核電廠地震自動停堆系統(tǒng)設(shè)計研究

畢道偉

（上海核工程研究設(shè)計院，上海 200233）

0 引言

在地震條件下，核電廠的系統(tǒng)、設(shè)備和構(gòu)筑物有可能受到損壞，進而影響核電廠的安全運行，因此核電廠一般均配備了地震監(jiān)測系統(tǒng)，通過對地震動數(shù)據(jù)進行采集、分析后通知操縱員進行相關(guān)地震響應(yīng)操作。雖然地震監(jiān)測系統(tǒng)在核電廠設(shè)計中一般屬于強制要求，但是目前我國以及國際上在役及在建的多數(shù)核電站并不具備地震自動停堆功能。事實上，除從俄羅斯引進的田灣核電站外，我國商用核電站均未設(shè)置地震自動停堆系統(tǒng)（ASTS）。

日本福島事故發(fā)生后，核電廠在地震條件下的安全性引起了廣泛關(guān)注。作為福島事故的重要經(jīng)驗教訓(xùn)，許多國家都強調(diào)提升核電廠抗震設(shè)防及地震次生災(zāi)害的應(yīng)對。與核電廠抗震設(shè)防密切相關(guān)的地震自動停堆問題也得到了更多的探討和關(guān)注。2011年5月國際原子能機構(gòu)（IAEA）核電廠儀控工作組（TWG-NPPIC）會議上，建議重點考慮增設(shè)ASTS系統(tǒng)以應(yīng)對超設(shè)計基準的嚴重事故。印度、韓國等國在開展安全檢查后，也建議增設(shè)ASTS系統(tǒng)作為安全改進措施。

我國核安全監(jiān)管機構(gòu)也針對國內(nèi)核電廠抗震設(shè)計提出了新的更高要求。我國《新建核電廠安全要求》中提出新建核電廠宜設(shè)置地震自動停堆系統(tǒng)。在石島灣CAP1400示范項目安審中，也要求設(shè)計方增設(shè)地震自動停堆系統(tǒng)。

我國此前并無大型核電廠ASTS系統(tǒng)自主設(shè)計的經(jīng)驗，缺乏相關(guān)的法規(guī)標準，為增設(shè)ASTS這一安全改進措施的實施帶來了一定的困難。國際上不少國家和地區(qū)已有ASTS工程實踐的成功經(jīng)驗，因此本文對國際上已有ASTS設(shè)計進行了分析，并結(jié)合國際原子能機構(gòu)相關(guān)要求，對我國ASTS設(shè)計需考慮的若干關(guān)鍵問題進行了研究并提出了若干建議，以期為我國核電廠ASTS系統(tǒng)的設(shè)計、制造和監(jiān)管提供參考。

1 地震監(jiān)測系統(tǒng)

地震是影響核電廠安全運行的重要因素，為保證電廠安全運行和震后對核電站安全性能的評價，根據(jù)有關(guān)法規(guī)規(guī)定，核電站必須設(shè)置地震儀表，以監(jiān)測地震動和抗震I類構(gòu)筑物等的響應(yīng)。

不同標準對地震儀表的設(shè)計要求可能略有不同，但總體上差異不大[1,2]。根據(jù)我國能源行業(yè)標準NB/T 20076[2]，核電廠至少應(yīng)在如下位置布置測點：1）自由場；2）安全殼基礎(chǔ)；3）安全殼內(nèi)一個構(gòu)筑物的兩個不同標高；4）與安全殼構(gòu)筑物的地震動反應(yīng)不同的、獨立的、抗震I類構(gòu)筑物基礎(chǔ)；5）上述獨立抗震I類構(gòu)筑物的一個標高。

無論發(fā)生何種地震，只要傳感器監(jiān)測的地震動水平超出預(yù)設(shè)閾值，就將觸發(fā)記錄儀開始記錄地震數(shù)據(jù)，并向主控制室發(fā)出“地震觸發(fā)”報警。主控制室運行人員接到報警后將啟動地震響應(yīng)程序。相關(guān)人員將在機柜處利用自由場傳感器數(shù)據(jù)，利用專用軟件計算反應(yīng)譜和累計絕對速度（CAV），當滿足相關(guān)準則時向主控制室發(fā)出“超過運行基準地震（OBE）”報警。此報警發(fā)出后，主控制室操縱員將按照相關(guān)的規(guī)程執(zhí)行手動停堆操作。

目前我國絕大多數(shù)核電廠僅安裝了地震監(jiān)測系統(tǒng)，因此地震情況下只能由操縱員根據(jù)相關(guān)的報警信號執(zhí)行手動停堆。

2 現(xiàn)有ASTS設(shè)計情況

國際上一些國家基于各種考慮因素，或早或晚地設(shè)計并安裝了ASTS系統(tǒng)。下面對典型的ASTS系統(tǒng)設(shè)計進行介紹。

2.1 日本[3,4]

日本位于環(huán)太平洋火山地震帶，板塊相互擠壓導(dǎo)致地震頻發(fā)。因此日本的核電站從選址、設(shè)計和建造過程均格外關(guān)注地震對核電站安全性的影響。日本經(jīng)濟產(chǎn)業(yè)?。∕ETI）第62號條例規(guī)定，每個核電機組必須安裝ASTS。日本福島事故分析表明，在事故發(fā)生以前ASTS已自動觸發(fā)并使反應(yīng)堆停堆。

由于ASTS系統(tǒng)在日本應(yīng)用較早，因此大部分是模擬系統(tǒng)。ASTS為安全級系統(tǒng)，通過三軸向加速度傳感器獲取地震動信號，在機柜中進行濾波、定值器邏輯和表決邏輯處理。若信號超過整定值，則發(fā)送至反應(yīng)堆保護系統(tǒng)，觸發(fā)停堆。根據(jù)日本電氣協(xié)會4601準則，ASTS整定值通常設(shè)置為0.9S1。

2.2 俄羅斯[3]

俄羅斯設(shè)計的核電站都設(shè)置了工業(yè)抗震保護系統(tǒng)（IAPS）。該系統(tǒng)是反應(yīng)堆保護系統(tǒng)的一部分，因此是安全級系統(tǒng)。

IAPS的主要功能是：1）記錄地震對反應(yīng)堆裝置的影響；2）當?shù)卣鸪^設(shè)定閾值時產(chǎn)生離散信號發(fā)送到反應(yīng)堆保護系統(tǒng)，生成自動保護停堆信號；3）產(chǎn)生切斷工藝設(shè)備的信號（環(huán)吊、換料機、運輸車）；4）在地震前、地震期間和地震后，記錄并顯示X，Y和Z軸方向的加速度值。

2.3 美國[3-5]

美國有兩座核電站安裝了ASTS系統(tǒng)，均在加利福尼亞州，分別是迪亞部落峽谷核電站和圣奧諾弗雷核電站。事實上，這兩座電站安裝ASTS并非美國核管會（USNRC）的要求，而是反應(yīng)堆安全咨詢委員會（ACRS）基于安全的考慮建議設(shè)置的。因為當時在核電站廠址附近新發(fā)現(xiàn)了Hosgri斷層，導(dǎo)致修正后的設(shè)計基準地震超出安全級設(shè)備的抗震鑒定水平。

2.4 韓國[6]

2007年7月在日本發(fā)生的里氏6.8級地震對柏崎刈羽核電站造成了重大破壞，韓國核安全監(jiān)管機構(gòu)從中吸取了教訓(xùn)，并基于核電站安全和提升公眾信心的考慮，要求所有核電站安裝ASTS系統(tǒng)。韓國已從2009年9月至2013年1月完成了對國內(nèi)所有在役核電站安裝ASTS的工作。目前韓國國內(nèi)已經(jīng)有26個機組安裝了ASTS。

韓國所有核電站的ASTS均采用統(tǒng)一設(shè)計，安全分級為非1E級。設(shè)置了4個三軸向加速度傳感器，地震信號經(jīng)調(diào)理后發(fā)送到邏輯機柜，在機柜中完成定值器比較及2/4表決，輸出兩路停堆信號分別控制兩臺棒電源機組出口斷路器。

2.5 中國臺灣地區(qū)[3,4]

臺灣地區(qū)位于亞歐板塊和菲律賓海板塊的復(fù)雜交界處，屬于地震頻發(fā)區(qū)。1999年集集（Chi-Chi）地震造成了巨大破壞，促使臺灣當局要求臺灣電力公司所有6臺在役機組加裝ASTS系統(tǒng)。2006年恒春（Hengchun）地震和2007年日本新澙縣6.8級地震后臺灣地區(qū)完成了ASTS系統(tǒng)的最終安裝投運。臺灣地區(qū)ASTS設(shè)計理念與日本較為相似，也是安全級系統(tǒng)，并最終通過觸發(fā)反應(yīng)堆保護系統(tǒng)進行停堆。

2.6 中國大陸[3]

中國大陸的大型核電中，僅田灣核電站設(shè)置了ASTS系統(tǒng)。俄羅斯設(shè)計稱之為工業(yè)抗震保護系統(tǒng)（IAPS）。田灣IAPS具有地震監(jiān)測和地震停堆雙重功能，共設(shè)置14個傳感器，其中8個傳感器涉及停堆保護。8個傳感器分兩組，UJA08米標高安裝4個，分別進入4個保護序列，形成A組2/4的停堆邏輯；UJA22.5米標高安裝4個，形成B組2/4停堆邏輯。每個傳感器都是三軸向傳感器（X,Y,Z），當其中一個軸監(jiān)測到的震動超出設(shè)定的保護閾值后，則向反應(yīng)堆保護系統(tǒng)發(fā)出該序列保護啟動的開關(guān)量信號。

IAPS停堆整定值設(shè)置如下：UJA08米標高處的A組：X=0.1g，Y=0.1g，Z=0.1g。UJA22.5米 標 高 的 B組：X=0.22g，Y=0.25g，Z=0.1g。

2.7 其他國家[5]

意大利不要求核電站設(shè)置地震自動停堆系統(tǒng)，但早期的兩座核電站Latina和Garigliano設(shè)置了ASTS系統(tǒng)。印度兩座核電站Kakrapar和Narora安裝了ASTS。

3 若干關(guān)鍵問題探討

3.1 設(shè)置的必要性

如前所述，國際上僅有部分國家設(shè)置了ASTS系統(tǒng)，且不同國家所采用的安全分級、停堆整定值也不完全相同。這種現(xiàn)狀與IAEA在安全導(dǎo)則NS-G-1.6《核電廠抗震設(shè)計及鑒定》[6]中所持觀點一致。關(guān)于是否設(shè)置ASTS，參考文獻[6]給出了7條準則，其中最主要的兩條如下：

第一條準則指出，是否設(shè)置該系統(tǒng)應(yīng)充分考慮核電廠廠址的地震震級、頻率和持續(xù)時間，對于非地震活躍帶的廠址一般無需設(shè)置地震自動停堆系統(tǒng)。

第二條準則與核電廠的抗震能力有關(guān)，參考文獻[6]指出地震自動停堆系統(tǒng)主要提供額外的保護措施，多數(shù)用在對核電廠抗震設(shè)計基準做修改提升的情況。

綜上，對于非地震活躍帶廠址一般無需設(shè)置ASTS系統(tǒng)。若設(shè)置也主要用于提供額外的保護措施，不承擔安全功能。關(guān)于ASTS的安全功能詳見下節(jié)論述。

3.2 安全功能及分級

安全分級基于物項所執(zhí)行的具體功能，只有提供或支持完成任意一項或多項安全功能所必要且充分的物項才能劃分為安全級。安全功能是基于電廠設(shè)計基準事件（DBE）確定的，用于識別安全級物項的3個基本安全功能是：

1）反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界（RCBP）的完整性。

2）反應(yīng)堆停堆并維持安全停堆狀態(tài)的能力。

3）預(yù)防或緩解事故后果的能力（潛在廠外放射性劑量達到法規(guī)相當值）。

在不設(shè)ASTS系統(tǒng)的情況下，也不影響電廠在DBE條件下保證上述3個安全功能的實現(xiàn)，因此ASTS并非安全級系統(tǒng)。實踐中多數(shù)核電站并未設(shè)置ASTS系統(tǒng)，且現(xiàn)有ASTS設(shè)計中1E級和非1E級并存的情況，也表明ASTS并不執(zhí)行安全功能。

但是，ASTS的具體實施確實會對其安全分級產(chǎn)生連帶影響。例如，俄羅斯和臺灣地區(qū)ASTS接入反應(yīng)堆保護系統(tǒng)，故而設(shè)計為1E級。而韓國ASTS未接入反應(yīng)堆保護系統(tǒng)，故而可設(shè)計為非1E級。

此外，已有運行經(jīng)驗也表明在地震條件下，其他運行工況也可間接觸發(fā)反應(yīng)堆緊急停堆[4]。例如，日本雖然設(shè)置了ASTS系統(tǒng)，但是2003年前的20年未發(fā)生過ASTS觸發(fā)的停堆。此間確曾發(fā)生過若干由地震載荷所致電站運行瞬態(tài)觸發(fā)的停堆。1993年日本本州北部發(fā)生里氏5.8級地震，在距震中30km的女川核電站1號機組產(chǎn)生0.121g的地面加速度。該廠址抗震設(shè)計S1和S2值分別為0.250g和0.375g。地面峰值加速度（PGA）達0.200g時，因中子注量率超過整定值導(dǎo)致反應(yīng)堆緊急停堆。福島事故后不久的2011年8月23日，美國維吉尼亞州發(fā)生里氏5.8級地震，導(dǎo)致靠近諾斯安娜核電站發(fā)生自動停堆。事后分析表明，地震引起中子注量率快速變化，觸發(fā)了反應(yīng)堆保護系統(tǒng)自動停堆。

上述運行事件表明，地震引起的工藝系統(tǒng)瞬態(tài)也可導(dǎo)致某一個或多個保護參數(shù)超過整定值而觸發(fā)反應(yīng)堆緊急停堆。設(shè)置ASTS系統(tǒng)的作用，則是為核電廠提供了額外的縱深防御保護。有研究表明[5]，設(shè)置ASTS系統(tǒng)能縮短停堆系統(tǒng)在地震下的響應(yīng)時間。例如相比汽輪機跳閘或喪失廠外電源等觸發(fā)停堆，ASTS能提前5~20s停堆。這一提前量有助于降低反應(yīng)堆堆內(nèi)余熱、緩解事故或防止事故進一步惡化。

綜上，ASTS不直接執(zhí)行安全功能，而是提供了縱深防御功能為核電廠增加額外保護措施，因此其安全分級應(yīng)為非1E級。為進一步提升ASTS系統(tǒng)的其可靠性，按1E級設(shè)計提高要求是可以的，但這并不意味著其執(zhí)行安全功能。

另外，無論按1E及或非1E級設(shè)計，考慮到其監(jiān)測參數(shù)的特殊性，均應(yīng)按照抗震I類進行設(shè)計。

3.3 停堆參數(shù)及整定值

經(jīng)研究發(fā)現(xiàn)，美國、俄羅斯、日本、韓國、中國臺灣及現(xiàn)有ASTS系統(tǒng)設(shè)計中停堆參數(shù)均選擇了峰值加速度。關(guān)于停堆整定值，不同國家則基于各自不同的考慮，整定的原則略有不同。

在日本整定值分為低觸發(fā)和高觸發(fā)，其中低觸發(fā)整定值約50%S1~90% S1，并以90% S1居多。高觸發(fā)整定值則一般為40%S2~60% S2。

美國核管會（NRC）雖然并無關(guān)于ASTS的強制要求，但是在RG1.166中規(guī)定，當?shù)卣鸪^OBE時應(yīng)手動停閉反應(yīng)堆。

印度核電站ASTS停堆整定值的設(shè)置要求不超過OBE。臺灣地區(qū)核電站ASTS停堆整定值設(shè)置為OBE-0.05g。

田灣核電站IAPS中A組的停堆整定值分別為X=0.1g，Y=0.1g，Z=0.1g。而田灣核電站設(shè)計的OBE為0.1g，因此其整定值對應(yīng)于OBE。而B組傳感器標高較高，考慮了樓面放大，故而整定為： X=0.22g，Y=0.25g，Z=0.1g。

由上可見，各國整定值設(shè)置雖略有差異，但基本都設(shè)置在OBE附近。

3.4 停堆驅(qū)動設(shè)備

基于不同的ASTS設(shè)計方案，可以通過驅(qū)動不同的設(shè)備實現(xiàn)反應(yīng)堆緊急停堆。日本、俄羅斯及中國臺灣地區(qū)的設(shè)計，ASTS停堆信號接入反應(yīng)堆保護系統(tǒng)，因此其輸出信號并不直接送到被驅(qū)動設(shè)備，而是接入反應(yīng)堆保護系統(tǒng)，與其他保護參數(shù)進行邏輯組合后，實現(xiàn)整體符合邏輯判定后，觸發(fā)停堆斷路器觸發(fā)停堆。這種驅(qū)動原理如圖1所示。

韓國ASTS采用了非1E級設(shè)計，因此不同于中國臺灣設(shè)計，ASTS的輸出信號不能直接進入反應(yīng)堆保護系統(tǒng)，也不能直接觸發(fā)反應(yīng)堆停堆斷路器實現(xiàn)緊急停堆。為了切斷控制棒驅(qū)動機構(gòu)線圈的供電，韓國ASTS采用了類似我國ATWS（預(yù)期未能停堆的瞬態(tài)）緩解系統(tǒng)的設(shè)計方案，通過驅(qū)動棒電源機組出口斷路器實現(xiàn)緊急停堆，參見圖2。

具體驅(qū)動何種設(shè)備地震條件下的緊急停堆，取決于ASTS設(shè)計方案及電廠的總體設(shè)計。對非1E級設(shè)計，可考慮通過觸發(fā)棒電源機組出口斷路器實現(xiàn)停堆。

圖1 臺灣ASTS系統(tǒng)架構(gòu)圖Fig.1 Taiwan ASTS system architecture diagram

圖2 韓國ASTS系統(tǒng)架構(gòu)圖Fig.2 Korea ASTS system architecture diagram

4 結(jié)論

我國在役運行的核電站中，除田灣核電站外均為設(shè)置ASTS系統(tǒng)。這些電站利用已有的地震監(jiān)測系統(tǒng)的報警功能，并結(jié)合電站的地震響應(yīng)規(guī)程，對地震事件進行應(yīng)對。當計算表明地震超過OBE的情況下，由操縱員手動操作觸發(fā)反應(yīng)堆停堆。

福島事故后，為了進一步提高核電廠的安全性，我國及其他一些國家提出增設(shè)ASTS系統(tǒng)以應(yīng)對地震導(dǎo)致的事故風險。本文系統(tǒng)總結(jié)了國際上主要國家設(shè)計特點，對這些系統(tǒng)的設(shè)計進行比對分析，再結(jié)合實際的運行經(jīng)驗反饋，提出如下若干關(guān)鍵設(shè)計準則，為我國開展ASTS自主設(shè)計提供參考。

1）我國核電廠選址一般都遠離地震高發(fā)地帶，根據(jù)IAEA技術(shù)見解可不設(shè)置地震自動停堆系統(tǒng)。運行經(jīng)驗表明，即使不設(shè)置ASTS系統(tǒng)，也可由工藝系統(tǒng)運行瞬態(tài)觸發(fā)反應(yīng)堆保護系統(tǒng)自動緊急停堆。

2）ASTS不直接承擔3個基本的安全功能，而是執(zhí)行縱深防御功能，為核電廠提供額外的保護。

3）從功能分級上看，ASTS不執(zhí)行安全功能，安全分級應(yīng)為非1E級?？紤]到其監(jiān)測參數(shù)的特殊性，應(yīng)按抗震I類進行設(shè)計。

4）ASTS自動停堆參數(shù)一般選用峰值加速度，整定值一般取OBE對應(yīng)的峰值加速度。

5）采用非1E級設(shè)計的ASTS，可通過觸發(fā)棒電源機組出口斷路器實現(xiàn)停堆。

[1]Nuclear Regulatory Commission.Regulatory Guidance 1.12,Nuclear Power Plant Instrumentation for Earthquakes[S].Washington, United States of America, 1997.

[2]國家能源局.NB/T 20076-2012,中華人民共和國能源行業(yè)標準,核電廠地震儀表準則[S].北京：原子能出版社,2012.

[3]International Atomic Energy Agency.Seismic Instrumentation System and its Use in Post Earthquake Decision Making at Nuclear Power Plants [R].ISSCEBP-WA4 TECDOC Draft, Vietnam,Austria, 2013.

[4]World Nuclear Association.Nuclear Power Plants and Earthquakes[OL].London, United Kingdom, 2014.http://www.worldnuclear.org/in fo/Safety- and-Security/Safety-of-Plants/Nuclear-Power-Plants-and-Earthquakes/

[5]W.J.O’ Connell, J.E.Wells.On the Advisability of an Automatic Seismic Scram[R].NUREG/CR-2513.Washington, United States of America, 1981.

[6]J.C.Jung, Development of the Digitalized Automatic Seismic Trip System for Nuclear Power Plants Using the Systems Engineering Approach [J].Nuclear Engineering and Technology, 2014,46(2)：235-245.