福建福清核電廠一期工程乏燃料水池概率安全分析

李 琳

（中國(guó)核電工程有限公司，北京 100840）

福建福清核電廠一期工程乏燃料水池概率安全分析

李 琳

（中國(guó)核電工程有限公司，北京 100840）

以福建福清核電廠一期工程乏燃料水池為研究對(duì)象，對(duì)可能威脅乏燃料水池安全的內(nèi)部始發(fā)事件進(jìn)行了概率安全分析。評(píng)價(jià)了乏燃料水池中燃料元件損壞的風(fēng)險(xiǎn)，并將實(shí)施應(yīng)急補(bǔ)水及液位連續(xù)監(jiān)測(cè)這兩項(xiàng)設(shè)計(jì)改進(jìn)后的定量化結(jié)果與改進(jìn)前的定量化結(jié)果進(jìn)行比較分析。結(jié)果表明，改進(jìn)項(xiàng)的實(shí)施明顯降低了乏燃料水池燃料元件損壞的風(fēng)險(xiǎn)。

乏燃料水池；概率安全分析；內(nèi)部始發(fā)事件；應(yīng)急補(bǔ)水；液位連續(xù)監(jiān)測(cè)

目前，國(guó)內(nèi)外絕大多數(shù)核電廠一級(jí)概率安全分析（PSA）均是將分析評(píng)價(jià)的放射性釋放源僅限于反應(yīng)堆堆芯，認(rèn)為乏燃料水池等其他場(chǎng)所發(fā)生事故的可能性較小或事故的后果不如堆芯熔化嚴(yán)重。但日本福島核事故的經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)表明，如果乏燃料水池的水在事故后長(zhǎng)時(shí)間內(nèi)不能得到冷卻或補(bǔ)充，水的蒸發(fā)可能會(huì)導(dǎo)致乏燃料元件裸露、過熱和損壞。

本工作主要針對(duì)電廠運(yùn)行狀態(tài)（POS）劃分、始發(fā)事件分析、事件序列定量化等乏燃料水池PSA要素進(jìn)行討論，對(duì)于事件序列分析、數(shù)據(jù)分析等采用與堆芯PSA一致的方法與步驟，成功準(zhǔn)則的熱工計(jì)算、人員可靠性分析等以相關(guān)專業(yè)提供的計(jì)算結(jié)果作為輸入，建立乏燃料水池PSA模型，定量分析乏燃料水池燃料元件損壞的頻率及主要風(fēng)險(xiǎn)貢獻(xiàn)因素，在此基礎(chǔ)上進(jìn)一步對(duì)增加應(yīng)急補(bǔ)水管線和液位連續(xù)測(cè)量裝置后的風(fēng)險(xiǎn)進(jìn)行定量計(jì)算和對(duì)比。

1 電廠運(yùn)行狀態(tài)劃分

結(jié)合美國(guó)核學(xué)會(huì)（ANS）低功率和停堆PSA方法標(biāo)準(zhǔn)的技術(shù)要求［1］，參考福建福清核電廠的技術(shù)規(guī)范，根據(jù)乏燃料水池的余熱水平、與其他腔室的連接狀態(tài)將乏燃料水池的狀態(tài)劃分為2個(gè)POS，表1列出POS的劃分及相關(guān)參數(shù)。不同POS下乏燃料水池與其他腔室的連接關(guān)系示于圖1、2。

表1 POS的劃分及相關(guān)參數(shù)Table 1 Definition and related parameters of plant operational state

圖1 POSN下乏燃料水池示意圖Fig.1 Schematic of spent fuel pool at POSN

圖2 POSR下乏燃料水池示意圖Fig.2 Schematic of spent fuel pool at POSR

在換料停堆運(yùn)行模式下，電廠進(jìn)行燃料元件轉(zhuǎn)運(yùn)操作，此時(shí)乏燃料水池內(nèi)的燃料元件數(shù)目隨換料工作的時(shí)間進(jìn)程不同而有所區(qū)別。為便于分析，保守認(rèn)為一旦進(jìn)入換料冷停堆工況，所有燃料組件均位于乏燃料水池中。

2 始發(fā)事件分析

乏燃料水池的潛在風(fēng)險(xiǎn)主要有兩方面：1）喪失冷卻能力，乏燃料水池水溫持續(xù)升高，水池發(fā)生沸騰，水池水位由于蒸發(fā)而下降，導(dǎo)致乏燃料元件裸露；2）乏燃料水池泄漏，水池水位持續(xù)下降，沒有補(bǔ)水或補(bǔ)水能力不夠?qū)е路θ剂显懵丁?/p>

事故后的緩解措施主要是恢復(fù)冷卻或進(jìn)行補(bǔ)水。因此，在分析中將導(dǎo)致乏燃料水池水位下降（超出正常補(bǔ)水能力范圍）或冷卻手段喪失的事故作為始發(fā)事件進(jìn)行分析。具體始發(fā)事件清單列于表2［2-3］。

表2 PSA始發(fā)事件列表Table 2 List of PSA initiating event

3 事故序列定量化

本次分析定義燃料損壞狀態(tài)為：乏燃料水池的水位持續(xù)下降，最終乏燃料元件裸露而導(dǎo)致放射性釋放。

根據(jù)一級(jí)內(nèi)部事件概率安全評(píng)價(jià)的技術(shù)要素及分析方法，選取8組始發(fā)事件，建立17棵事件樹，其中有99個(gè)導(dǎo)致燃料元件損壞的事件序列，177個(gè)導(dǎo)致乏燃料水池發(fā)生沸騰的事件序列。定量計(jì)算得到乏燃料水池總的燃料元件損壞頻率（FDF）為2.24×10-7堆-1·年-1，乏燃料水池發(fā)生沸騰的頻率為7.95×10-4堆-1·年-1，其結(jié)果列于表3～5。

表3 不同POS及始發(fā)事件下的FDFTable 3 Fuel damage frequency at different POSs and initiating events

表4 支配性序列下的FDFTable 4 FDF of dominant event sequence

表5 導(dǎo)致燃料元件損壞的支配性最小割集Table 5 Dominant minimum cutsets of fuel damage

從始發(fā)事件的角度而言，PTR系統(tǒng)大漏是導(dǎo)致燃料元件損壞的最主要因素，約占總?cè)剂显p壞頻率的32.14%。在這種事故情況下，PTR系統(tǒng)無法向乏燃料水池提供冷卻，水池水裝量也會(huì)由于破口的存在而不斷流失。另外，喪失廠外電對(duì)燃料元件損壞頻率的貢獻(xiàn)也很大，其中，在POSR下喪失廠外電導(dǎo)致的風(fēng)險(xiǎn)約為1.47×10-8堆-1·年-1。這主要是由于電廠換料大修進(jìn)展至反應(yīng)堆換料水池滿水開始卸料后，對(duì)主變壓器和輔助變壓器依次隔離，實(shí)施檢修，隔離時(shí)間幾乎跨越整個(gè)換料停堆運(yùn)行狀態(tài)，造成主變壓器和輔助變壓器試驗(yàn)維修不可用度較高，進(jìn)而導(dǎo)致喪失廠外電類始發(fā)事件的頻率較高。

POSN的持續(xù)時(shí)間遠(yuǎn)長(zhǎng)于POSR，是主要的風(fēng)險(xiǎn)貢獻(xiàn)工況。但由于POSR下電廠會(huì)進(jìn)行大量的隔離、檢修（如主變壓器、輔助變壓器的隔離檢修，RRI／SEC兩列進(jìn)行隔離、鑒定，應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)A／B列實(shí)施主隔離等），單位時(shí)間內(nèi)燃料元件的損壞風(fēng)險(xiǎn)遠(yuǎn)高于POSN下的損壞風(fēng)險(xiǎn)。

乏燃料水池事故后的報(bào)警信號(hào)不能觸發(fā)自動(dòng)動(dòng)作，主要依靠操縱員手動(dòng)操作來恢復(fù)乏燃料水池的冷卻或向乏燃料水池補(bǔ)水，因此，從支配性事件序列和支配性最小割集的結(jié)果可看出，在乏燃料水池事故后，人因失誤對(duì)燃料元件的風(fēng)險(xiǎn)貢獻(xiàn)明顯增加，支配性事件序列及支配性最小割集中均包含了人員操作失誤的貢獻(xiàn)。

4 改進(jìn)項(xiàng)影響分析

4.1 增設(shè)應(yīng)急補(bǔ)水管線

考慮福島核事故的經(jīng)驗(yàn)反饋，福建福清核電廠一期工程擬在原有補(bǔ)水措施的基礎(chǔ)上再增加1條應(yīng)急補(bǔ)水管線。即敷設(shè)1條從燃料廠房外到乏燃料水池的應(yīng)急補(bǔ)水管線，燃料廠房外留有標(biāo)準(zhǔn)接管，以便在緊急情況下，使用臨時(shí)泵或消防車等補(bǔ)水設(shè)備為乏燃料水池補(bǔ)水。圖3示出應(yīng)急補(bǔ)水方案流程示意圖。

圖3 應(yīng)急補(bǔ)水方案示意圖Fig.3 Schematic of emergency makeup

在運(yùn)行人員無法從PTR系統(tǒng)、核島除鹽水分配（SED）系統(tǒng)或核島消防（JPI）系統(tǒng)獲得應(yīng)急補(bǔ)水時(shí)，采用本方案設(shè)置的管道和設(shè)備為乏燃料水池補(bǔ)水。

在模型中考慮應(yīng)急補(bǔ)水措施后，乏燃料水池總FDF為5.88×10-9堆-1·年-1，圖4示出考慮應(yīng)急補(bǔ)水手段前后POS及始發(fā)事件下FDF的變化。

圖4 POS（a）和始發(fā)事件（b）下考慮應(yīng)急補(bǔ)水的FDF比較Fig.4 Comparison of FDF considering emergency makeup by POS（a）and initiating events（b）

從始發(fā)事件角度而言，除大載重下落導(dǎo)致乏燃料水池的結(jié)構(gòu)遭到嚴(yán)重破壞或?qū)е氯剂显冃巍p壞的風(fēng)險(xiǎn)［4］未改變外，其他始發(fā)事件在考慮應(yīng)急補(bǔ)水手段后導(dǎo)致的燃料元件損壞頻率大幅降低。

在SED系統(tǒng)或JPI系統(tǒng)提供乏燃料水池補(bǔ)水失敗的情況下，增加應(yīng)急補(bǔ)水手段明顯降低了事故后燃料元件損壞風(fēng)險(xiǎn)，燃料元件損壞頻率由2.24×10-7堆-1·年-1降至5.88× 10-9堆-1·年-1，增加應(yīng)急補(bǔ)水管線是防止乏燃料水池內(nèi)燃料元件裸露的一項(xiàng)重要改進(jìn)項(xiàng)，這對(duì)提高乏燃料水池的安全性、降低燃料元件損壞頻率具有非常重要的意義。

4.2 增設(shè)液位及溫度連續(xù)測(cè)量裝置

在福建福清核電廠一期工程PTR系統(tǒng)原有的設(shè)計(jì)中，對(duì)乏燃料水池狀態(tài)的液位監(jiān)測(cè)設(shè)有兩個(gè)液位開關(guān)，信號(hào)送至主控室進(jìn)行高、低液位報(bào)警。日本福島核事故后，為增強(qiáng)對(duì)乏燃料水池狀態(tài)的監(jiān)測(cè)能力，在保持原有測(cè)量通道不變的情況下，采用美國(guó)FCI公司FCI-CL86連續(xù)液位及溫度檢測(cè)儀表（系統(tǒng)），增設(shè)液位及溫度連續(xù)測(cè)量裝置。

溫度、液位報(bào)警設(shè)置列于表6。

表6 改進(jìn)后乏燃料水池溫度、液位報(bào)警設(shè)置Table 6 Set of temperature and level for modified spent fuel pool alarm signal

增加液位連續(xù)監(jiān)測(cè)裝置后，POSR下，一回路發(fā)生LOCA導(dǎo)致燃料元件損壞頻率由1.22× 10-8堆-1·年-1降至5.70×10-9堆-1·年-1（圖5）。

圖5 液位連續(xù)監(jiān)測(cè)裝置對(duì)始發(fā)事件下FDF變化的比較Fig.5 Comparison of FDF considering modified water temperature／level monitor by initiating events

此外，乏燃料水池原有設(shè)計(jì)中的液位開關(guān)為非安全級(jí)設(shè)備，無抗震要求，在發(fā)生地震等外部災(zāi)害的情況下，無法監(jiān)測(cè)乏燃料水池的液位。而增設(shè)的液位連續(xù)測(cè)量裝置滿足抗震要求，事故后能實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)乏燃料水池液位，增強(qiáng)了對(duì)乏燃料水池狀態(tài)的監(jiān)測(cè)能力。

這一改進(jìn)項(xiàng)有助于操縱員及時(shí)了解事故進(jìn)展，實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)乏燃料水池事故后的狀態(tài)，特別是在發(fā)生地震等外部災(zāi)害的情況下對(duì)乏燃料水池液位的連續(xù)監(jiān)測(cè)，有助于操縱員及時(shí)采取補(bǔ)水手段。

5 小結(jié)

1）福建福清核電廠一期工程功率運(yùn)行和停堆工況下一級(jí)內(nèi)部事件PSA的堆芯損壞頻率為1.18×10-5堆-1·年-1，乏燃料水池功率運(yùn)行和停堆工況下一級(jí)內(nèi)部事件PSA的燃料元件損壞頻率為2.24×10-7堆-1·年-1，約為堆芯損壞頻率的2%，說明乏燃料水池燃料元件損害的風(fēng)險(xiǎn)相較堆芯而言較小。

2）PTR系統(tǒng)大漏和喪失廠外電是主要的風(fēng)險(xiǎn)貢獻(xiàn)始發(fā)事件，特別是在換料工況下，喪失廠外電導(dǎo)致的風(fēng)險(xiǎn)很大。

3）在實(shí)施改進(jìn)項(xiàng)后，乏燃料水池的風(fēng)險(xiǎn)水平明顯降低，增加應(yīng)急補(bǔ)水管線和液位連續(xù)測(cè)量裝置對(duì)提高乏燃料水池的安全性、降低燃料元件損壞頻率具有非常重要的意義。

4）由支配性事件序列和最小割集分布可知：人員動(dòng)作是緩解乏燃料水池事故風(fēng)險(xiǎn)的關(guān)鍵操作，降低人誤能有效提高乏燃料水池的安全性。

［1］ ANS.Low-power and shutdown PRA methodology standard draft［S］.USA：ANS，2005.

［2］ NRC.Operating experience feedback report：Assessment of spent fuel cooling，NUREG-1275［R］.USA：NRC，1997.

［3］ NRC.Loss of spent fuel pool cooling PRA：Model and results，INEL-96／0334［R］.USA：NRC，1996.

［4］ NRC.Control of heavy loads at nuclear power plants，NUREG-0612［R］.USA：NRC，1980.

Spent Fuel Pool Probability Safety Assessment of Fujian Fuqing Phase 1 Nuclear Power Plant

LI Lin
（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing100840，China）

Spent fuel pool probability safety assessment（PSA）for Fujian Fuqing Phase 1Nuclear Power Plant was studied.PSA for different internal initiating events to be possible to threaten the safety of spent fuel pool was conducted to evaluate the risk of fuel damage in spent fuel pool.The designs of improvement including emergency makeup and continuous level monitor were also evaluated.The result shows that comparing with traditional design，implementation of the improvement can significantly reduce the fuel damage risk of spent fuel pool.

spent fuel pool；probability safety assessment；internal initiating event；emergency makeup；continuous level monitor

TL334

A

1000-6931（2014）02-0285-06

10.7538／yzk.2014.48.02.0285

2012-11-16；

2013-06-18

李 琳（1985—），女，陜西渭南人，工程師，從事概率安全分析研究