石青，吳 蓓，劉元黎，唐輝

（深圳中廣核工程設(shè)計有限公司，廣東 深圳 518100）

在壓水堆核電站發(fā)展的初期，核電廠安全分析和系統(tǒng)設(shè)計多圍繞堆芯的反應(yīng)性控制、余熱導(dǎo)出、放射性物質(zhì)包容這三大安全功能開展。日本福島核事故后，乏燃料水池（下文簡稱“乏池”）的安全逐漸被關(guān)注和研究，但是經(jīng)過調(diào)研國內(nèi)外各三代堆型中，對于乏池事故假設(shè)和分析原則偏差較大。另外，由于乏池作為乏燃料的貯存系統(tǒng)，一經(jīng)投運需要持續(xù)運行，且在機組換料大修期間對其運行和安全要求更高。但如果過度保守考慮安全，勢必導(dǎo)致機組維修靈活性受限，經(jīng)濟性降低。對于乏池安全和機組經(jīng)濟性間的平衡成為需要研究的課題。

本文通過調(diào)研國內(nèi)外具有代表的二代和三代核電壓水堆的乏池事故管理和系統(tǒng)配置的現(xiàn)狀，并結(jié)合定性的事故分析，提出乏池事故管理的具體問題。通過乏池事故風(fēng)險評價，給出適合于乏池事故的管理建議，包括工況分類、分析假設(shè)和分析原則等。并通過乏池相關(guān)的安全功能分解，給出系統(tǒng)配置的建議。

1 乏池事故管理和系統(tǒng)配置問題剖析

本節(jié)介紹以M310 為代表的在運二代堆、以EPR、AP1000 以及“華龍一號”為代表的三代堆對于乏池事故管理和系統(tǒng)配置的現(xiàn)狀和問題。表1 為各堆型乏池事故管理和系統(tǒng)配置對比情況。

表1 各堆型乏池事故管理和系統(tǒng)配置對比表Table 1 Comparison of accident management and system configuration for the spent fuel pool of each reactor type

1.1 以M310 為代表的二代堆型現(xiàn)狀

以M310 為代表的二代堆型，未將乏池相關(guān)事故作為設(shè)計工況進行管理。乏池的余熱排出功能通過配置兩系列安全級的冷卻系統(tǒng)實現(xiàn)。但機組完全卸料模式下，一列電氣列維修情況下，乏池冷卻僅可通過未維修列維持，在發(fā)生事故時兩個安全系列將全部失效，體現(xiàn)出兩系列配置在維修時靈活性不足的問題。在后期衍化的CPR1000+技術(shù)中，系統(tǒng)配置為三系列，并對于第三列考慮了機組共用母線供電。

1.2 以AP1000 為代表的三代堆現(xiàn)狀

以AP1000 為代表的非能動三代技術(shù)，未將乏池相關(guān)事故作為設(shè)計工況進行管理，但在系統(tǒng)設(shè)計時為乏池配置了兩列非安全級的乏池冷卻系統(tǒng)，并借用安全級的PCCWST 水箱作為補水水源。從縱深防御層次上，根據(jù)不同的計算衰變熱水平，通過從乏池、沖洗池和PCCWST水池補水作為最終安全手段。同時，針對乏池排空，還設(shè)置了噴淋系統(tǒng)。

1.3 以EPR 為代表的法系三代堆現(xiàn)狀

以EPR 為代表的法系三代堆，識別了乏池相關(guān)始發(fā)事件，將失電、失冷和破口導(dǎo)致的三類失水事故作為設(shè)計基準工況（DBC）進行管理，為乏池配置了三系列安全級的燃料水池冷卻（PTR 系統(tǒng)）。該系統(tǒng)兩主列配置了雙泵，且電源選擇了不同列的冗余電源；換熱器的冷源同樣做了冗余考慮；另外，對于第三列配置了多樣性的冷源。EPR 還為乏池配置了來自安全消防水的自動補水的設(shè)計，應(yīng)對乏池破口等工況。

1.4 “華龍一號”為代表的國內(nèi)三代堆現(xiàn)狀

“華龍一號”也將乏池相關(guān)事故工況列入設(shè)計基準工況進行管理。系統(tǒng)配置上，考慮了三系列PTR 系統(tǒng)，且三列電源考慮了機組維修期間從不同電源列別間的再供電設(shè)計，PTR 系統(tǒng)的換熱器增加了額外冷卻系統(tǒng)作為冗余的冷源，進一步增加了PTR 系統(tǒng)乏池冷卻功能的可靠性。另外，“華龍一號”堆型還為乏池配置了非能動的乏池補水系統(tǒng)，除此之外，依然保留了將除鹽水、消防水作為乏池備用水源的設(shè)計。

1.5 各堆型乏池事故管理問題剖析

以M310 為代表的二代堆和以AP1000 為代表的三代堆，雖配有乏池冷卻和補水的手段，但乏池事故并沒有明確作為設(shè)計工況管理，也缺少相關(guān)事故分析論證，因此該兩類堆型對乏池事故的定位不清和管理略顯不足。

而EPR 和“華龍一號”的堆型將乏池事故作為等同于堆芯的設(shè)計基準工況管理，但在維修期間，乏池事故難以滿足單一故障等設(shè)計基準所要求的保守假設(shè)。而實際上，對比乏池系統(tǒng)配置，EPR 和“華龍一號”并不弱于M310和AP1000?？梢姡瑢τ谑鹿蕶C理簡單、進程緩慢的乏池事故，按照設(shè)計基準原則進行管理又略顯嚴格。

下文將評估乏池事故風(fēng)險，并基于乏池風(fēng)險水平，給出乏池事故管理和乏池安全配置的合理化建議。

2 基于風(fēng)險指引的乏池管理方式分析

2.1 乏池的事故特征

眾所周知，乏燃料通常先在反應(yīng)堆水池內(nèi)貯存一段時間，然后才轉(zhuǎn)移到乏池中貯存。在乏池內(nèi)貯存時間內(nèi)，揮發(fā)性放射性核素的數(shù)量、輻射場的強度和余熱的產(chǎn)生量都有相當(dāng)大的衰減。同時，在乏燃料水池及燃料貯存設(shè)計準則上，對于反應(yīng)性控制有了充分的裕量考慮，即，乏池不存在臨界的風(fēng)險，因此只需要保證乏燃料的剩余釋熱被帶走。

再者，乏池是常壓設(shè)計，系統(tǒng)運行參數(shù)較低，即使PTR 等系統(tǒng)出現(xiàn)破口，也不存在類似高能管道的質(zhì)能釋放，因此，破口泄漏的進程慢、風(fēng)險相對一回路小。

另外，相對于乏池內(nèi)乏燃料的總量，乏池水容量較大，而燃料廠房初始溫度不高，因此衰變熱的沸騰裕量也較好。以國內(nèi)某三代堆乏池為例，根據(jù)相關(guān)數(shù)據(jù)，即使考慮乏池滿載的情況下，如果乏池循環(huán)冷卻功能喪失，乏燃料池水約4 h 內(nèi)發(fā)生沸騰，約40 h 后由于沸騰失水達到乏燃料的裸露。而在機組功率運行期間，在喪失乏池循環(huán)冷卻功能后，由于沸騰蒸發(fā)帶熱達到乏燃料裸露的時間需要約90 h。

根據(jù)以上分析可見，在乏燃料貯存設(shè)施內(nèi)的事故進展相對堆芯事故緩慢，在他們達到極限條件之前可以有足夠的時間采取糾正行動，從而使得乏池事故風(fēng)險在一定時間內(nèi)較堆芯更低。

2.2 乏池事故概率安全水平

以三系列的乏池冷卻系統(tǒng)、安全級乏池補水系統(tǒng)、非安全級乏池補水的系統(tǒng)配置作為概率安全評價的分析基礎(chǔ)。其中三系列乏池冷卻系統(tǒng)的電源和冷源考慮多樣性的配置如圖1所示。

圖1 所分析的乏池冷卻系統(tǒng)示意Fig.1 The schematic of the analyzed cooling system of the spent fuel pool

考慮在完全卸料模式下，由于新乏燃料的引入，乏池的衰變熱比功率運行期間增加，且在完全卸料模式下，需要考慮支持系統(tǒng)的維修工作。此時，乏池的風(fēng)險較高，所以以完全卸料模式下，考慮一列支持系統(tǒng)（電源、冷源）維修作為分析的包絡(luò)工況進行分析。

根據(jù)假設(shè)的系統(tǒng)配置，并參考IAEA SSG-2中建議考慮的乏池相關(guān)典型假設(shè)始發(fā)事件，安全評價考慮三類事故：

（1）失電：喪失場外電源（LOOP）；

（2）失冷：喪失一列乏池冷卻系統(tǒng)及其支持系統(tǒng)；

（3）失水：與乏池相連接管線的可隔離的破口。

根據(jù)計算，針對不同事故，在考慮初始事件，進而考慮喪失全部乏池冷卻，以及喪失安全級的乏池補水的概率水平如表2 所示。

表2 不同事故工況下和假設(shè)下的概率水平Table 2 The probability levels under different accident conditions and assumptions

可見，乏池失去冷卻后仍有多種應(yīng)對手段，乏燃料裸露的風(fēng)險達到實際消除的水平。

2.3 乏池事故事故管理建議

根據(jù)2.1 節(jié)和2.2 節(jié)的分析可見，乏池事故具有如下特點：

（1）乏池完全失冷事故頻率低。

（2）事故進程緩慢，允許操縱員處理時間長。

（3）乏池失冷后仍有多種應(yīng)對手段，乏燃料裸露風(fēng)險達到實際消除水平。

所以，乏池事故工況有別于堆芯的工況，基于現(xiàn)實假設(shè)和最佳估算的分析方法開展事故分析更為合適。

另外，定性分析，由于事故后乏池中的壓力接近常壓，此時溫升導(dǎo)致的燃料芯體及包殼溫度梯度較堆芯差別巨大，事故的進程相對緩慢，且考慮水池內(nèi)水裝量的容積較大，導(dǎo)致乏燃料裸露時間較長，所以有較長的時間進行事故處理。同時，結(jié)合HAF 102—2016 及IAEA的規(guī)定，從縱深防御層級上將乏池事故按照淹沒準則管理乏池液位更為合適，但事故規(guī)程中對于乏池能動冷卻手段建議考慮能用則用的原則。

2.4 乏池事故管理方式及驗收準則小結(jié)

綜上分析，認為對于乏池事故，如下管理及驗收方式更為合理：

（1）乏池事故工況基于現(xiàn)實假設(shè)和最佳估算的分析方法開展分析；

（2）保持乏燃料淹沒狀態(tài)作為乏池事故的驗收準則，但事故規(guī)程考慮能用則用。

3 乏池系統(tǒng)配置建議及維修分析

3.1 乏池系統(tǒng)配置分析及合理性建議

根據(jù)HAF 102—2016，核動力廠所有狀態(tài)下需要確保三大安全功能，對應(yīng)的乏池的安全功能分析如下：

（1）控制反應(yīng)性

次臨界控制功能可通過燃料格架設(shè)計實現(xiàn)，事故處理過程中無需控制。

（2）余熱導(dǎo)出和放射性物質(zhì)包容

除了使用通風(fēng)過濾系統(tǒng)控制放射性物質(zhì)的排放外，就是通過控制乏池的水裝量，確保乏燃料不裸露來保證其包容功能了。如果乏池做淹沒管理，則補水功能為安全功能。而此時，乏池冷卻功能則為運行功能。

（3）其他功能

根據(jù)福島核事故的經(jīng)驗反饋，需要設(shè)置防止氫氣爆炸設(shè)計，根據(jù)工程實踐，常用的為開啟通風(fēng)系統(tǒng)和打開逃生門，以及配置氫氣復(fù)合器。

所以結(jié)合工程實踐和以上三大安全功能分解，建議的系統(tǒng)配置如表3 所示。

表3 系統(tǒng)配置建議Table 3 Suggestions on system configuration

3.2 優(yōu)化后維修分析

根據(jù)工程實踐，目前主流的乏池冷卻系統(tǒng)配置有三系列和兩系列兩種。其中兩系列雙泵、單換熱器，電源和冷源考慮雙列冗余配置是目前的發(fā)展趨勢。本節(jié)以兩系列配置為例展開分析。

在完全卸料模式下，電源和冷源考慮一列維修時，依然能夠保證兩列乏池冷卻系統(tǒng)運行，但是此時兩列PTR 系統(tǒng)共用一列電源和一列冷源，滿足其運行功能需求。在事故工況下，基于現(xiàn)實假設(shè)和最佳估算的分析方法，不疊加考慮單一故障時，在失電、破口和失冷類的事故工況下，依然還可以確保乏池的冷卻，可以從事故規(guī)程角度作為能用則用的手段。而此時，按照淹沒準則，安全級乏池補水是其安全手段確保乏池安全。另外，非安全級的補水作為后備手段。

可見，建議的乏池事故管理方法和建議的系統(tǒng)配置，能夠?qū)崿F(xiàn)系統(tǒng)的維修工作，同時確保乏池的安全性，實現(xiàn)安全和經(jīng)濟性的平衡。

4 小結(jié)

基于風(fēng)險指引型的事故分析可見，乏池事故在一定的時間內(nèi)風(fēng)險相對較低。

（1）在乏燃料水池及燃料貯存設(shè)計準則上，對于反應(yīng)性控制有了充分的裕量考慮，即，乏池不存在臨界的風(fēng)險；

（2）乏池是常壓設(shè)計，系統(tǒng)運行參數(shù)較低，破口泄露的進程慢、風(fēng)險相對一回路??；

（3）乏池水容量較大，且事故后溫度接近常壓，事故溫升導(dǎo)致的燃料芯體及包殼溫度梯度較堆芯差別巨大，事故的進程相對緩慢；

（4）乏池事故按照淹沒準則管理液位滿足法規(guī)標準要求、工程實踐，從縱深防御的角度邏輯更為合理，但從實際出發(fā)，事故規(guī)程中對于乏池冷卻建議考慮能用則用的原則。乏池事故的安全本質(zhì)是保持乏燃料冷卻，通過乏燃料保持淹沒狀態(tài)是保持乏燃料冷卻的有效手段。因為以上四方面的原因，乏池失冷事故的風(fēng)險相對較低，從概率安全分析角度也可得到同樣的結(jié)論。因此認為：乏池事故不同于堆芯事故，相對機理簡單、進程緩慢，即在一定的時間內(nèi)事故風(fēng)險相對較低。所以乏池事故采用現(xiàn)實的假設(shè)和最佳估算的分析方法，采用淹沒準則進行管理更為合適。

基于此風(fēng)險指引的設(shè)計理念，乏池系統(tǒng)配置乏池補水系統(tǒng)及后備補水、乏池通風(fēng)及氫氣復(fù)合器等實現(xiàn)乏池事故下的安全功能；配置乏池冷卻系統(tǒng)執(zhí)行乏池正常運行冷卻功能，可有效釋放大修期間的運維管理要求，提高維修靈活性，提升機組經(jīng)濟運營能力。是實現(xiàn)“華龍一號”安全保證的前提下，積極提升經(jīng)濟型的良好實踐。