喻新利,孫 濤,孫金龍,盧文魁,王高鵬,李 力,魏 瑋,朱文韜

(中國核電工程有限公司,北京 100840)

“華龍一號”是在我國數(shù)十年核電科研、設(shè)計(jì)、制造、建設(shè)和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上,充分借鑒國際三代核電技術(shù)先進(jìn)理念,采用國際國內(nèi)最高安全標(biāo)準(zhǔn)研發(fā)設(shè)計(jì)的三代核電。在國際國內(nèi)最新核安全法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)中,針對核電廠的嚴(yán)重事故應(yīng)對措施設(shè)計(jì)提出了明確的要求。本文從嚴(yán)重事故管理要求的角度出發(fā),結(jié)合 “華龍一號”核電廠嚴(yán)重事故管理的總體策略,從嚴(yán)重事故緩解措施設(shè)計(jì)的功能要求、可用性要求、可達(dá)性要求、支持系統(tǒng)設(shè)計(jì)要求等方面,給出了 “華龍一號”嚴(yán)重事故緩解措施的總體設(shè)計(jì)要求,為 “華龍一號”應(yīng)對嚴(yán)重事故威脅能力的提高以及實(shí)際消除大量放射性物質(zhì)釋放的安全目標(biāo)的最終實(shí)現(xiàn)提供了保障。

1 嚴(yán)重事故管理目標(biāo)

根據(jù)IAEA NS-G-2.15(2009)“Severe Accident Management Pr ogra mmes f or Nuclear Power Plants”[1],核電廠事故管理是指超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故期間核電廠操縱人員和其他技術(shù)人員采取的所有行動(dòng),包括:

1)防止事故發(fā)展到堆芯損傷;

2)一旦出現(xiàn)堆芯損傷,采取行動(dòng)終止事故進(jìn)程;

3)盡可能地保持安全殼的功能;

4)使廠內(nèi)和廠外釋放及其影響最小化。

其中后三項(xiàng)構(gòu)成事故管理的一個(gè)子集,稱為嚴(yán)重事故管理 (SA M)。

對核電廠嚴(yán)重事故進(jìn)行管理屬于核電廠縱深防御體系中的第四個(gè)層次。2011年日本福島嚴(yán)重核事故發(fā)生之后,核安全當(dāng)局對于核電廠設(shè)計(jì)應(yīng)對嚴(yán)重事故的能力普遍提出了更高的要求,核工業(yè)界也認(rèn)識到新一代電廠必須把嚴(yán)重事故的應(yīng)對納入到設(shè)計(jì)包絡(luò)的范圍中。

在國家核安全局2016年發(fā)布的新版HAF102“核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定”[2]中,正式提出了在嚴(yán)重事故下實(shí)際消除早期或大量放射性釋放的要求。其中包括:

“2.4.2(4)第四層次防御的安全目標(biāo)是,在嚴(yán)重事故下僅需要在區(qū)域和時(shí)間上采取有限的防護(hù)行動(dòng),且避免場外放射性污染或?qū)⑵錅p至最小。這要求可能導(dǎo)致早期放射性釋放或者大量放射性釋放的事件序列被實(shí)際消除”;

“4.2.2設(shè)計(jì)必須實(shí)際消除可能導(dǎo)致高輻射劑量或大量放射性釋放的核動(dòng)力廠狀態(tài)”;

“5.1.9.2必須保證核動(dòng)力廠能進(jìn)入可控狀態(tài)并維持安全殼功能,從而實(shí)際消除導(dǎo)致早期放射性釋放或大量放射性釋放的核動(dòng)力廠狀態(tài)發(fā)生的可能性”。

這就要求將有可能導(dǎo)致大量放射性釋放的嚴(yán)重事故工況納入到核電廠設(shè)計(jì)考慮的范疇中,通過設(shè)置相應(yīng)的嚴(yán)重事故緩解措施對這些嚴(yán)重事故工況進(jìn)行有效的應(yīng)對。

根據(jù)IAEA于2016年發(fā)布的針對IAEA SSR-2/1[3](HAF102-2016的參照性文件)的解釋性文件IAEA-TECDOC-1791“Considerations on the Application of the IAEA Safety Requirements for the Design of Nuclear Power Plants”[4],核電廠嚴(yán)重事故緩解措施設(shè)計(jì)中需要考慮實(shí)際消除的堆芯損傷嚴(yán)重事故工況主要包括:

1)直接安全殼加熱;

2)大規(guī)模蒸汽爆炸;

3)氫氣爆炸;

4)安全殼熱量導(dǎo)出喪失;

5)熔融物-混凝土相互作用。

為滿足新版法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)對于縱深防御第四層次的更高要求,在 “華龍一號”設(shè)計(jì)中必須把嚴(yán)重事故工況納入到核電廠設(shè)計(jì)考慮的范圍中,設(shè)置一系列完善的嚴(yán)重事故應(yīng)對措施,防止嚴(yán)重事故工況下大量放射性釋放的發(fā)生,做到實(shí)際消除大量放射性物質(zhì)釋放的可能性。

2 “華龍一號”嚴(yán)重事故管理總體策略

作為漸進(jìn)型三代壓水堆核電廠,為實(shí)現(xiàn)嚴(yán)重事故下的安全目標(biāo)并實(shí)際消除嚴(yán)重事故導(dǎo)致大量放射性釋放的可能性,“華龍一號”設(shè)置有多種專門用于應(yīng)對嚴(yán)重事故的措施,可在發(fā)生堆芯損壞的嚴(yán)重事故情況下有效緩解事故后果。這些措施包括:

1)通過一回路快速卸壓系統(tǒng),完成反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)在嚴(yán)重事故下的快速卸壓,從而避免高壓熔堆的發(fā)生并導(dǎo)致安全殼直接加熱對安全殼完整性造成的威脅;

2)通過能動(dòng)與非能動(dòng)相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng),在堆芯熔毀后淹沒反應(yīng)堆堆腔并冷卻壓力容器外壁,保持壓力容器下封頭完整性,防止熔融物熔穿壓力容器后進(jìn)入堆坑發(fā)生大規(guī)模蒸汽爆炸或熔融物-混凝土相互作用對安全殼完整性造成威脅;

3)通過非能動(dòng)安全殼消氫系統(tǒng),以完全非能動(dòng)的方式復(fù)合嚴(yán)重事故過程中安全殼內(nèi)積聚的大量氫氣,防止氫氣爆燃對安全殼完整性造成的威脅;

4)通過非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng),在安全殼內(nèi)原有能動(dòng)導(dǎo)熱路徑失效的情況下,仍然可以持續(xù)導(dǎo)出安全殼內(nèi)熱量,將安全殼壓力和溫度降低至可接受的水平,防止安全殼超壓失效。

表1中列出了 “華龍一號”需考慮實(shí)際消除的嚴(yán)重事故工況及相應(yīng)的嚴(yán)重事故管理策略。

表1 實(shí)際消除嚴(yán)重事故工況與 “華龍一號”嚴(yán)重事故管理策略Table 1 Severe accident conditions to be practically eliminated and corresponding management strategies of HPR1000

3 嚴(yán)重事故管理要求在 “華龍一號”設(shè)計(jì)中的應(yīng)用

3.1 嚴(yán)重事故緩解措施功能要求的確定

“華龍一號”的嚴(yán)重事故緩解措施是嚴(yán)重事故管理策略施行的核心,對于 “華龍一號”實(shí)現(xiàn)實(shí)際消除大量放射性釋放的安全目標(biāo)起到關(guān)鍵性作用。因此,首先需要明確其功能要求。

嚴(yán)重事故緩解措施的功能要求主要依據(jù)嚴(yán)重事故管理的目標(biāo)來確定。根據(jù)IAEA SSG-2(2016)“Deter ministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants”[5],實(shí)際消除放射性大量釋放這一目標(biāo)的實(shí)現(xiàn)可以通過一系列與放射性屏障完整性相關(guān)的解耦的 “技術(shù)性驗(yàn)收準(zhǔn)則”來保障。主要的指標(biāo)包括:一回路壓力、壓力容器下封頭熱流密度、安全殼內(nèi)氫氣濃度、壓力、溫度等。

需要注意的是,該報(bào)告同時(shí)還提出,在確定技術(shù)性驗(yàn)收準(zhǔn)則時(shí),應(yīng)當(dāng)考慮充分的保守性,以便確保距離放射性屏障完整性喪失具有足夠的安全裕量。

為滿足 “實(shí)際消除放射性大量釋放”這一嚴(yán)重事故管理目標(biāo),根據(jù) “華龍一號”嚴(yán)重事故分析結(jié)果,并結(jié)合國際國內(nèi)有關(guān)嚴(yán)重事故現(xiàn)象的研究成果,同時(shí)考慮一定的安全裕量,針對 “華龍一號”各項(xiàng)嚴(yán)重事故緩解措施成功實(shí)現(xiàn)其預(yù)期功能所確定的具體技術(shù)性驗(yàn)收準(zhǔn)則如下:

1)對于一回路快速卸壓系統(tǒng),要求系統(tǒng)投入后 “壓力容器失效之前的一回路壓力＜2.0 MPa”;

2)對于能動(dòng)與非能動(dòng)相結(jié)合的堆腔注水系統(tǒng),要求系統(tǒng)投入后 “壓力容器下封頭壁面的實(shí)際熱流密度＜下封頭臨界熱流密度 (CHF)”;

3)對于非能動(dòng)安全殼消氫系統(tǒng),要求系統(tǒng)投入后 “相當(dāng)于100%燃料包殼金屬與水反應(yīng)產(chǎn)生的氫氣平均分布時(shí)安全殼內(nèi)氫氣體積濃度＜10%”;

4)對于非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng),要求系統(tǒng)投入后 “安全殼內(nèi)壓力和溫度＜安全殼失效壓力和失效溫度”。

上述針對各項(xiàng)嚴(yán)重事故緩解措施的技術(shù)性驗(yàn)收準(zhǔn)則既是對 “華龍一號”嚴(yán)重事故緩解措施設(shè)計(jì)的基本功能要求,也是 “華龍一號”實(shí)現(xiàn)實(shí)際消除大量放射性釋放的可靠保障。

3.2 嚴(yán)重事故緩解措施的可用性要求

在發(fā)生嚴(yán)重事故的情況下,核電廠往往面臨非常惡劣的溫度、壓力和輻照條件。為確保上述各項(xiàng)嚴(yán)重事故管理目標(biāo)的成功實(shí)現(xiàn),需要確保嚴(yán)重事故緩解措施在嚴(yán)重事故惡劣環(huán)境條件下的可用性。

在HAF102-2016的 “5.5.2安全重要物項(xiàng)的鑒定”一節(jié)中明確提出, “5.5.2.4在鑒定程序中必須考慮合理可預(yù)計(jì)的環(huán)境條件,以及可能由特定運(yùn)行工況引起的異常環(huán)境條件。在可能的范圍內(nèi),應(yīng)該以合理的可信度表明在嚴(yán)重事故中必須運(yùn)行的設(shè)備 (如某些儀表)能夠達(dá)到設(shè)計(jì)要求”。為了滿足法規(guī)要求,對于 “華龍一號”嚴(yán)重事故緩解設(shè)施采取嚴(yán)重事故鑒定的方式來確保其在嚴(yán)重事故環(huán)境條件下的可用性。

以安全殼內(nèi)的嚴(yán)重事故緩解設(shè)備的溫度和壓力鑒定條件為例 (此外還有輻照條件),根據(jù)嚴(yán)重事故序列分析,確定 “華龍一號”安全殼內(nèi)設(shè)備儀表的溫度和壓力鑒定條件如圖1所示。

圖1 “華龍一號”安全殼內(nèi)嚴(yán)重事故溫度和壓力鑒定條件Fig.1 In-contain ment te mperature&pressure qualification condition of severe accident for HPR1000

“華龍一號”嚴(yán)重事故緩解措施的執(zhí)行所需的安全殼內(nèi)各項(xiàng)相關(guān)系統(tǒng)、設(shè)備及儀表必須滿足如圖1中所示的溫度和壓力等的鑒定條件,以保證在嚴(yán)重事故條件下這些嚴(yán)重事故緩解措施能夠?qū)崿F(xiàn)相應(yīng)的預(yù)期功能。

3.3 嚴(yán)重事故緩解措施的可達(dá)性要求

在發(fā)生嚴(yán)重事故的情況下,核電廠各房間及各區(qū)域往往處于相對于正常運(yùn)行和設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故更加惡劣的輻照、高溫等環(huán)境條件。為確保上述各項(xiàng)嚴(yán)重事故管理目標(biāo)的成功實(shí)現(xiàn),需要確保嚴(yán)重事故緩解措施在嚴(yán)重事故惡劣環(huán)境條件下的可達(dá)性。

在HAF102-2016中提出,“6.5.1場內(nèi)應(yīng)急設(shè)施設(shè)計(jì)必須保證工作人員在事故 (包括嚴(yán)重事故)和災(zāi)害情況下能夠在此執(zhí)行預(yù)期的應(yīng)急任務(wù)”。為了滿足法規(guī)要求,需要梳理確定嚴(yán)重事故緩解措施所需的操作和顯示信息,并通過布置以及屏蔽設(shè)計(jì)確保相應(yīng)操作環(huán)境下人員可達(dá)性。

“華龍一號”嚴(yán)重事故緩解措施的可達(dá)性要求主要基于嚴(yán)重事故管理操作的方式以及所在區(qū)域的輻照等環(huán)境條件來確定,實(shí)施步驟如圖2所示。

具體步驟包括:

圖2 “華龍一號”嚴(yán)重事故緩解措施可達(dá)性要求Fig.2 Accessibility requirement of HPR1000 severe accident mitigating measures

1)根據(jù) “華龍一號”嚴(yán)重事故管理總體策略梳理所需的嚴(yán)重事故緩解操作及顯示信息;

2)分析所需的緩解操作和顯示信息中,哪些是能夠在主控室完成和獲得的,哪些是需要操縱人員就地完成或查看的,并確定設(shè)備的詳細(xì)布設(shè)位置;

3)對于主控室內(nèi)就能夠完成的緩解操作,一般不考慮主控室所有控制手段 (包括操縱員工作站和嚴(yán)重事故后備盤)都失效而必須由操縱員現(xiàn)場就地操作的情形,因此只需要確保嚴(yán)重事故下主控室的可居留性即可;

4)對于必須由操縱人員就地完成的緩解操作,需要分析嚴(yán)重事故條件下操縱員到達(dá)并執(zhí)行相應(yīng)操作所需經(jīng)過區(qū)域的環(huán)境條件及放射性水平,并通過相關(guān)設(shè)備的布置以及屏蔽設(shè)計(jì),保證該區(qū)域內(nèi)操縱人員執(zhí)行該緩解操作的可達(dá)性。

3.4 嚴(yán)重事故支持系統(tǒng)要求

嚴(yán)重事故管理各項(xiàng)策略的執(zhí)行離不開相應(yīng)的支持系統(tǒng),主要包括儀控系統(tǒng)和電源系統(tǒng)。

對于儀控系統(tǒng),在HAF102-2016中提出“6.4.1.1必須設(shè)置用于以下目的的儀器儀表:確定可能影響核動(dòng)力廠裂變過程、反應(yīng)堆堆芯完整性、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)完整性和安全殼完整性的所有主要變量的值;獲得核動(dòng)力廠安全和可靠運(yùn)行所需的重要信息;確定核動(dòng)力廠在事故工況下的狀態(tài)以及用于事故管理的決策”;特別的,對于嚴(yán)重事故,在IAEA TECDOC-1791中,也明確提出 “專用于緩解和監(jiān)視堆芯融化嚴(yán)重事故的儀控系統(tǒng)需要獨(dú)立于任何其他的儀控系統(tǒng),這需要其具有相應(yīng)的獨(dú)立的直流電源”。

對于電源系統(tǒng),在HAF102-2016中提出“6.6.1.5用于緩解堆芯熔化后果所必需的設(shè)備,必須能夠通過任何可用的動(dòng)力源提供動(dòng)力”。關(guān)于電源的獨(dú)立性要求,在IAEA TECDOC-1791中,也提出 “設(shè)計(jì)用于緩解堆芯融化事故后果的安全設(shè)施應(yīng)當(dāng)獨(dú)立于緩解DBA的設(shè)備”。

根據(jù)上述法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)要求,結(jié)合 “華龍一號”的嚴(yán)重事故管理總體策略,確定了 “華龍一號”嚴(yán)重事故儀控及電源系統(tǒng)的總體設(shè)計(jì)要求。

“華龍一號”設(shè)置了嚴(yán)重事故專用儀控系統(tǒng),該系統(tǒng)由72 h直流電源供電,且在主控室后備盤上為嚴(yán)重事故相關(guān)操作及信息顯示提供了專用的后備操作盤臺(tái) (嚴(yán)重事故盤),以便在全廠斷電(SBO)等極端條件導(dǎo)致計(jì)算機(jī)化工作站不可用時(shí),仍然能夠?yàn)閲?yán)重事故管理策略的執(zhí)行提供可靠的操作和信息顯示手段?！叭A龍一號”的嚴(yán)重事故儀控總體結(jié)構(gòu)如圖3所示。嚴(yán)重事故儀控系統(tǒng)內(nèi)考慮的具體儀控信息以及嚴(yán)重事故盤上可供操作和顯示的信息均可通過梳理 “華龍一號”嚴(yán)重事故管理總體策略相關(guān)操作和儀表顯示信息來確定。

圖3 “華龍一號”嚴(yán)重事故儀控系統(tǒng)總體結(jié)構(gòu)Fig.3 General str uct ure of severe accident I&Csyste m of HPR1000

“華龍一號”為嚴(yán)重事故緩解措施設(shè)置了嚴(yán)重事故專用的72 h不間斷電源供電,在全廠斷電 (SBO)等極端事故導(dǎo)致的嚴(yán)重事故工況下,依然能夠?yàn)楹穗姀S各項(xiàng)嚴(yán)重事故緩解措施的可靠運(yùn)行提供保障,如表2所示。

表2 “華龍一號”嚴(yán)重事故緩解措施供電方案Table 2 Power supply f or severe accident mitigation of HPR1000

4 結(jié)束語

“華龍一號”嚴(yán)重事故管理的目標(biāo)是滿足國際國內(nèi)最新安全法規(guī)中對于核電廠設(shè)計(jì)應(yīng)當(dāng)實(shí)現(xiàn)實(shí)際消除大量放射性釋放的要求。基于該目標(biāo),在 “華龍一號”設(shè)計(jì)中確定了一系列嚴(yán)重事故管理相關(guān)的設(shè)計(jì)要求,包括對于嚴(yán)重事故緩解措施的功能要求、在嚴(yán)重事故下的可用性要求和可達(dá)性要求,以及嚴(yán)重事故緩解措施支持系統(tǒng) (儀控和供電)設(shè)計(jì)要求等。這些設(shè)計(jì)要求的落實(shí)為“華龍一號”實(shí)際消除嚴(yán)重事故下導(dǎo)致大量放射性物質(zhì)釋放可能性從而實(shí)現(xiàn)嚴(yán)重事故下的安全目標(biāo)提供了有力的保障。

[1]IAEA.NSG 2-15,Severe Accident Management Progra mmes f or Nuclear Power Plants[R],2009．

[2]中國國家核安全局.核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定:HAF102[S]．2016．

[3]IAEA.Safety of Nuclear Power Plants:Design:SSR-2/1[R]．2016．

[4]IAEA.Considerations on the Application of the IAEA Safety Requirements for the Design of Nuclear Power Plants:TECDOC-1791[R]．2016．

[5]IAEA.Deter ministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants:SSG-2[R],2016．