張曉杰，徐田元，王天月，車 娟

（1.華龍國際核電技術(shù)有限公司，北京 100036；2.中廣核研究院有限公司，廣東 深圳 518000）

《核動力廠設計安全規(guī)定》（HAF 102—2016）[1]是核電廠設計中需要遵循的最重要的核安全法規(guī)之一，2016 年HAF 102 升版后相對于2004版HAF 102 提出了一些新的監(jiān)管要求，對于這些新要求，大部分都已經(jīng)有相關的研究和對策。但是在HAF 102—2016 中還有一些新要求，卻蘊含著不可忽視的安全要求。在當前的壓水堆核電廠設計中還需要對這些要求進行詳細研究。

壓水堆核電廠設置了氣閘門和設備閘門，分別用于必要時人員和設備進出反應堆廠房的通道。相較于2004 版HAF 102，2016 版HAF 102第6.3.4.3 節(jié)對于設備閘門提出了新要求，要求“貫穿安全殼的設備或材料運輸閘門的設計，必須保證在需要對安全殼進行隔離時能夠快速和可靠地關閉”[1]。2004 版HAF 102 中沒有對設備閘門提出要求，要求氣閘門“保證反應堆運行和設計基準事故期間至少有一道閘門處于密閉狀態(tài)”[2]。通過這項要求可以保證，如果發(fā)生事故，至少有一道氣閘門處于密閉狀態(tài)，從而隔離事故造成的放射性物質(zhì)釋放。

當前壓水堆核電廠的氣閘門都可以做到快速地即開即關，通過兩道氣閘門來滿足單一故障準則，但是設備閘門無法做到像氣閘門一樣快速關閉，設置兩道設備閘門來滿足單一故障準則也不現(xiàn)實。目前關于設備閘門的研究大都側(cè)重于設備閘門的設計、制造、運行和維修等[3-10]，尚未有人針對設備閘門打開期間的放射性物質(zhì)釋放風險進行研究。本文將從確定論安全分析與概率論安全分析相結(jié)合的角度來研究設備閘門打開期間的安全風險，并根據(jù)研究結(jié)果給出相關建議。

1 設計工況分析

設備閘門是核電廠整個壽期內(nèi)大型設備進出安全殼的唯一通道，也是核電廠安全殼承壓邊界的重要組成部分[11]。以國內(nèi)主流三代壓水堆核電堆型華龍一號為例，核電廠進行換料大修時，設備閘門至少要開關3 次。第一次開關設備閘門是在核電廠進入維修冷停堆狀態(tài)之后，一回路未充分打開的模式，開啟設備閘門，通過設備閘門運送整體螺栓拉伸機和其他維修設備進入反應堆廠房。設備閘門第二次開關是在卸料結(jié)束后，電廠處于反應堆完全卸料模式，此次開啟是為了運送維修檢查工具和屏蔽容器等設備。第三次開關設備閘門是在壓力容器頂蓋關閉后，電廠處于一回路未充分打開的模式，此次開啟的目的是運出維修設備。進行設備閘門開關操作時，反應堆廠房氣閘門必須首先打開，維修人員通過氣閘門進入設備閘門工位，進行設備閘門開關相關的工作，工作內(nèi)容和時間如下：

（1）擰開設備閘門螺栓，起吊設備閘門，使設備閘門處于完全開啟，耗時2 h；

（2）運入（或運出）整體螺栓拉伸機等維修工具，耗時4 h；

（3）放下設備閘門，擰緊設備閘門螺栓，使設備閘門處于關閉狀態(tài)，耗時2 h。

每次進行上述工作過程中，作為第三道屏障的安全殼打開時間合計約為8 h。設備閘門第一次和第三次開啟期間壓水堆核電廠可能會發(fā)生的事故包括：喪失余熱排出、完全喪失熱阱、余排管線破口、喪失廠外電源、喪失直流電、全廠斷電、硼誤稀釋。事故發(fā)生后，電廠必須確保反應性控制、熱量導出和放射性包容三大安全功能。

上述事故中，喪失余熱排出、完全喪失熱阱和全廠斷電都屬于沒有造成堆芯明顯損傷的工況（DEC-A）。余排管線破口屬于極限事故（DBC-4），發(fā)生頻率范圍為10-4～10-6；短時間喪失廠外電源（不超過2 h）屬于預計運行事件（DBC-2），發(fā)生頻率范圍為10-2～1；長期喪失廠外電源（大于2 h）屬于稀有事故（DBC-3），發(fā)生頻率范圍為10-4～10-2。

2 事故進程分析

維修冷停堆狀態(tài)一回路未充分打開的模式下，在設備閘門開啟期間，如果發(fā)生余排管線破口類事故，在破口發(fā)生的瞬間，就會有大量放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放。破口發(fā)生后首先需要對破口進行隔離，如果破口隔離失敗或者破口不可隔離，一回路冷卻劑會持續(xù)通過破口流出，大量放射性物質(zhì)會持續(xù)通過設備閘門向環(huán)境釋放。在此破口類事故中，設備閘門能否快速關閉非常重要，其關閉時間最好控制在余熱排出管線發(fā)生破口發(fā)生的瞬間。而實際上設備閘門的關閉無法通過信號自動控制，需要由人工現(xiàn)場操作，至少需要2 h。一旦發(fā)生余熱排出系統(tǒng)管線破口事故，由于設備閘門處于打開狀態(tài)，放射性物質(zhì)將直接釋放到環(huán)境。

設備閘門開啟期間發(fā)生喪失余熱排出或者完全喪失熱阱事故，也存在發(fā)生堆芯損壞并造成大量放射性物質(zhì)釋放的風險。維修冷停堆狀態(tài)一回路未充分打開的模式要求至少一臺蒸汽發(fā)生器可用，發(fā)生喪失余熱排出或者完全喪失熱阱事故后，堆芯余熱無法通過設備冷卻水和重要廠用水系統(tǒng)導出，會立即投運應急給水系統(tǒng)，堆芯余熱由蒸汽發(fā)生器導出。如果應急給水系統(tǒng)失效，會投運二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)進行冷卻。如果二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)失效，操縱員會手動啟動一次側(cè)充排，導出堆芯余熱。如果一次側(cè)充排失效，保守認為電廠將會發(fā)生堆芯損壞。發(fā)生堆芯損壞時，如果設備閘門處于開啟狀態(tài)，那么放射性物質(zhì)會通過設備閘門向外釋放。

設備閘門開啟期間發(fā)生硼誤稀釋事故，也存在發(fā)生堆芯損壞并造成大量放射性物質(zhì)釋放的風險。發(fā)生硼誤稀釋事故之后，如果自動隔離稀釋源失敗，則需要操縱員手動隔離稀釋源，如果隔離稀釋源失敗則會導致堆芯損壞。

另外如果發(fā)生喪失直流電事故會造成安全設施相關的控制、儀表設備不可用；如果發(fā)生全廠斷電事故，會影響正常運行電和應急電，導致正常運行系統(tǒng)和設計基準事故緩解系統(tǒng)同時癱瘓，只能依靠二次側(cè)非能動熱量導出系統(tǒng)帶出堆芯熱量，依靠重力進行一回路補水。雖然發(fā)生失電事故后設備閘門可以實現(xiàn)手動關閉，但是由于設備閘門關閉耗時較長，如果發(fā)生失電事故且設備閘門處于開啟狀態(tài)，對電廠的安全性也是極大的考驗。

設備閘門開啟期間，壓水堆核電廠可能會發(fā)生預計運行事件、設計基準事故和設計擴展工況，如果事故發(fā)生后設備閘門不能進行快速關閉，將導致安全殼直接與環(huán)境連通，增加放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放的風險。尤其是發(fā)生余熱排出管線破口類事故時，會瞬間造成大量放射性物質(zhì)釋放。

3 概率論安全分析

從概率安全分析的角度來看，如果在設備閘門開啟期間，各種事故導致的堆芯損壞頻率（CDF）和大量放射性物質(zhì)釋放頻率（LRF）在總的CDF 和LRF 中的貢獻不突出，那么設備閘門開關時間和開關方式就是合理的，是可以接受的。這也符合HAF102 提出的采用確定論和概率論相結(jié)合的方式進行安全分析的要求。但是目前國內(nèi)壓水堆核電廠的概率安全分析中均未考慮設備閘門開啟期間各種事故導致的CDF 和LRF 值，也沒有此方面的相關研究。

設備閘門開啟期間如果發(fā)生堆芯損壞，因為安全殼處于開口狀態(tài)，安全殼執(zhí)行放射性物質(zhì)包容功能失效，會直接導致大量放射性物質(zhì)釋放，所以設備閘門開啟期間，大量放射性物質(zhì)釋放頻率（LRF）與堆芯損壞頻率（CDF）相等。設備閘門第二次開關是在卸料結(jié)束后，電廠處于反應堆完全卸料模式，反應堆廠房內(nèi)不會發(fā)生堆芯損壞和放射性釋放。本文根據(jù)設備閘門開啟時核電廠所處運行工況下的CDF 值，利用公式（1）估算了國內(nèi)某6 個壓水堆核電項目設備閘門第一次和第三次開啟期間因內(nèi)部事件造成的LRF 值，結(jié)果如表1 所示。

表1 設備閘門第一次開啟期間內(nèi)部事件造成的LRF 值Table 1 LRF value caused by internal events during the first opening of the equipment hatch

其中：LRFEO——設備閘門開啟期間內(nèi)部事件導致的大量放射性物質(zhì)釋放頻率；

CDFE——設備閘門開啟所處的運行工況下內(nèi)部事件導致的堆芯損壞頻率；

TEO——設備閘門開啟時間；

TE——設備閘門開啟所處運行工況持續(xù)時間；

P——發(fā)生堆芯損壞后安全殼系統(tǒng)緩解失敗的可能性，在此處P為1。

如表1 所示，設備閘門開啟造成的LRF 值在內(nèi)部事件LRF 值中占比最高可達35.89%，可見設備閘門開啟對放射性物質(zhì)釋放頻率的影響非常大。

其中項目1、項目2 和項目3，設備閘門第一次開啟導致的LRF 在內(nèi)部事件LRF 中的占比如圖1～圖3 所示。

圖1 項目1 內(nèi)部事件LRF 各支配性事故序列占比Fig.1 The proportion of the dominant accident sequence of the internal event LRF in Project 1

圖2 項目2 內(nèi)部事件LRF 各支配性事故序列占比Fig.2 The proportion of the dominant accident sequence of the internal event LRF in Project 2

圖3 項目3 內(nèi)部事件LRF 各支配性事故序列占比Fig.3 The proportion of the dominant accident sequence of the internal event LRF in Project 3

以項目1 為例，設備閘門開啟導致的LRF在內(nèi)部事件LRF 支配性事故中排第4 名，前3名分別為：

（1）壓力容器破裂，直接導致大量釋放；

（2）高壓熔堆，堆腔注水失敗，一回路注水失敗，發(fā)生大量釋放；

（3）高壓熔堆，一回路卸壓失敗，發(fā)生大量釋放。

這些序列都是導致大量放射性物質(zhì)釋放的重要事故，是核電廠在設計過程中需要重點關注并進行重點防御的。

4 應對建議

為降低設備閘門開啟期間核電廠放射性物質(zhì)釋放風險，本文提出以下幾方面的建議：

首先，建議后續(xù)在進行壓水堆核電廠概率安全分析工作時，要針對設備閘門開啟進行更細致的分析，以獲得設備閘門開啟導致LRF 的支配性事故序列，如果可能建議將此類事故序列列入DEC 管理，增加預防和緩解措施，降低其發(fā)生頻率。

其次，設備閘門開啟期間，可以通過實施行政管理措施，盡量縮短開啟時間，提高響應速度，盡可能做到快開快關。

同時，研發(fā)設備閘門自動控制系統(tǒng)和非能動關閉方式，也是未來可以考慮的方向。

5 結(jié)論

目前國內(nèi)壓水堆核電廠的堆芯損壞頻率和大量放射性釋放頻率都能夠滿足國內(nèi)國際標準要求。但是根據(jù)事故進程分析和概率論分析，設備閘門開啟對放射性物質(zhì)釋放頻率具有顯著影響，設備閘門開啟造成的LRF 值在內(nèi)部事件LRF 值中占比最高可達35.89%。從設計平衡和設計優(yōu)化的角度出發(fā)，在進行壓水堆核電廠設計時應對設備閘門予以重點關注，采取積極的應對和緩解措施，盡量降低其影響。