AP1000核電廠乏燃料貯存安全性分析

梁 瀟，夏唐斌，初 陽，李忠全

（1.山東核電有限公司，煙臺 265116；2.上海交通大學(xué)，上海 200240；3.三門核電有限公司，臺州 317109）

AP1000核電廠乏燃料貯存安全性分析

梁 瀟1，夏唐斌2，初 陽3，李忠全1

（1.山東核電有限公司，煙臺 265116；2.上海交通大學(xué)，上海 200240；3.三門核電有限公司，臺州 317109）

福島事故暴露出了二代沸水堆乏燃料組件貯存的安全問題。本文比較了三代AP1000核電技術(shù)與二代沸水堆技術(shù)在乏燃料貯存方面的差異。AP1000核電廠乏燃料水池冷卻系統(tǒng)運用先進(jìn)的非能動設(shè)計，通過多種補水方式和補水水源以及沸水蒸汽排放控制等措施可有效地解決福島事故中存在的問題，保障了乏燃料組件貯存的安全性。

乏燃料；貯存；福島核事故；AP1000；事故分析

2011年3月，福島事故中，福島第一核電廠4、5、6號機組在發(fā)生地震前已經(jīng)安全停堆并進(jìn)入定期檢修狀態(tài)，地震發(fā)生時，地震疊加海嘯災(zāi)害令福島核電廠全廠斷電（失去所有廠外電源和備用柴油發(fā)電機應(yīng)急電源），導(dǎo)致乏燃料組件失去冷卻，4、5、6號機組的乏燃料水池溫度上升，其中4號機組的乏燃料水池更是兩度出現(xiàn)火情，并發(fā)生氫氣爆炸［1］。由于乏燃料水池位于安全殼之外，發(fā)生爆炸后，沒有鋼制安全殼的保護(hù)，更容易發(fā)生放射性物質(zhì)的泄漏。

福島核電廠乏燃料廠房的氫氣爆炸事故，暴露了二代沸水堆核電廠安全上存在的薄弱環(huán)節(jié)，也引起了人們對乏燃料儲存安全性的高度關(guān)注。本文首先分析了福島核電廠在乏燃料貯存安全方面存在的薄弱點，并假定在與福島事故相同嚴(yán)重的事故條件下，分析了三代AP1000核電技術(shù)的優(yōu)越性，對比總結(jié)出三代AP1000核電相對福島核電廠二代沸水堆所具有的先進(jìn)性，因之更能保障乏燃料組件的安全貯存。

1 福島核電廠乏燃料廠房爆炸事故起因及描述

福島第一核電廠共有6臺機組，每臺機組單獨配置1個乏燃料水池，此外6臺機組還有1個共用的乏燃料水池。發(fā)生事故時水池中貯存的乏燃料組件數(shù)量見表1。

表1 福島第一核電廠乏燃料水池乏燃料貯存情況［2］Tab le 1 Spent fuelstorage in spent fuelpoolof Fukushima Daiichinuclear power plant

從表中可以看出，4號機組乏燃料水池中在事故前貯存的乏燃料組件為1 535盒，為6個機組中貯存乏燃料最多的，乏燃料水池中產(chǎn)生的衰變熱也是最大的。4號機組乏燃料水池是福島核電廠最典型的乏燃料水池，其中4號反應(yīng)堆的所有核燃料（包括換料大修時卸出的燃料和前期儲存的乏燃料）都存放在該乏燃料水池中，占儲存總?cè)萘康?7%，新放入燃料組件的衰變熱高于先前存放的乏燃料組件的衰變熱，所以我們采用4號機組作為代表，對福島沸水堆核電廠的乏燃料貯存安全性進(jìn)行分析。沸水堆系統(tǒng)結(jié)構(gòu)及布置如圖1所示。

圖1 福島核電廠系統(tǒng)布置Fig.1 System arrangementof Fukushima nuclear power plant

4號機組參數(shù)見表2。

表2 4號機組參數(shù)Table2 Parametersof unit4

乏燃料衰變熱的導(dǎo)出方式是強迫對流或蒸發(fā)沸騰，所需維持條件是持續(xù)泵送或補水［3］。在福島事故中由于地震造成全廠失電，備用柴油發(fā)電機工作了1個多小時后，地震引發(fā)的海嘯使備用柴油發(fā)電機浸水而失效，從而導(dǎo)致乏燃料水池補水泵不能工作，失去了補水水源，乏燃料水池的冷卻功能喪失。失去冷卻能力后，由于乏燃料組件釋放衰變熱，乏燃料水池水溫開始升高，進(jìn)而沸騰蒸發(fā)，使得乏燃料水池水位下降，由于缺乏補水乏燃料水池水位持續(xù)下降，最終導(dǎo)致乏燃料組件暴露在空氣中。當(dāng)燃料棒過熱到1600℃以上時，發(fā)生“鋯水反應(yīng)”產(chǎn)生了氫氣［4］。由于老式的二代沸水堆沒有除氫裝置，氫氣積聚在廠房頂部，引起了爆炸，造成放射性物質(zhì)泄漏，其中I、Cs、Xe、K r等氣載放射性核素或放射性氣體可以通過呼吸道進(jìn)入人體造成內(nèi)照射［5］。

在整個福島事故過程中，暴露出了二代沸水堆核電技術(shù)存在以下安全缺陷。

（1）乏燃料水池的補水和冷卻形式較單一，過度依賴能動部件的作用。在失去交流電源后，這些部件失效，不能維持對乏燃料水池的補水和冷卻。福島核電廠預(yù)先設(shè)計了4種供電方式：自身供電系統(tǒng)供電、外部電網(wǎng)供電、應(yīng)急柴油發(fā)電機供電以及蓄電池供電。地震造成福島核電廠失去了自身供電系統(tǒng)和外部電網(wǎng)兩種供電方式，雖然福島第一核電廠的6臺機組共有13臺備用柴油發(fā)電機，并且各機組備用柴油發(fā)電機之間可以互為備用，但是地震引發(fā)的海嘯使廠內(nèi)所有備用柴油發(fā)電機浸水，失去供電能力［6］。蓄電池也在短時間內(nèi)耗盡電力。并且由于人因和其他等方面原因，4號機交流電源在11天之后才恢復(fù)正常，喪失了所有交流電源的福島核電廠就失去了對乏燃料水池的冷卻和補水能力。因此，缺少對乏燃料水池其他有效的冷卻和補水手段，這是二代沸水堆最明顯的技術(shù)安全缺陷。

（2）淡水儲存容量較少，缺乏足夠的冷卻用的淡水。福島核電廠沸水反應(yīng)堆，其冷卻劑為淡水。向反應(yīng)堆注入硼酸或海水，會腐蝕反應(yīng)堆，可能導(dǎo)致反應(yīng)堆報廢。儲存的淡水都用于事故后反應(yīng)堆的補水，在設(shè)計上沒有充分考慮預(yù)留向乏燃料水池補水的淡水或者硼水水源［7］。

（3）乏燃料水池位置在建筑物的上層，高度約30m～40m，發(fā)生事故后，對乏燃料水池的補水和冷卻具有一定的困難，由于沒有向乏燃料水池補水的接口，消防車只能直接將水噴入4號機組的乏燃料水池，這樣補水的效率非常低。

（4）乏燃料水池缺少相關(guān)控制儀表，無法在事故發(fā)生的最初幾天確定乏燃料水池的水位［8］。運行人員在復(fù)雜的事故情況下無法確認(rèn)乏燃料水池的水位狀態(tài)，直到停堆檢修的4號機組乏燃料水池頂部廠房發(fā)生爆炸，才分析得出乏燃料水池的冷卻可能不足，水位下降，致使乏燃料組件暴露在空氣之中，燃料組件熾熱，發(fā)生“鋯水反應(yīng)”產(chǎn)生氫氣，引發(fā)氫爆的結(jié)論。

（5）二代沸水堆核電廠沒有消氫裝置，不能及時消除在安全殼內(nèi)或者乏燃料水池內(nèi)聚積的大量氫氣。這些氫氣聚積在廠房內(nèi)部，當(dāng)達(dá)到一定濃度并遇到明火時就會發(fā)生爆炸，對安全殼和廠房完整性構(gòu)成威脅。

2 福島事故條件下AP1000核電廠乏燃料貯存安全性分析

2.1 事故初始條件假設(shè)

假設(shè)AP1000核電廠發(fā)生如福島事故4號機相同條件下的事故，采用選取保守模型和參量的方法進(jìn)行分析［9］。

初始條件如下。

（1）發(fā)生了10級地震，并且失去廠內(nèi)外所有交流電源，備用柴油發(fā)電機不可用。

（2）交流電源在11天后才恢復(fù)可用。

（3）剛剛完成整堆芯換料操作，停堆150 h后整個堆芯移入乏池中，乏池內(nèi)有保存15年的乏燃料組件加上一次44%換料乏燃料組件再加本次100%的堆芯燃料組件（此條件已基本達(dá)到AP1000機組設(shè)計上乏燃料水池貯存能力的100%，與福島4號機組事故時達(dá)到設(shè)計上97%乏燃料組件貯存能力相符）。

2.2 事故分析

在假定事故發(fā)生條件下，由于失去所有交流電源，且備用柴油發(fā)電機不可用，所以AP1000核電廠正常的2個乏燃料水池冷卻泵不可用，再加上發(fā)生強烈地震，所以只考慮抗震I類設(shè)備可用。在此條件下，乏燃料水池（SFP）失去正常冷卻，乏燃料水池水溫開始上升，并最終達(dá)到飽和沸騰。乏燃料水池安全相關(guān)補水邏輯如圖2所示。

圖2 乏燃料水池安全相關(guān)補水邏輯圖Fig.2 Logic diagram of spent fuel pool safety related makeup water source

基于假設(shè)條件下乏燃料水池內(nèi)燃料組件的時均衰變熱功率約為17MW［10］，乏燃料水池池水升溫到飽和狀態(tài)所需的時間為t，則可按式（1）計算積累的衰變熱［11］：

Q（t）=q×t=M×（Hs-H0） （1）

式中，q為時均衰變熱功率，W；M為乏燃料水池總有效水量，kg；Hs為池水飽和狀態(tài)焓值，J·kg-1；H0為池水初始焓值，J·kg-1；Q（t）為t時間內(nèi)乏燃料水池中積累的衰變熱，J。

乏燃料水池沸騰后，其沸騰蒸發(fā)速率f（m3·h-1）可用式（2）計算：

f=3 600q/（Qs×ρ） （2）

式中，Qs為池水蒸發(fā)潛熱，J·kg-1；ρ為池水密度（飽和狀態(tài)），kg·m-3。

沸騰情況下的補水速率至少應(yīng)等于蒸發(fā)速率，才能維持池水液位，保證乏燃料不裸露。根據(jù)式（1）和式（2），可以計算出事故工況下乏燃料水池安全相關(guān)補水水源的飽和用時和各水池水量蒸干的時間［12］。乏燃料水池安全相關(guān)補水水源計算參數(shù)及計算結(jié)果見表3。

表3 乏燃料水池安全相關(guān)補水水源參數(shù)Table 3 Param eters of safety related water source for spent fuelpool

根據(jù)計算可以得出，在福島事故條件下，乏燃料水池會在事故發(fā)生后9 h左右達(dá)到飽和并沸騰，然后手動打開相關(guān)閥門，從非能動安全殼冷卻水箱（PCCWST）向乏池補水。通過補水可以保證6天內(nèi)乏燃料水池水位正常；當(dāng)非能動安全殼冷卻水箱內(nèi)水源用盡時，繼續(xù)通過乏燃料容器沖洗井（CWP）進(jìn)行非能動的重力補水。非能動安全殼冷卻水箱能提供約6h的乏燃料冷卻；之后通過乏燃料容器裝載井（CLP）進(jìn)行非能動的重力補水。乏燃料容器裝載井能提供19 h的乏燃料組件冷卻。在大約7、8天后，乏燃料水池水位降至乏燃料組件頂部。安全相關(guān)水源向乏燃料水池補水體積達(dá)3402m3，在失去所有交流電源的情況下，通過非能動的重力補水可以維持乏燃料組件在事故后7、8天內(nèi)不裸露。

表4 乏燃料水池水位時間變化表Table4 Timevariation ofwater levelof spent fuelpool

7、8天之后，我們可以利用非能動安全殼輔助冷卻水箱或者通過與非能動安全殼冷卻系統(tǒng)（PCS）相連的消防系統(tǒng)（FPS）或者除鹽水儲存系統(tǒng)（DWS）作為水源，向乏燃料水池繼續(xù)補水。在沒有交流電源的情況下，我們可以利用如消防水車等臨時設(shè)備，通過非能動安全殼輔助冷卻水箱和便攜泵接口，向乏燃料水池進(jìn)行補水。這樣可以長時間維持乏燃料組件包殼的完整性［13］。在假想的更為嚴(yán)重的事故條件下，我們還可以通過向乏燃料組件噴淋冷卻水來防止乏燃料組件包殼融化，此外還可以通過臨時手段向乏燃料水池噴淋冷卻水，噴淋水來自消防系統(tǒng)柴油消防泵供水、非能動安全殼輔助冷卻水箱和可移動便攜泵補水（如圖3所示）。乏燃料水池東西兩側(cè)墻體上布置有兩列冗余的噴淋管嘴，來自東側(cè)噴淋管嘴的噴淋水可以由消防系統(tǒng)柴油消防泵、便攜水泵或非能動安全殼輔助冷卻水箱輸送，冷卻水能夠通過重力從非能動安全殼輔助冷卻水箱注入東側(cè)噴淋管嘴；西側(cè)噴淋管嘴的噴淋水來自消防系統(tǒng)柴油消防泵或者便攜水泵。

圖3 乏燃料水池噴淋管線示意圖Fig.3 The spray pipelines of spent fuel pool

2.3 AP1000核電廠乏燃料貯存的先進(jìn)性

2.3.1 多樣化的非能動補水方式

AP1000核電廠乏燃料水池在設(shè)計上特有的非能動安全相關(guān)補水水源有3個：非能動安全殼輔助冷卻水箱、乏燃料容器沖洗井和乏燃料容器裝載井。另外還可利用非能動安全殼輔助冷卻水箱、臨時補水接口、除鹽水系統(tǒng)水源以及消防系統(tǒng)水源向非能動安全殼輔助冷卻水箱補水。在事故發(fā)生72 h后，還能夠通過由消防系統(tǒng)柴油消防泵、便攜水泵或非能動安全殼輔助冷卻水箱以噴淋的方式向乏燃料水池補水。補水方法多樣化，并且能夠在72 h之內(nèi)以非能動的方式進(jìn)行重力補水，有效地保證了乏燃料組件的安全性［14］。

2.3.2 多種補水水源

在設(shè)計上，乏燃料容器沖洗井和乏燃料容器裝載井為AP1000核電廠乏燃料水池專用的非能動補水水源，而非能動安全殼輔助冷卻水箱在堆芯燃料組件衰變熱小于6MW時，亦可以用于乏燃料水池的補水。通過設(shè)計合理的補水邏輯，在各種情況下非能動補水水源可保證乏燃料組件在72h內(nèi)不會暴露在空氣中。

2.3.3 乏燃料水池位置布局合理并預(yù)留了補水接口

AP1000乏燃料水池位于輔助廠房，位置低于非能動安全殼輔助冷卻水箱、乏燃料容器沖洗井和乏燃料容器裝載井，安全水源依靠重力就可以進(jìn)行補水［15］。乏燃料水池預(yù)留了兩處補水接口，一處為與非能動安全殼輔助冷卻水箱連接的臨時補水接口；另一處為乏燃料水池噴淋的便攜泵臨時補水接口，可以在失去所有交流電源的情況下，利用移動設(shè)備向乏燃料水池補水。相對于福島事故中通過噴水車灑水，補水效率要高很多。

2.3.4 乏燃料水池裝有液位探測裝置

當(dāng)乏燃料水池水位降低時，液位探測裝置發(fā)出報警信號，并顯示在主控室中，以提醒操作員及時采取補水措施；當(dāng)乏燃料水池液位降到一定程度時時會自動觸發(fā)燃料池冷卻系統(tǒng)（SFS）安全殼隔離閥關(guān)閉大的乏燃料水池泄漏可由輔助廠房放射性地坑液位或放射性疏水系統(tǒng)地坑液位探測。乏燃料水池的熱容使得操作員有足夠的時間去定位和修復(fù)泄漏。

2.3.5 乏燃料水池沸水蒸汽排放控制

乏燃料水池表面蒸發(fā)出來的水蒸氣會使環(huán)境溫度上高，當(dāng)環(huán)境溫度達(dá)到73.9℃時，位于燃料操作區(qū)域的釋放擋板自動打開（擋板依靠非能動的溫度作用打開，正常運行期間，擋板依靠可承受足夠負(fù)荷的可熔性連接保持原位；當(dāng)環(huán)境空氣溫度達(dá)到73.9℃時，可熔連接從擋板脫離從而打開擋板），將燃料操作區(qū)域中乏燃料水池蒸發(fā)產(chǎn)生的蒸汽排出，維持乏燃料貯存區(qū)域的壓力接近大氣壓力，釋放擋板提供一個合適的氣載廢物的疏散通道，盡量減小主控室操縱員的受照劑量。

3 總結(jié)

在與福島事故相同的條件下，AP1000三代核電廠能夠通過非能動、多樣化的乏燃料水池冷卻和補水手段，有效地保證乏燃料組件貯存的安全，相比于福島第一核電廠二代沸水堆技術(shù)，AP1000核電廠在技術(shù)和設(shè)計上有了很大的進(jìn)步，二代沸水堆技術(shù)中暴露出的問題在AP1000核電中基本都得到了很好的解決，對乏燃料貯存具有更高的安全性。

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Safety Analysisof Spent FuelStorageofAP1000Nuclear Power Plant

LIANGXiao1，XIA Tangbin2，CHUYang3，LIZhongquan1
（1.ShandongNuclearPowerCompany，Yantai265116，China；2.Shanghai Jiao TongUniversity，Shanghai200240，China；3.Sanmen NuclearPowerCompany，Taizhou317109，China）

The safety problems of spent fuel assembly storage of the second generation of nuclear power plant（NPP），such asBoilingW ater Reactor（BWR），havebeen exposed under the Fukushima nuclear accident.The paper compared the difference between AP1000 NPP as the third generation of NPP and Fukushima BWR plantas thesecond generation ofNPP.AP1000 spent fuelpoolcooling system using theadvanced and passive design，such asvariousmethodsofwater supply，adequatewater sourceand steam release controletc.，can effectively solve theseproblemsand keep thespent fuelassembly safeunder the same condition of FukushimaNuclear Accident.So itis concluded that the spent fuelassembly storageof AP1000 NPP ismoreadvanced and safer.

spent fuel；storage；Fukushimanuclear accident；AP1000；safety analysis

TL93

：A

：1672-5360（2015）03-0090-05

2015-03-09

2015-06-10

中國博士后科學(xué)基金面上資助項目，項目編號No.2014M 561465

梁 瀟（1988—），女，陜西西安人，助理工程師/大學(xué)本科，能源與動力工程專業(yè)，現(xiàn)主要從事核電廠計劃管理工作