乏燃料水池冷卻的工況分類和安全評價原則研究

李 娟，趙丹妮，劉 宇，崔賀鋒

（生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 100082）

確保乏燃料水池內(nèi)燃料組件的充分冷卻[1]是核動力廠設(shè)計中要考慮的一個重要方面，核動力廠配套設(shè)計的乏燃料水池主要用于貯存乏燃料組件和換料卸出的已輻照燃料組件，水池內(nèi)的衰變熱通過乏燃料水池冷卻系統(tǒng)帶出。早期在核動力廠設(shè)計中僅評估乏燃料水池冷卻系統(tǒng)的冷卻能力，并未明確考慮乏燃料水池冷卻相關(guān)的工況分類。

最新發(fā)布的核安全導(dǎo)則針對確定論分析及燃料裝卸和貯存系統(tǒng)設(shè)計，要求考慮與乏燃料水池相關(guān)的核動力廠狀態(tài)。根據(jù)核安全導(dǎo)則的最新要求，并參考相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范，本文研究了針對乏燃料水池冷卻需考慮的工況分類，并就不同工況下的溫度限值準(zhǔn)則和單一故障假設(shè)給出了建議和指導(dǎo)。

1 乏燃料水池冷卻相關(guān)的工況分類

1.1 相關(guān)導(dǎo)則和標(biāo)準(zhǔn)的要求

近年來為匹配《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》（HAF 102—2016）的要求[2]，配套核安全導(dǎo)則均進行了修訂升版，《核動力廠確定論安全分析》（2021 版）[3]和《核動力廠燃料裝卸和貯存系統(tǒng)設(shè)計》（HAD 102/15—2021）[4]中均要求考慮與乏燃料水池相關(guān)的核動力廠狀態(tài)，包括正常運行、預(yù)計運行事件、設(shè)計基準(zhǔn)事故和設(shè)計擴展工況。核安全導(dǎo)則中針對乏燃料水池冷卻給出的典型假設(shè)始發(fā)事件示例（見表1），其工況分類依據(jù)的發(fā)生頻率與堆芯相關(guān)事故工況分類保持一致。

表1 核安全導(dǎo)則中有關(guān)乏燃料水池典型的假設(shè)始發(fā)事件示例Table 1 Typical postulated initiating events in nuclear safety guides for the spent fuel pool

美國國家標(biāo)準(zhǔn)ANSI/ANS-57.2—1983《輕水堆核電廠乏燃料貯存設(shè)施的設(shè)計要求》[5]中關(guān)于乏燃料貯存設(shè)施工況分類依據(jù)的發(fā)生頻率考慮有所不同（見表2），ANSI/ANS-57.2 中的Ⅱ類和Ⅲ類工況，按發(fā)生頻率對應(yīng)于我國導(dǎo)則的預(yù)計運行事件，Ⅳ類工況對應(yīng)于設(shè)計基準(zhǔn)事故。

表2 ANSI/ANS-57.2 中有關(guān)乏燃料水池冷卻的工況分類Table 2 Condition classification of spent fuel pool cooling in ANSI/ANS-57.2

1.2 國內(nèi)關(guān)于乏燃料水池工況選取的實踐

AP1000 依托項目針對乏燃料水池冷卻系統(tǒng)的異常運行工況[6]考慮有：

（1）一臺乏燃料水池冷卻系統(tǒng)泵失效；

（2）乏燃料水池冷卻系統(tǒng)泄漏；

（3）廠外電源喪失；

（4）全廠斷電，即廠外電源和所有備用柴油發(fā)電機全部喪失。

國內(nèi)EPR 機組首次在安全分析報告第15章的事故分析中描述了與乏燃料水池冷卻相關(guān)的工況[7]，工況選取如下：

預(yù)計運行事件：失去一列乏燃料水池冷卻系統(tǒng)或失去一列支持系統(tǒng)（功率運行，熱停堆和中間停堆工況）。

設(shè)計基準(zhǔn)事故：

（1）長期廠外電源喪失（＞2 小時）時乏燃料水池的冷卻（功率運行，熱停堆和中間停堆工況）；

（2）失去一列乏燃料水池冷卻系統(tǒng)或失去一列支持系統(tǒng)（反應(yīng)堆完全卸料工況）；

（3）與乏燃料水池連接系統(tǒng)的可隔離管線故障；

（4）不可隔離的小破口或余排模式下可隔離的安注系統(tǒng)破口（DN＜250 mm），造成乏燃料水池排水（換料停堆工況）。

設(shè)計擴展工況：喪失全部乏燃料水池冷卻系統(tǒng)。

1.3 乏燃料水池冷卻相關(guān)工況的選取建議

參考我國核安全導(dǎo)則和美國技術(shù)文件ANSI/ANS-57.2 中關(guān)于乏燃料水池各工況下的事件清單，并綜合考慮能動和非能動核電機組關(guān)于乏燃料水池冷卻系統(tǒng)及其支持系統(tǒng)的設(shè)計特點，基于事件發(fā)生頻率，將ANSI/ANS-57.2中的Ⅱ類和Ⅲ類工況歸為預(yù)計運行事件，Ⅳ工況歸為設(shè)計基準(zhǔn)事故，結(jié)合工程設(shè)計實踐，對部分事件進行了合并優(yōu)化，本文對乏燃料水池冷卻不同工況下需考慮的典型事件建議如表3所示。

表3 關(guān)于乏燃料水池冷卻典型事件的選取建議Table 3 Suggestions on selection of typical spent fuel pool cooling events

關(guān)于不同工況下最大熱負(fù)荷的假設(shè)，除預(yù)計運行事件的“非正常情況下的整個堆芯卸出”，其他工況均按正常停堆換料時乏燃料水池內(nèi)的最大熱負(fù)荷進行分析評價。鑒于目前國內(nèi)壓水堆核電機組全部采用整堆芯卸料的模式，正常工況下水池內(nèi)的最大熱負(fù)荷需考慮：

（1）停堆D天后全堆芯的衰變熱功率，D為換料大修停堆后到堆芯卸料完成的時間；

（2）乏池滿載時水池內(nèi)貯存N批正常卸料的乏燃料組件的衰變熱功率。

異常卸料工況時最大熱負(fù)荷考慮換料大修后剛把燃料裝入堆芯，由于緊急情況立即又將整堆芯燃料全部卸入乏池，并考慮乏池滿載時所有已貯存乏燃料的衰變熱功率。

對于喪失廠外電源建議不再限定喪失時長，而直接作為預(yù)計運行事件考慮。對于乏燃料池水裝量減少（小泄漏）主要考慮水池襯里的泄漏。

設(shè)計基準(zhǔn)事故中安全停堆地震可能造成用于正常運行的乏燃料水池冷卻系統(tǒng)不可用，如AP1000 機組用于正常運行的能動的乏燃料水池冷卻系統(tǒng)為非安全級非抗震Ⅰ類設(shè)計，在該工況下采用安全級的補水蒸發(fā)手段來保證乏燃料水池冷卻。對于既用于正常運行又用于設(shè)計基準(zhǔn)事故緩解的乏燃料水池冷卻系統(tǒng)，由于系統(tǒng)本身已按安全 3 級抗震Ⅰ類設(shè)計，能夠抵御安全停堆地震，并滿足單一故障準(zhǔn)則，在該工況下仍能執(zhí)行乏燃料水池冷卻的功能。

2 乏燃料水池冷卻工況的溫度限值

2.1 典型乏燃料水池冷卻系統(tǒng)設(shè)計

乏燃料水池冷卻系統(tǒng)要求在所有工況下為乏燃料水池內(nèi)的燃料組件提供足夠冷卻，目前可選的有兩種方案。第一種是能動的乏燃料水池冷卻系統(tǒng)按安全3 級、抗震Ⅰ類設(shè)計，該系統(tǒng)既用于正常運行又用于緩解假設(shè)始發(fā)事件；第二種是能動的乏燃料水池冷卻系統(tǒng)按非安全級非抗震設(shè)計，僅用于正常運行。事故工況下依靠安全級抗震Ⅰ類的液位監(jiān)測儀表、補給水源和燃料廠房上的釋放面板（事故工況自動打開），通過補水-蒸發(fā)的手段來滿足乏燃料水池冷卻要求。

2.2 不同工況下的溫度限值準(zhǔn)則建議

HAD 102/15—2021 對于預(yù)計運行事件要求應(yīng)能及時恢復(fù)余熱排出能力，使池水溫度恢復(fù)到可接受水平；事故工況（包括設(shè)計基準(zhǔn)事故和設(shè)計擴展工況）下要求依靠固有安全特性、能動/非能動系統(tǒng)的運行、或二者結(jié)合起來保證已輻照燃料的余熱排出。由于乏燃料水池冷卻系統(tǒng)的設(shè)計有不同的選擇方案，核安全導(dǎo)則僅給出基本原則要求，并未明確給出不同工況下具體的溫度限值。

ANSI/ANS-57.2 第5.3.3 節(jié)要求在工況Ⅱ產(chǎn)生整體沸騰之前和在工況Ⅲ、Ⅳ超過水池結(jié)構(gòu)設(shè)計限值之前，具有恢復(fù)喪失的強迫冷卻的能力。美國核管會標(biāo)準(zhǔn)審查大綱NUREG-0800 第9.1.3 節(jié)要求為防止事故工況下乏燃料水池水裝量的明顯減少，可以通過提供足夠的冷卻劑補給能力，以及通過乏燃料水池冷卻系統(tǒng)設(shè)計，使得冷卻劑既不會流失也不會因虹吸效應(yīng)而降到規(guī)定水位之下。

法國EDF 發(fā)布的《900 MW 壓水堆核電廠系統(tǒng)設(shè)計和建造準(zhǔn)則》（RCC-P）91 版[8]對于乏燃料水池冷卻系統(tǒng)要求：

（1）每個系列能排出由乏燃料釋放出的全部剩余功率，此時假定最終熱阱的溫度為其設(shè)計基準(zhǔn)溫度；

（2）系統(tǒng)應(yīng)設(shè)計成使乏燃料貯存水池的溫度與保持其金屬密封襯里的強度所要求的溫度相適應(yīng)。

早期大亞灣核電廠的系統(tǒng)設(shè)計手冊中對于乏燃料水池冷卻系統(tǒng)設(shè)有兩個系列，具體設(shè)計要求為單臺泵和單臺熱交換器的排熱能力要符合：

（1）正常最多貯存10/3 個堆芯設(shè)計，最后一個1/3 堆芯貯存了14 天（從反應(yīng)堆停堆至最后1/3 堆芯卸料結(jié)束所需時間），池水水溫不超過50 ℃；

（2）考慮13/3 個堆芯的特殊貯存，即基于上述已定義的10/3 個堆芯加上一個完全卸出的堆芯，要求池水溫度不超過80 ℃。

第（1）條的熱負(fù)荷考慮的是反應(yīng)堆部分卸料的換料方式，第（2）條的熱負(fù)荷考慮的是緊急整堆芯卸料工況。目前大亞灣核電廠的乏燃料水池已實施擴容改造，貯存容量增加，相應(yīng)的熱負(fù)荷也有所增加，但對于冷卻系統(tǒng)設(shè)計需要遵循的溫度準(zhǔn)則沒有變化。

我國二代改進型機組和“華龍一號”機組在乏燃料水池冷卻系統(tǒng)設(shè)計時，對池水溫度限值要求基本參考大亞灣核電廠的早期設(shè)計原則，不同點在于現(xiàn)在國內(nèi)機組正常運行時已全部采取整堆芯卸料的換料方式，且卸料時間有所縮短，導(dǎo)致乏燃料水池內(nèi)熱負(fù)荷的增加，故大部分機組增設(shè)了一個冷卻系列[9]（見圖1）或只新增一臺冷卻泵。

圖1 乏燃料水池冷卻系統(tǒng)的典型設(shè)計Fig.1 The typical design of the spent fuel pool cooling system

EPR 機組系統(tǒng)設(shè)計遵照的《EPR 安全和工藝技術(shù)規(guī)范》（ETC-S）[10]中對于乏燃料水池冷卻系統(tǒng)未說明具體的冷卻要求，EPR 機組的乏燃料水池冷卻系統(tǒng)有三個系列，整堆芯卸料工況期間，兩個系列運行可以保持池水溫度低于50 ℃。事故分析中對于乏燃料水池冷卻相關(guān)的預(yù)計運行事件和設(shè)計基準(zhǔn)事故，其安全準(zhǔn)則為池水水溫不超過80 ℃。

AP1000 機組用于正常運行能動的乏燃料水池冷卻系統(tǒng)設(shè)有兩個系列，要求：

（1）針對部分堆芯換料，兩個冷卻列運行可以保持池水水溫低于50 ℃；

（2）針對整堆芯卸料，兩個冷卻列運行也可以保持池水水溫低于50 ℃。

此外正常余熱排出系統(tǒng)的一個系列也可以用于乏燃料水池冷卻。事故工況下乏燃料水池的冷卻由池水中的熱容提供，通過補水-蒸發(fā)將水位維持在乏燃料組件以上。

對于乏燃料水池冷卻系統(tǒng)全部喪失的設(shè)計擴展工況，《福島核事故后核電廠改進行動通用技術(shù)要求》（試行）[11]要求增設(shè)抗震Ⅰ類的液位儀表和乏燃料水池應(yīng)急補水措施，以保證該工況下池水水位不會造成燃料組件裸露。

綜上，根據(jù)國內(nèi)外導(dǎo)則標(biāo)準(zhǔn)要求，結(jié)合各類機組工程實踐，針對乏燃料水池冷卻相關(guān)的預(yù)計運行事件建議溫度安全限值設(shè)為80 ℃；對于設(shè)計基準(zhǔn)事故，采用能動冷卻方式的，建議溫度安全限值設(shè)為80 ℃；采用非能動冷卻方式的，保證池水水位始終在燃料組件之上；對于設(shè)計擴展工況，保證燃料組件不裸露。

3 單一故障在工況分析中的考慮

3.1 單一故障準(zhǔn)則的應(yīng)用范疇和例外條款

單一故障準(zhǔn)則應(yīng)用的目的是降低具有不可接受后果的核電廠狀態(tài)的頻率，即假設(shè)一個系統(tǒng)中的任意單個部件失效，設(shè)計仍能實現(xiàn)其預(yù)定的系統(tǒng)功能。《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》（HAF 102—2016）中關(guān)于單一故障準(zhǔn)則要求“必須對核動力廠設(shè)計中所包括的每個安全組合都應(yīng)用單一故障準(zhǔn)則”，安全組合定義為用于完成某一特定假設(shè)始發(fā)事件下所必需的各種動作的設(shè)備組合，其使命是防止預(yù)計運行事件和設(shè)計基準(zhǔn)事故的后果超過設(shè)計基準(zhǔn)中的規(guī)定限值。即在預(yù)計運行事件和設(shè)計基準(zhǔn)事故分析時需考慮單一故障。

《壓水堆安全重要流體系統(tǒng)單一故障準(zhǔn)則》NB/T 20402—2017RK 關(guān)于不考慮單一故障的情況[12]在第5.3 條規(guī)定“若按技術(shù)規(guī)格書要求，允許安全重要流體系統(tǒng)冗余設(shè)置的多個系列中的一個系列在短期維修期間暫時不可用，在此期間不必假設(shè)在其他系列中有單一故障”；第5.5 條規(guī)定“若假設(shè)始發(fā)事件是具有雙重目的的安全重要流體系統(tǒng)（即該系統(tǒng)既是正常運行所需，又是反應(yīng)堆停堆和減輕始發(fā)事件的后果所需）的兩個或多個系列中的一個系列故障，則在系統(tǒng)其余的一個系列或多重系列中不必假設(shè)單一故障。其條件是該系統(tǒng)按照抗震Ⅰ類要求進行設(shè)計，能從廠內(nèi)和廠外獲得電源，按安全分級相應(yīng)的質(zhì)量保證、試驗、在役檢查標(biāo)準(zhǔn)進行建造、運行和檢查”。美國國家標(biāo)準(zhǔn)ANSI/ANS-58.9—1981 中第4.3 和4.5 節(jié)[13]也給出了同樣的分析指導(dǎo)。

3.2 單一故障在乏燃料水池冷卻工況中的考慮建議

對于我國二代改進型、“華龍一號”、EPR和VVER 機組的乏燃料池冷卻系統(tǒng)，既用于正常運行又用于減輕始發(fā)事件后果，是一個具有雙重功能的安全重要流體系統(tǒng)，針對始發(fā)事件為“乏燃料水池冷卻系統(tǒng)或其支持系統(tǒng)一列不可用”，分析中不再假設(shè)單一故障。其他預(yù)計運行事件和設(shè)計基準(zhǔn)事故均需考慮單一故障，設(shè)計擴展工況分析中也無需考慮單一故障。

4 總結(jié)和討論

根據(jù)最新核安全導(dǎo)則的要求，參考美國ANSI/ANS-57.2 的指導(dǎo)，結(jié)合我國典型乏燃料水池冷卻系統(tǒng)的設(shè)計和國內(nèi)工程實踐，本文建議的乏燃料水池冷卻的工況如表3 所示。同時建議預(yù)計運行事件的溫度限值準(zhǔn)則為80 ℃，設(shè)計基準(zhǔn)事故的溫度限值準(zhǔn)則為80 ℃或保證池水水位在燃料組件之上。乏燃料水池冷卻工況分析時，標(biāo)準(zhǔn)中列舉的例外工況可以不疊加考慮單一故障準(zhǔn)則。

關(guān)于乏燃料水池冷卻相關(guān)的工況選取和溫度限值準(zhǔn)則，本文根據(jù)相關(guān)導(dǎo)則標(biāo)準(zhǔn)要求和工程實踐，僅給出相關(guān)意見建議，后續(xù)還需要行業(yè)內(nèi)進行探討，形成行業(yè)共識并獲得監(jiān)管機構(gòu)認(rèn)可。