薛長江，洪源平，尹　峰，戴恒才，陳其榮，操　豐

（中核核電運行管理有限公司，浙江　海鹽　314300）

我國運行核電機組安全改進措施分析

薛長江，洪源平，尹峰，戴恒才，陳其榮，操豐

（中核核電運行管理有限公司，浙江海鹽314300）

為了全面提高我國運行核電廠安全性和應對超設計基準事故能力，文章根據福島核事故中長期斷電、堆芯熔毀、乏燃料池破損、廠房被淹等原因分析結果，結合了國家核安全局整改要求和國內運行核電整改進展，總結了包括完善嚴重事故導則、增加一回路和二回路應急補水、防水封堵、增加移動電源和非能動消氫復合器等改進措施及其技術要點。

福島核事故；地震；氫爆；安全改進

日本福島核事故后，世界有核國家紛紛重新審視核電發(fā)展政策，積極采取應對策略。2012年6月13日，結合運行和在建核電項目安全大檢查結果，國家核安全局頒布了《福島核事故后核電廠改進行動通用技術要求》，明確了福島核事故后整改項目的技術要點，包括實體配置、應急響應、事故管理、人員技能和核安全文化素養(yǎng)等方面。其中，實體配置改進是基礎，嚴重事故管理是關鍵［1-2］。

文章對福島核事故出現(xiàn)的長期斷電、堆芯熔毀、乏燃料池破損、廠房被淹等進行了原因分析，結合核安全檢查整改要求，總結了包括完善嚴重事故導則、增加一回路和二回路應急補水、海堤加固或防水封堵、增加移動電源和非能動消氫復合器等改進措施的技術要點，剖析了成立核電廠核事故應急場內救援隊的背景和意義，以提高運行核電廠的安全性和應對超設計基準事故能力。

1　完善嚴重事故導則，應對地震與海嘯等極端事故疊加

福島核事故是由超設計基準地震和超設計基準海嘯兩種極端外部事件疊加引起的。此前，國內運行機組的嚴重事故分析通常只考慮單一故障準則，不考慮極端事件的疊加。截至目前，國內各運行核電廠均已按核安全整改要求新增或完善嚴重事故導則，主要內容包括：

1）主控室嚴重事故初始響應導則；2）TSC正常運作后主控室嚴重事故導則；3）嚴重威脅狀態(tài)樹；4）反應堆冷卻劑系統(tǒng)注水及流量評價；5）向蒸汽發(fā)生器注水；6）安全殼狀態(tài)控制和向安全殼注水；7）安全殼氫濃度和可燃性控制、氫爆風險；8）緩解裂變產物的釋放；9）長期余熱導出需要的注入流量分析。

僅僅編制了嚴重事故導則遠遠不夠，還要提高運行人員和應急人員的熟練程度和處置能力，一方面應按核安全整改進行課堂培訓，學習已實施的改進措施；另一方面開展針對福島核事故的嚴重事故現(xiàn)場演練，鍛煉提高主控操縱員的應對能力和應急人員的響應速度，檢驗事故規(guī)程等文件的有效性，切實做到有備無患、常備不懈。

2　海堤加高與防水封堵，應對海嘯和降水引發(fā)的外部洪水和內部水淹

九級地震后約1 h，高達10 m以上的海嘯將福島第一核電站應急柴油發(fā)電機房淹沒，本已啟動的應急柴油機組全部喪失功能。目前，我國所有運行核電機組均靠近海濱，同樣面臨著海嘯等極端天氣風險。有必要采取有效措施主動應對海嘯、強降水引發(fā)的外部洪水和內部水淹，主要內容如下：

1）根據廠址條件梳理和排查可能引起水淹事故的各項因素，復核確認原設計所采用的設計基準洪水位的有效性，重點應考慮最新的觀測分析數(shù)據以及建廠以來廠址周邊環(huán)境變化等因素。為此，秦山核電基地開展了最大臺風浪計算，如圖1所示。

圖1　最大臺風浪計算模型斷面測點分布圖Fig.1　Measuring points distribution of the maximum typhoon wind-wave calculation model

2）根據廠址條件確定適當?shù)某O計基準水淹場景（如設計基準洪水位疊加百年一遇強降雨），復核廠區(qū)排洪能力、評估廠區(qū)積水深度。根據評估結果，采取地上防水淹措施，防止廠區(qū)積水不受控制地進入核島廠房、重要廠用水泵房、應急柴油發(fā)電機廠房等安全重要廠房。

3）全面排查與安全重要廠房相連接的地下管廊等通道，重點考慮水淹可能導致電廠三大安全功能失效的地下管廊和房間，采取地下防水淹措施。要求通過地下管廊等通道的地下防水淹措施，保證在上述水淹場景下和應急補水能力接入之前，至少有一個余熱排出的安全序列可用。秦山第二核電廠1號、2號機組電氣廠房（LX）-3.4 m電纜貫穿墻體處增加的MCT材料永久防水封堵，如圖2所示。

圖2　LX廠房-3.4 m層電纜采用MCT模塊封堵Fig.2　MCT water blocking for cables at level -3.4 m of building LX

4）必要時，應開展地下防水淹措施的專項技術研究，待技術成熟后對于貫穿部位實施有效的地下防水措施。地下防水淹措施和地上防水淹措施一般均應采用永久性防水封堵，對于無法采用永久性的，可以采用臨時防水淹措施。

5）根據設計評價和核安全整改要求，秦山第一核電廠300 MW機組已完成海堤加固加高項目。

3　增加一回路和二回路應急補水措施，防止堆芯失去冷卻和熔毀

由于長時間斷電和堆芯注水遲緩導致失去冷卻的福島第一核電站部分機組反應堆壓力容器熔穿，熔滴與安全殼底板鋼筋混凝土發(fā)生化學反應，直接破壞了安全殼的完整性，導致大量放射性物質滲入土壤。另外，沸水堆只有一個蒸汽回路，反應堆產生的放射性蒸汽直接進入常規(guī)島推動汽輪發(fā)電機發(fā)電。全廠失電反應堆無法注水冷卻時，只能排放高放蒸汽，造成環(huán)境污染。

目前國內在役的壓水堆核電機組設計上通過蒸汽發(fā)生器實現(xiàn)一回路、二回路的熱量交換。事故工況下，除了可向堆芯注水進行冷卻外，還可以通過蒸汽發(fā)生器二次側持續(xù)“充—排”的方式帶走一回路熱量。為防止堆芯長期失去冷卻而熔毀，可采取一回路和二回路應急補水等措施［3］。

3.1一回路應急補水

一回路應急補水需滿足：1）通過移動泵和管線向一回路應急補水的流量應能滿足停堆6h后堆芯余熱排出的需要。2）應考慮一回路機械密封泵軸軸封水泄漏的補水措施。3）所設置的設備應保證事故后至少72 h的運行需求。4）為了使應急補水措施有效，考慮一回路可用的泄壓手段，保證適當?shù)膽毖a水流量。

通過查閱流程圖等設計資料，可以利用安全殼噴淋系統(tǒng)與安全注入系統(tǒng)的連接段H4管線實現(xiàn)補水操作。原設計已在該管線上預留尺寸為DN150的短管，并采用管帽封堵，通過焊接方式在管道預留的管帽上增加接口，補水軟管可通過應急通道連接至廠房外部的消防車或移動補水泵補水水源，如圖3所示。

圖3　可實現(xiàn)一回路應急補水的現(xiàn)場管帽Fig.3　Local pipe cap for emergency water makeup to the main coolant system

3.2二回路應急補水

二回路應急補水目的是通過二回路持續(xù)“充—排”的方式排出堆芯熱量，其可用時間、投用時間等技術要求與一回路基本一致。此外，一回路、二回路應急補水裝置的性能參數(shù)應盡量匹配，以便配備相同設備。

壓水堆核電機組二回路應急補水管線大多設置在輔助給水系統(tǒng)（ASG）上，既可以在輔助給水箱（ASG001BA）正常補水管線上增加接口，也可以在ASG001BA底部的排放管線末端增加補水接口。后者改造方案簡單易行且不影響其原有排放功能，同時在事故下可以實現(xiàn)對水箱的補水操作，為首選方案。

4　配備移動電源車并實施接口改造，應對廠內外全部電源喪失

強震直接毀壞了福島第一核電站外部電網，海嘯將已成功啟動的應急柴油發(fā)電機全部淹沒。此后應急堆芯隔離冷卻系統(tǒng)靠蓄電池繼續(xù)工作了8 h直至全廠斷電，儀表指示和現(xiàn)場照明全部失去，某種意義上，福島第一核電廠就是在喪失廠用電及最終熱阱的情況下發(fā)生了嚴重的核事故［4］。在超設計基準事故下，當喪失全部電源時，通過配備移動式應急電源作為應急措施，為重要用電負荷及儀表提供臨時動力，有助于事故處理人員準確把握機組總體狀態(tài)，為恢復廠內外交流電源爭取時間。

1）移動電源的負荷至少應包括核電廠安全參數(shù)的監(jiān)測和控制，必要的通訊、通風和照明、主泵密封，移動泵及其他臨時設施。多堆廠址應配備至少兩套設備，其中一套應額外考慮一臺低壓安注泵或一臺輔助給水泵的負荷需求。

2）移動柴油發(fā)電機應具有低溫啟動功能和報警功能，可選用非安全級。自身所帶燃料應保證至少4 h的滿功率連續(xù)運行，并可通過燃料補充實現(xiàn)連續(xù)72 h運行。

3）移動柴油發(fā)電機組的連接電纜可通過直連應急母線的方式實現(xiàn)快速敷設和連接。為應急母線接入移動電源所設置的固定電氣接口及相關電纜橋架應按抗SL2設計并滿足防水要求。

4）根據核安全檢查及整改要求，秦山核電基地已經統(tǒng)一采購配置了多臺中、低壓移動柴油發(fā)電車并完成了相應接口改造。分別計算輔助給水泵800 kW和設備冷卻水泵630 kW兩種載荷下的電壓降百分比，均能滿足“電動機啟動造成的發(fā)電機電壓降百分比≤25%”的驗收準則要求。

5　配置非能動消氫復合器，嚴防安全殼發(fā)生氫氣爆燃或爆炸

強震引起福島1號機組反應堆壓力容器（RPV）泄漏，裸露的燃料棒鋯-2合金包殼與高溫水蒸氣發(fā)生鋯-水反應產生大量氫氣并導致RPV壓力快速上升。為防止RPV超壓破壞，開啟RPV卸壓閥，卸壓后導致反應堆廠房內氫氧急劇復合發(fā)生氫爆。一方面，早期沸水堆安全殼設計中未考慮氫氧復合系統(tǒng)；另一方面，操作人員核安全意識淡薄，貽誤時機，既沒有及時向堆芯注入含硼水，也沒有人為破壞安全殼密封性。

國家核安全局在《新建核電廠設計中幾個重要安全問題的技術政策》中明確要求：在嚴重事故下應能維持安全殼的完整性。要考慮可燃氣體的燃爆效應，應能消除威脅安全殼完整性的大體積氫爆燃，應研究可能威脅安全殼完整性的壓力容器內、外蒸汽爆炸，并采取適當?shù)拇胧?/p>

1）完善嚴重事故下安全殼內氫氣源項、氫氣行為和安全殼完整性分析，分析時應考慮提高富集度及長燃料循環(huán)后燃料活性區(qū)包殼金屬100%與主冷卻劑反應產生的氫氣總量。按其在安全殼內均勻分布計算，氫氣濃度應小于10%。

2）應避免安全殼完整性因局部區(qū)域氫氣積聚后可能產生的燃燒或爆炸而破壞，同時盡可能減少氫燃爆對嚴重事故緩解系統(tǒng)和設備的影響。

3）目前，國內運行核電廠已在安全殼大氣控制系統(tǒng)原有的移動式能動氫復合器基礎上，增加了可應對超設計基準事故且不依賴外部供電的非能動消氫復合器，其設計功能主要保證在設計基準事故-失水事故下，控制安全殼內整體和局部的空間中氫氣體積濃度小于4%。在超設計基準事故下，控制100%燃料包殼與冷卻劑反應產生的氫氣在安全殼內均勻分布的體積濃度不超過10%［5］。秦山第二核電廠1、2號機組加裝的非能動消氫復合器如圖4所示。

圖4　非能動消氫復合器Fig.4　Passive autocatalytic recombiner

6　加強狀態(tài)監(jiān)測并提高持續(xù)補水能力，應對乏燃料池破損和失去冷卻

福島核事故中多個乏燃料水池因強震引發(fā)滲漏，導致水位快速下降、水溫異常上升，乏燃料組件逐漸裸露并且長時間失去冷卻，最終因鋯-水反應釋放的氫氣引發(fā)了氫爆。為此，國家核安全局對運行核電廠提出了加強乏燃料池狀態(tài)監(jiān)測和提升持續(xù)補水能力的要求。

1）目前，國內運行核電機組乏燃料池監(jiān)測儀表均是基于正常運行和基準事故工況設計的非核級、無抗震要求的普通儀表。有必要增加在超設計基準事故下可用的液位和溫度檢測儀表，以獲取事故后乏燃料水池狀態(tài)的必要信息。

2）液位測量區(qū)間應包括從乏燃料開始裸露至滿水位，可采用連續(xù)或間斷式測量設備。間斷式的測點布置應滿足關鍵水位報警和指導操縱員補水操作的需要。溫度測量應能夠連續(xù)不間斷進行。液位和溫度測量應在主控室或其他適當位置設置相關的指示信息，并設置相應的報警。

3）應考慮喪失全部交流電源情況下，保證乏燃料池液位和溫度測量系統(tǒng)的供電。

4）在水位降到乏燃料池組件裸露水位前，需完成應急補水措施準備。補水流量可根據乏燃料池液位變化進行調節(jié)，并考慮乏燃料池最大設計基準熱負荷對應的沸騰蒸發(fā)損失和虹吸保護，補水應能滿足事故后至少72 h燃料不裸露。

5）正常運行時乏燃料池冷卻和補水靠PTR系統(tǒng)完成，也可通過核島除鹽水系統(tǒng)或核島消防水系統(tǒng)獲得應急補水。位于K廠房五層的乏燃料池廠房門外設計K廠房的消防干管，垂直方向連通整個K廠房各樓層。應急補水可以通過該管道進行，在廠房0 m一層接入外部供水水源，在五層可以連接軟管接入乏燃料水池進行補水。

7　成立核電廠核事故應急場內救援隊，提高應急響應能力和協(xié)同作戰(zhàn)水平

福島核事故后，當?shù)叵懒α宽憫杆?，但是缺乏處置復雜核事故的技術能力，而東電公司下屬的專業(yè)救援與應急處置隊伍卻響應遲緩，延誤了最佳處置時機，導致事故后果持續(xù)惡化。

按照“常備不懈，積極兼容，統(tǒng)一指揮，大力協(xié)同，保護公眾，保護環(huán)境”的方針，我國核應急管理工作實行國家、地方和核電廠三級管理體系，分別負責全國、本地區(qū)和本單位的核事故應急管理工作。2014年5月起，在國家核安全局的統(tǒng)一部署和全力支持下，國內兩大核電運營集團公司中核集團和中廣核集團分別在秦山和大亞灣核電基地相繼成立了核電廠核事故應急場內救援隊，以提高應急響應能力和協(xié)同作戰(zhàn)水平。

8　結束語

福島核事故對世界核電產業(yè)發(fā)展產生了深遠影響。為應對能源供應緊張、生態(tài)環(huán)境惡化和全球氣候變暖等問題，我國積極發(fā)展核電的基本方針沒有改變。核電業(yè)界應全面總結和認真吸取福島核事故教訓，深入貫徹縱深防御的設計理念，建立健全核安全監(jiān)管和應急管理體系，培育和提升工作人員核安全文化素養(yǎng)，提高廠外事件和超設計基準事故應對能力，通過改進實體配置和文件配置全面提升核電站安全性，確保我國核電事業(yè)安全、健康、可持續(xù)發(fā)展。

［1］ 張忠岳.福島核事故引發(fā)的若干思考［J］.中國核電，2012，5（4）：380.（ZHANG Zhong-yue. Some Thoughts Arising from Fukushima Accident［J］. China Nuclear Power，2012， 5 （4）：380.）

［2］ 葉奇蓁.中國核電的安全與發(fā)展［J］.中國核電，2012，5 （4）：294.（YE Qi-zhen.The Safety and Development of Nuclear Power in China［J］. China Nuclear Power， 2012， 5 （4）：294.）

［3 張琳，李文宏，楊紅義. 福島核事故后核電廠安全改進行動分析［J］. 原子能科學與技術，2014，48（3）：490. （ZHANG Lin， LI Wen-hong，YAN Hong-yi. Analysis of Nuclear Power Plant Safety Improvement Action After Fukushima Daiichi NPP Accident［J］. Atomic Energy Science and Technology，2014，48（3）：490.）

［4］ 焦峰，侯秦脈，車樹偉. 核電廠喪失廠外電的經驗反饋［J］. 中國核電，2013，6（2）：180.（JIAO Feng，HOU Qin-mai，CHE Shu-wei. Operating Experience Feedback on Lose of Offsite Power Supply for Nuclear Power Plant［J］. China Nuclear Power， 2013，6（2）：180.）

［5］ 管玉峰，房何，歐陽欽. 非能動式氫氣復合器在田灣核電站的應用［J］. 中國核電：2012，5（2）：155.（GUAN Yu-feng，F(xiàn)ANG He，OUYANG Qin. Application of Passive Autocatalytic Recombiners in Tianwan Nuclear Power Station［J］. China Nuclear Power， 2012， 5（2）：155.）

Inspirations of Fukushima Daiichi Nuclear Accident and the Safety Improvement of Domestic NPPs in Operation

XUE Chang-jiang，HONG Yuan-ping，YIN Feng，DAI Heng-cai，CHEN Qi-rong，CAO Feng
（Nuclear Power Operation Management Co.，Ltd.，CNNC，Haiyan of Zhejiang Prov. 314300，China）

In order to improve the operation safety and the abilities to deal with beyond design basis accidents of the domestic nuclear power plants in operation，this article summarized some improvement methods and their technical requirements，including modification of severe accident guidelines， arrangement of emergency water makeup of the main coolant loop and the secondary loop， waterproof capping，arrangement of movable power supply and passive hydrogen recombiner， according to reason analyses for long-term blackout， core meltdown， spent fuel pool failure，important building submergence and the improvement requirements put forward by the National Nuclear Safety Administration，.

Fukushima daiichi nuclear accident；earthquake；hydrogen explosion；safety improvement

TM623Article character：AArticle ID：1674-1617（2015）02-0137-05

TM623

A

1674-1617（2015）02-0137-05

2015-02-02

薛長江（1973—），男，山東人，本科，高級工程師，主要從事核電廠運行管理工作。