CP1400抗震設(shè)計(jì)及地震停堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)及優(yōu)化

陳麗培 方小虎

【摘 要】本文結(jié)合國內(nèi)外法律法規(guī)，介紹了福島事故后對(duì)核電站廠址抗震的設(shè)計(jì)及核電站在地震前后的運(yùn)行及停堆等一系列要求，對(duì)比了福島事故前后設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的一些改變。在結(jié)合核電站抗震的設(shè)計(jì)要求的基礎(chǔ)上介紹了CAP1400廠址的抗震設(shè)計(jì)以及CAP1400地震自動(dòng)停堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)的背景，同時(shí)詳細(xì)介紹了CAP1400自動(dòng)停堆系統(tǒng)的設(shè)備配置及布置情況。

【關(guān)鍵詞】CAP1400 抗震 停堆 地震加速度

1引言

自福島事故以來，地震等自然災(zāi)害對(duì)核電站的威脅受到了高度的重視，各國核安全相關(guān)部門對(duì)電站抗震也提高了要求。CAP1400示范工程作為《國家中長期科學(xué)和技術(shù)發(fā)展規(guī)劃綱要》（2006-2020）確定的16個(gè)重大專項(xiàng)之一，對(duì)我國的能源戰(zhàn)略和構(gòu)成有著重大意義，對(duì)其抗震也提出了更嚴(yán)格的要求。本文結(jié)合廠址抗震設(shè)防，給出了CAP1400的抗震舉措以及地震自動(dòng)停堆系統(tǒng)的設(shè)置情況。

2 CAP1400抗震設(shè)計(jì)

核電站的廠址抗震要求比較特殊。IAEA給出安全停堆地震設(shè)計(jì)基準(zhǔn)為不低于0.1g，我國選址評(píng)價(jià)中最低值是0.12g。之前采用的是萬年一遇的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地面運(yùn)動(dòng)水平進(jìn)行設(shè)防，且安全停堆地震動(dòng)水平不小于0.15g。而福島事故后核安全局《新建核電站要求》中提出新建核電廠SSE設(shè)計(jì)基準(zhǔn)不低于0.3g，URD和EUR分別要求SSE設(shè)計(jì)基準(zhǔn)為0.3g和0.25g。

CAP1400項(xiàng)目從設(shè)計(jì)初就采用最高標(biāo)準(zhǔn)，設(shè)計(jì)參數(shù)要求CAP1400自由場地面運(yùn)動(dòng)（自由場地面運(yùn)動(dòng)指的是地震引起的地面震動(dòng)，不包括地貌、工程結(jié)構(gòu)和設(shè)施振動(dòng)反饋對(duì)地面震動(dòng)的影響）水平和豎向峰值加速度均小于或等于0.3g，其抗震要求滿足核安全局最新、最嚴(yán)格標(biāo)準(zhǔn)。CAP1400項(xiàng)目采用確定論和概率論方法確定廠址地震動(dòng)參數(shù)，綜合兩者確定廠址SL-2級(jí)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)震動(dòng)參數(shù)（加速度、烈度、反應(yīng)譜），相關(guān)要求有：地基巖土體剪切波速大于或等于1100m/s（相當(dāng)于巖石地質(zhì)）；被動(dòng)土壓力的土體不存在液化問題等。

需要注意的是，同AP1000核電廠一樣，CAP1400的設(shè)計(jì)中已經(jīng)去除了對(duì)運(yùn)行基準(zhǔn)地震（OBE）的要求，取消OBE的原因有以下幾個(gè)：（1）工業(yè)界和NRC認(rèn)為OBE設(shè)計(jì)的特性是落到設(shè)計(jì)準(zhǔn)則所定的安全裕度以外的一個(gè)額外裕量，取消OBE不會(huì)導(dǎo)致整個(gè)核電廠安全裕量顯著降低；（2）經(jīng)驗(yàn)及研究成果均已表明，SSE載已經(jīng)包絡(luò)了OBE使用載荷組合；（3）核電廠管道系統(tǒng)考慮了地震對(duì)應(yīng)力和疲勞的影響，結(jié)論是對(duì)于一次應(yīng)力，如果OBE反應(yīng)為SSE反應(yīng)的1/3，則認(rèn)為SSE載荷是控制管道設(shè)計(jì)，取消OBE不會(huì)影響其安全裕度，管道的失效是歸結(jié)為包括設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行中的失誤；（4）完全錨固的機(jī)械設(shè)備具有很強(qiáng)的抗震性能，并能保持其完整性，可運(yùn)行性通常由有效間隙公差不超過限值來保證，它是由SSE而不是OBE所控制的[1]。某些可能對(duì)低級(jí)別地震較敏感的設(shè)備設(shè)計(jì)中，以一定比例的安全停堆地震計(jì)算響應(yīng)來考慮這種低級(jí)別地震的影響。地震后電廠是否需要停堆的評(píng)判準(zhǔn)則是利用累計(jì)絕對(duì)速度的方法建立，停堆的運(yùn)行基準(zhǔn)地震考慮為安全停堆地震的1/3。對(duì)于地震造成的疲勞損傷，則需另行分析，例如控制棒的承壓殼體，地震造成的疲勞的評(píng)定基于振幅為安全停堆地震的三分之一的5次地震事件和每個(gè)事件63次循環(huán)[2]。

3自動(dòng)停堆系統(tǒng)

規(guī)程對(duì)運(yùn)行要求“如果地面運(yùn)動(dòng)超過運(yùn)行基準(zhǔn)地震動(dòng)OBE，或者電廠發(fā)生顯著破壞，營運(yùn)單位必須停堆”，CFR文件中規(guī)定：如果地面震動(dòng)加速度超過了運(yùn)行基準(zhǔn)地震或者電站發(fā)生顯著破壞，電站運(yùn)行者必須有一個(gè)明確的計(jì)劃來保證核電站安全停堆。在電站重新啟動(dòng)之前，電站運(yùn)行者必須向監(jiān)管單位證明那些保障公眾健康、防止放射性釋放功能的設(shè)備完整性[3]。電廠發(fā)生顯著破壞須停堆的要求是無需解釋的，但是地面運(yùn)動(dòng)超過運(yùn)行基準(zhǔn)地震動(dòng)OBE要求停堆這一條已經(jīng)不適合AP1000，相應(yīng)的也不應(yīng)適用于CAP1400，因?yàn)锳P系列的電站抗震設(shè)計(jì)時(shí)已經(jīng)取消了運(yùn)行基準(zhǔn)地震，但發(fā)生地震時(shí)也有相關(guān)停堆要求。RG1.166也對(duì)手動(dòng)停堆提出了一些要求，具體動(dòng)作可由操縱員來完成[4]。

4 CAP1400自動(dòng)停堆設(shè)計(jì)優(yōu)化

國家核安全局在《新建核電廠安全要求中》對(duì)新建電站提出“宜設(shè)置地震自動(dòng)停堆系統(tǒng)”。從安全的角度來看，設(shè)置地震自動(dòng)停堆系統(tǒng)是非常有益的，但國內(nèi)具備此功能的電站不多，AP1000系列的電站也未具備此功能。目前，國內(nèi)某電站設(shè)立了具有類似功能的地震保護(hù)系統(tǒng)，在地面加速度大于0.1g時(shí)可以自動(dòng)停堆，迄今尚未觸發(fā)過停堆信號(hào)，但曾在爆破活動(dòng)中出現(xiàn)過預(yù)報(bào)警。從實(shí)現(xiàn)電站安全功能的角度出發(fā)，地震自動(dòng)停堆系統(tǒng)并不直接影響一回路的完整性，因此沒有必要設(shè)為安全系統(tǒng)。

結(jié)合后期研發(fā)情況，目前國核示范根據(jù)地震自動(dòng)停堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)情況為決定設(shè)立，名稱為地震自動(dòng)停堆系統(tǒng)（Earthquake Scram System，簡寫ESS），采用地面峰值加速度設(shè)置停堆整定值，系統(tǒng)采用測點(diǎn)位置峰值加速度作為停堆參數(shù)，整定值為0.3SSE反應(yīng)譜對(duì)應(yīng)的ZPA（設(shè)計(jì)地面峰值加速度）。ESS起縱深防御作用，非安全有關(guān)系統(tǒng)，獨(dú)立于地震監(jiān)測系統(tǒng)（SJS），也不執(zhí)行地震數(shù)據(jù)記錄功能；系統(tǒng)分級(jí)要求為非1E級(jí)（D級(jí)）、NR、抗震I類，采用4通道冗余架構(gòu)，包括4臺(tái)加速度傳感器和2臺(tái)數(shù)字式信號(hào)處理機(jī)柜；每臺(tái)機(jī)柜分別進(jìn)行2/4表決，輸出的停堆信號(hào)分別單獨(dú)控制一臺(tái)棒電源機(jī)組出口斷路器，最終停堆驅(qū)動(dòng)為2/2邏輯。設(shè)備布置為4臺(tái)地震傳感器均布置在核島底板，并分別安裝在12廠房1層的4個(gè)蓄電池間或其附近區(qū)域，滿足ALARA原則；2臺(tái)機(jī)柜分別布置在12廠房的2個(gè)備用間。在上述設(shè)備的作用下，CAP1400的自動(dòng)停堆系統(tǒng)能夠滿足所需的地震時(shí)停堆要求。

參考文獻(xiàn)：

[1]The passive ALWR-NPP，ALWR-URD.III[R].US：Electric Power Research Insititute，1995.

[2]林城格.非能動(dòng)安全先進(jìn)壓水堆核電技術(shù)[M].原子能出版社，2010，5.

[3]US.10CFR Part50，App.S“Earthquake Engineering Criteria for Nuclear Power Plants.

[4]RG 1.166-1997 Pre-Earthquake Planning and Immediate Nuclear Power Plant Operator Postearthquake Actions.