丁小川，田 苗，劉 亞，張 勇，毛 歡

(1.中國核電工程有限公司，北京 100840；2.生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 102401)

某新機組在參考電廠基礎上，設備分級參照2014年發(fā)布的SSG-30《核電廠構筑物，系統(tǒng)和部件的安全分級》進行了調整，以滿足安全狀態(tài)、設計擴展工況等新的安全要求。受此影響余熱排出系統(tǒng)(RHR)原母管拆分為獨立的兩列，RHR在安全殼外的設備和管道移至燃料廠房(K廠房)集中布置。相比于M310等機組，某新機組需要考慮RHR連接期間管線破口事故(設計基準事故，極限事故)，其中RHR安全殼外管線破口(下文簡稱余排管線破損事故)造成的放射性物質釋放影響燃料廠房通風系統(tǒng)(VFL)等；此外，為滿足HAF102—2016[1]第6.2.1.2節(jié)關于冷卻劑壓力邊界隔離的要求，需要考慮界面LOCA(即一回路冷卻劑通過與反應堆冷卻劑系統(tǒng)相接的低壓系統(tǒng)在安全殼外喪失)的影響，考慮到事故發(fā)生頻率，該事故為設計擴展工況。

針對余排管線破損等事故，部分核電機組采用新增輻射監(jiān)測儀表、碘回路的設計方案，事故下根據輻射信號啟動碘回路對泄漏所在房間進行碘排風；針對上述兩個新增RHR事故，本項目需要結合放射性后果等評估對VFL等通風系統(tǒng)的功能需求，進而為確定通風系統(tǒng)的設計方案提供指導。

1 通風系統(tǒng)功能需求分析

1.1 余排管線破損事故影響分析

1.1.1 余排管線破損事故假設與分析[2]

根據參考文獻[2]，事故分析中假設最大內徑的RHR管線發(fā)生雙端剪切斷裂，一回路初始溫度、壓力、衰變熱取RHR接入時對應參數，穩(wěn)壓器水位取最小值。破口導致一回路壓力迅速下降，ΔTsat降低，一回路水裝量減少，安全注入系統(tǒng)投運后觸發(fā)RHR管線隔離，一回路水裝量隨著安注投運逐步恢復。對主泵停運及不停運的情況進行了分析，系統(tǒng)的熱工水力計算采用CATHARE程序，保守起見事故計算中不考慮RHR根據安注信號隔離。根據計算，最惡劣的工況為主泵停運工況，安全注入系統(tǒng)在200 s內投運，最高包殼溫度<230 ℃。

1.1.2 放射性后果計算與分析

余排管線破損事故屬于設計基準事故中的極限事故，在上述事故分析基礎上，計算其對非居住區(qū)(600 m)及規(guī)劃限制區(qū)(5 000 m)邊界處公眾造成的潛在放射性后果。計算時假設源項直接釋放到環(huán)境中，不考慮燃料廠房等的屏蔽作用，事故持續(xù)時間保守按照2 h考慮[3-4]。

余排管線破損事故源項見表1，造成的公眾個人有效劑量和甲狀腺當量劑量計算結果見表2，在不考慮燃料廠房等的屏蔽作用時，事故造成的放射性劑量滿足參考文獻[5]中的要求。

表1 事故源項Table 1 Accident source term

余排管線破損事故與貯氣罐破損事故(稀有事故)、容控箱破損事故(稀有事故)類似，即不考慮廠房等的屏蔽作用也滿足驗收準則的要求(見表1、表2)。

表2 放射性劑量結果Table 2 Radiation dose results

1.1.3 通風系統(tǒng)功能需求影響分析

NUREG 0800第6.5.1節(jié)[6-7]中規(guī)定，如果失水事故后對應的輻照后果小于10CFR100規(guī)定的限值，則不需要設置過濾系統(tǒng)，計算結果表明針對余排管線破損事故可以不設置碘排風。

對比貯氣罐破損事故、RCV容控箱破損事故，這兩個事故后放射性物質由核輔助廠房通風(VNA)系統(tǒng)收集后經核輔助廠房煙囪排放，當觸發(fā)煙囪惰性氣體低量程β活度高2報警時，操作員將VNA系統(tǒng)手動切換至碘回路運行，相關功能為非安全級，詳見表3。

余排管線破損事故的區(qū)別在于VFL系統(tǒng)排風口直接排往VNA煙囪，不經過VNA的碘回路，因此在RHR系統(tǒng)破口時，放射性物質有必要經過VFL碘過濾器后再排放，相關功能為非安全級；考慮到事故后果，可以由操作員在確定余排管線破口事故后，手動啟動VFL碘回路對RHR房間進行小流量排風，除此之外無需設置其他自動動作。

針對事故后放射性監(jiān)測，余排管線破損事故的源項及后果(見表1～表2)大于貯氣罐破損事故、RCV容控箱破損事故，利用VNA煙囪惰性氣體低量程、高量程β活度儀表監(jiān)視余排管線破損事故是足夠的。

VFL現有的核級碘吸附用于應對燃料裝卸事故，由于該事故的源項[3]要遠遠大于余排管線破損事故的源項，因此針對余排管線破損事故，VFL系統(tǒng)碘吸附器活性炭體積等無需改動。

余排管線破損事故后，事故規(guī)程中需要確認破口位置，根據當前系統(tǒng)設計，可由核輔助廠房煙囪、燃料廠房輻射監(jiān)測表定位K廠房的泄漏；同時RHR系統(tǒng)管道破裂時泄漏水進入地漏，已設置了相應的液位報警以進一步確認泄漏位置，滿足事故診斷的要求。

1.2 功率運行期間界面LOCA影響分析

為應對界面LOCA，RHR系統(tǒng)需能承受一回路正常運行壓力不破裂，根據對閥門、泵、換熱器、法蘭和墊片的分析，界面LOCA下會通過RHR泵軸發(fā)生泄漏，兩臺泵泄漏率≤12 m3/h[8]，此泄漏可由化學和容積控制系統(tǒng)補償，泄漏持續(xù)30 min后隔離RHR系統(tǒng)停止泄漏。放射性后果計算時假設源項直接釋放到環(huán)境中，不考慮核燃料廠房等的屏蔽作用，非居住區(qū)邊界600 m處公眾在整個事故持續(xù)期間可能受到的最大有效劑量為2.25 mSv[8]，放射性后果滿足驗收準則的要求。

從前述分析可以看出，VFL系統(tǒng)在該事故下提供非安全級通風，主控室操作員根據事故規(guī)程將VFL手動切換至碘回路對RHR房間進行小流量排風。

2 結論

NUREG 0800第6.5.1節(jié)中規(guī)定了可以不設置碘通風的情景，實踐中建議充分利用現有的通風系統(tǒng)，在不增加成本或僅增加微小成本的情況下實現輻射防護最優(yōu)化。

根據GB 6249的要求，核輔助系統(tǒng)相關的放射性廢氣統(tǒng)一通過VNA煙囪監(jiān)視后排放，同時VNA系統(tǒng)也設置有碘回路，這為失水事故后通風系統(tǒng)設計提供了便利條件。

由于余排管線破損事故、界面LOCA后泄漏量較少，不考慮通風系統(tǒng)也滿足驗收準則要求；本項目根據已有儀表進行事故規(guī)程診斷，并根據診斷結果由主控室操縱員利用VFL碘回路提供碘通風，不需要新增輻射監(jiān)測儀表及碘回路。

余排管線破損事故、界面LOCA等安全殼外主冷卻劑喪失事故后通風系統(tǒng)功能需求設計流程總結見圖1。

圖1 設計流程簡圖Fig.1 Design process

可以看出，如果RHR系統(tǒng)無法布置在K廠房，還可以結合源項、位置等在其他設置有碘排風的廠房中優(yōu)選后布置在相應廠房。

上述設計方案對VFL等通風系統(tǒng)影響較小，簡化了系統(tǒng)運行，相關方法可在同類事故下通風系統(tǒng)功能需求分析時參考。