因此，在安全殼踏勘中，鑒別潛在的可能會隨著LOCA或安全殼噴淋系統(tǒng)沖刷而傳送到安全殼地坑的異物是十分重要的。

踏勘應在熟悉安全殼內(nèi)清潔程序的或在換料大修時在清潔活動負責人的指導下進行，并且讓安全殼異物排除程序的實施負責人以及相關(guān)系統(tǒng)工程師審評踏勘計劃和結(jié)果。下面列出的許多安全殼內(nèi)異物已經(jīng)被目前的電廠清潔程序或者異物排除程序移走。如果踏勘活動中依然存在其中的一些異物，建議在目前的核電廠清潔程序或異物排除程序里添加相應的內(nèi)容從而使之完善，以盡可能減少遺留在安全殼內(nèi)的異物。在安全殼內(nèi)異物踏勘中需要確認的異物包括:帶子、設(shè)備標簽、建筑和維修碎屑、臨時設(shè)備、污垢，灰塵和碎布片等。

灰塵、污垢和碎布片以及安全殼內(nèi)的其他碎片源和纖維狀物質(zhì)，都應在評估事故后地坑性能時考慮。收集關(guān)于污垢、灰塵和碎布片的信息是為了定量的評價這些碎片源。為了評價這些物質(zhì)的數(shù)量，直接測算這些碎片源的數(shù)量是困難的而且也不現(xiàn)實，可以采用下述方法對這類碎片進行定量。

尋找并記錄 (通過筆記或者拍照)安全殼內(nèi)污垢、灰塵和碎布片的累積區(qū)域，這些區(qū)域的異物一般多于安全殼內(nèi)發(fā)現(xiàn)此類物質(zhì)的一般區(qū)域。也就是說，尋找這些碎片累計的富集區(qū)域。發(fā)現(xiàn)這種累積碎片后，確定并記錄這種異物累積的自然狀態(tài) (是污垢、碎布片、沙礫、沙子或是幾種物質(zhì)的組合等)。

用塑料袋收集并標示這些累積碎片的樣品，如果可能的話，這些樣品日后可以用來評估收集到的污垢和灰塵樣品的顆粒組成，尺寸和密度。需要注意的是這些樣品可能被沾污，必須按照相應的物理保健程序小心處理。

安全殼內(nèi)可能遺留的污垢、灰塵和碎布片等物質(zhì)的位置包括:設(shè)備表面、地板凹槽、電纜架以及墻和隔間的邊角等處。通常安全殼內(nèi)踏勘的區(qū)域有:可能使用或者遺留上述異物的地方，還有被安全殼內(nèi)噴淋水影響或者假定的LOCA事故后由于換料水箱的疏排水而導致的事故后淹沒的區(qū)域。這些區(qū)域包括支吊架墻體外側(cè)、樓梯上、設(shè)備死角、安全殼內(nèi)有門檻的地方。在踏勘之后記錄下安全殼內(nèi)外部物質(zhì)的類型和位置。

可能形成碎片源的異物應通過詳細而精確的重量和顆粒尺寸區(qū)分，如果可能，這種區(qū)分應能達到實際的程度。安全殼內(nèi)臨時性設(shè)備的位置和特性也應記錄以用來支持帶有潛在碎片源(例如:油漆、標簽、帶子)的設(shè)備的評價。實際上，這些外部物質(zhì)應該在通常的核清潔活動中從安全殼內(nèi)移走。

3.4 安全殼踏勘中需要注意的其他問題

安全殼踏勘中需要注意由安全殼噴淋產(chǎn)生的碎片源。這是因為有些管道是直接暴露在安全殼噴淋之下的，其保溫材料可能會因為老化、降級等原因，在噴淋的作用下而產(chǎn)生碎片。

安全殼內(nèi)流道的踏勘路線從管道破口泄漏或噴淋處最終到安全殼地坑。在流道的踏勘中，應能識別出堵塞點或滯留區(qū)，這些地方可能會因安全殼內(nèi)碎片的堵塞而造成流體無法正?；亓髦涟踩珰さ乜?。

安全殼地坑濾網(wǎng)的情況可能會影響地坑在再循環(huán)運行時的性能，在進行安全殼踏勘時應該確認濾網(wǎng)及地坑的狀態(tài)與設(shè)計符合一致。

4 小結(jié)

在進行地坑性能的評估時，應基于現(xiàn)實存在的碎片材料為計算依據(jù)?，F(xiàn)場踏勘活動是在收集和熟悉電廠與安全殼地坑性能相關(guān)的設(shè)計簡圖及執(zhí)照申請承諾的相關(guān)文件基礎(chǔ)上進行的。對核電廠踏勘調(diào)查主要目的是核實或補充設(shè)計及維修文件。不同電廠的踏勘活動范圍可能不同，最小的推薦范圍是所有電廠在進行電廠踏勘的時候要確認潛在碎片源物質(zhì)及其數(shù)量與電廠目前的設(shè)計一致。同樣，不同核電廠潛在碎片源的組成亦可能不相同，上述一般壓水堆核電廠安全殼內(nèi)碎片源的通用踏勘方法有些方面可能并不適用于某些特定核電廠，但這并不影響上述方法在具體電廠的應用，具體電廠可以具體分析。

［1］U.S.NRC.Regulatory Guide1.82.Sumps for Emergency Core Cooling and Containment Spray Systems，1974

［2］U.S.NRC.GSI-191 Technical Assessment:Parametric Evaluations for Pressurized Water Reactor Recirculation Sump Performance.NUREG/CR-6762，Vol.1，2002

［3］U.S.NEI02-01 Condition Assessment Guidelines:Debris Sources Inside PWR Containments.Revision 1，September，2002.

The Introduction on Debris Source Walkdowns inside PWR NPP Containments

LIChun，YIYan，LIU Yu，ZHANG Qinghua
(Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China)

Containment sump is the Engineered Safety Features for providing recirculation coolant for core cooling and containment heat removal in the design of PWR NPP after loss of coolant accident.The potential debris inside the containment can result in clogging the containment sump strainer，and the sump performance will degrade.To evaluatewhether the sump could satisfy the design requirements following a loss of coolant accident，the debris type and location should be identified.Debris sourcewalkdowns inside containment is an effectivemethod to search and locate the debris and provides some necessary information for containment sump performance analysis.This paper introduced some guidance for debris source walkdowns inside PWR NPP containment.

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