核電廠內部水淹確定論安全評價方法及應用

唐曉明，劉曉爽，呂興兵，唐卷科，祝 赫

(中廣核工程有限公司，廣東 深圳 518045)

內部水淹是核電廠常見的內部災害之一，內部水淹的浸沒效應會使核安全相關設備失效，進而無法執行其安全功能。1972年6月，Quad Cities Unit 1號機組發生循環水系統管道斷裂，引發了包含大量不同系統泵的房間的水淹。受影響的設備包括用于余熱導出的廠用水泵、兩個柴油發電機冷卻水泵、地坑泵和一些壓力表等。盡管反應堆未受損壞，但這次水淹造成多種部件和系統失效，對核電廠安全產生了威脅。隨后對 Quad Cities Unit進行了修改，強化了安全相關泵的實體隔離，從而避免發生類似事件。大亞灣核電廠也曾發生過由于消防誤噴淋導致的水淹。因此，HAF102《核動力廠設計安全規定》[1]要求核動力廠設計必須考慮發生諸如以下內部災害的可能性：內部水淹、飛射物、管道甩動、噴射流沖擊或破損系統或現場其他設施中的流體釋放。對這些事件必須提供適當的預防和緩解措施，以保證核安全不受到損害。

內部水淹確定論安全評價是從安全功能的角度定性分析內部水淹對機組核安全的影響。通過研究設備因內部水淹失效后對核電廠安全功能造成的威脅，評價在已有的布置和防護措施下，內部水淹是否會對核電廠安全功能造成影響。本文旨在探索和提出內部水淹分區安全評價的設計假設、方法和步驟，此方法可應用于各類核電廠的內部水淹確定論安全評價。

1 核電廠內部水淹確定論安全評價設計準則

內部水淹確定論安全評價保守假定水淹分區內一旦發生水淹，分區內所有設備功能完全喪失。

1) 內部水淹引起的任何始發事件不得導致用于保證下列各項所需的功能喪失[2]：(1) 控制反應性；(2) 排出堆芯熱量；(3) 包容放射性物質和控制運行釋放以及限制事故釋放；(4) 乏燃料水池的冷卻及反應性控制；(5) 主控室可居留性；(6) 接近或就地啟動為達到或維持第1、2、3或4項要求所需設備。

2) 內部水淹考慮發生在正常運行工況下(內部水淹發生工況與機型、核電廠總體要求有關，不同機型的內部水淹發生工況不同。內部水淹安全評價具體采用何種工況需根據機型具體選擇)[3-4]。

3) 獨立的內部水淹不考慮與其他獨立的內、外部災害或其他假設始發事件同時發生。

4) 在同一廠址內，不考慮在同一或不同機組廠房內同時發生多起獨立的內部水淹事件。

5) 考慮地震可能引起非抗震部件同時失效，須證明這些水源的組合不能導致不可接受的影響[2]。

6) 若內部水淹不可避免作為其他內部災害的二次效應時，則應設計有防護措施以應對這種組合效應[2]。

7) 即使與防淹設備電源相連的非安全重要電氣負荷受到內部水淹始發事件的影響，防淹設備電源也應是有效的[2]。

2 核電廠內部水淹確定論安全評價方法

核電廠內部水淹確定論安全評價流程如圖1所示，包括以下主要步驟：1) 識別水淹安全評價區域；2) 識別區域內可能的水淹源；3) 識別需要防護的設備；4) 選擇機組運行工況；5) 判斷此狀態下設備運行狀態和失效形式；6) 評價設備失效對安全功能的影響。

2.1 選取分析區域

核電廠有水淹分區的概念，其目的是通過非能動的措施，諸如土建、布置設計將安全相關冗余設備分隔布置，對這一區域的邊界提出要求，將水淹限定在這一區域內，防止水淹向其余分區漫延，減少水淹影響的范圍，降低共模失效的風險。

核電廠水淹分區的劃分基于確定論的方法，凡是包含執行安全功能設備的核島廠房及安全級或按照安全級要求設計的電站配套子項均應包括在水淹分區內。

因此內部水淹安全評價的區域一般應為水淹分區，核電廠所有的水淹分區都應進行安全評價。如果內部水淹分區邊界被破壞，則需考慮內部水淹漫延路徑上的所有房間。

2.2 識別內部水淹源

電廠設計必須能承受假想管道破損、部件失效(例如泵的機械密封失效)、噴淋系統(消防及安全殼噴淋系統)觸發等引起的內部淹沒。對于內部水淹，不必考慮雨水、河流或湖泊的洪水或暴雨等自然現象引起的淹沒效應。

圖1 核電廠內部水淹確定論安全評價流程圖

根據對法規標準的研究、百萬kW級核電廠工程設計經驗以及對EPR、AP1000的消化吸收，可發現雖然各堆型水淹分析中考慮的水淹源類型根據機型的不同描述略有不同，但是歸納起來水淹源的分類基本相同，主要包括以下幾項：1) 承壓部件的泄漏和破裂；2) 來自相鄰廠房的水導致的水淹；3) 消防系統動作(包括誤動作)；4) 水箱滿溢；5)設備隔離失效的后果；6) 安全殼噴淋。具體分析時可根據堆型略有調整。

在確定分區內部水淹的流體總量時，必須考慮能引起淹沒并形成二次水淹源的始發事件。

公稱直徑小于或等于25 mm的管道不視為水淹源[3]。

以上這些水淹源種類可將確定論分析中核電廠內部水淹源項完全覆蓋，保證水淹分析時水淹源的完整性，不會產生遺漏。

2.3 識別被防護設備

用于保證第1章第1條準則中所列功能的設備均需進行防護。每一需防護的基本安全功能均涉及眾多系統和設備，但僅對其中一部分系統和設備進行防護，這是考慮到另外一些系統的部件在遭受水淹時仍保持其功能(管道、電纜等)。

2.4 功能分析

功能分析采用確定論的分析方法，以水淹分區為單位，在分區內一旦發生內部水淹，該分區內所有設備喪失其功能的前提下，分析這種情況是否會影響第1章第1條準則中提到的核電廠安全目標。如果內部水淹分區邊界被破壞，則需考慮內部水淹漫延路徑上的所有房間。

功能分析主要通過以下幾個步驟完成：

1) 選擇機組運行工況。由于需防護的設備在不同機組運行工況下運行狀態和運行方式可能都不同，因此應首先確定需功能分析的機組運行工況。

2) 選擇分析設備。根據2.3節的原則分析后會形成1份水淹分區內需防護的設備清單，從中選擇某一設備進行分析。

3) 確定設備運行狀態。泵、閥門等設備在機組運行期間可能處于不同的運行狀態。例如，泵和電加熱器可能是在運也可能是停運；閥門狀態可以是全開、全關或處于中間某個開度。如正常情況下，安全殼噴淋系統的泵是停運的，此時泵所在房間發生內部水淹不會對安全功能造成影響。故需確定在選定的分析工況下設備的運行狀態，如果運行則需根據設備的失效形式判斷設備對安全功能的影響；如果不運行則分析內部水淹情況下是否需要其投入。

4) 判斷設備失效形式。設備失效形式列于表1，根據表1可判斷設備水淹后的響應。例如氣動閥水淹后果等同于失電后果，即保持在安全位置。

5) 判斷設備失效對安全功能的影響。根據設備的功能以及水淹后的失效形式，即可由設備對該安全系列的重要程度判斷系統失效是否會使該安全系列的運行受到影響。最終形成分析區域內喪失的影響機組安全功能的設備清單?？蛇M行下一分區的水淹功能分析。

表1 設備淹沒后的失效形式

3 內部水淹確定論安全評價應用

為了驗證以上方法的合理性，本文以某百萬kW級核電廠核輔助廠房硼酸輸送泵間(NA213)以及燃料廠房反應堆和乏燃料水池冷卻和處理系統(PTR)泵間(K216)為例，給出內部水淹確定論安全評價方法的應用實例。

根據具體機型的不同，內部水淹安全評價選擇的工況也不同。對于某百萬kW級核電廠，內部水淹考慮發生在正常運行以及3類/4類事故發生24 h后。

3.1 NA213所在水淹分區安全評價

1) 房間的內部水淹源

硼酸輸送泵間為單獨一個分析區域。分析區域內的內部水淹源主要由化學和容積控制系統(RCV)、廢液處理系統(TEU)、反應堆硼和水補給系統(REA)、安全注入系統(RIS)、核島除鹽水分配系統(SED)的管道和REA化學藥品混合罐(REA006BA)組成。由于REA006BA用于配置聯氨溶液和氫氧化鋰溶液，僅在機組啟動和停堆時使用，正常運行時無液體貯存，故此水淹源被排除。分區內考慮的水淹源為TEU、REA、RCV、RIS、SED的管道。

根據2.2節給出的水淹源識別原則以及第1章的設計假設可知，NA213水淹分區主要存在正常運行時以及事故后的水淹源。

2) 房間內需防護的設備

根據2.3節描述的需防護的設備特征，結合NA213水淹分區內的設備可分析出NA213水淹分區內需防護的重要設備為硼酸輸送泵REA003PO、REA004PO。

3) 分區功能分析

結合內部水淹源考慮的電廠運行狀態和需防護的設備，對NA213水淹分區進行安全評價。

(1) 正常運行

正常運行時，考慮分區內發生內部水淹事件，即TEU、REA、RCV、RIS、SED的管道破裂或能動部件如REA泵、閥等泄漏。此時REA003PO、REA004PO通過向RCV注入硼酸調節主回路的硼濃度，以達到控制反應堆反應性的目的。

一旦NA213水淹分區內發生水淹，則REA003PO、REA004PO功能喪失。在REA泵不可用的情況下，可使用RCV上充泵直接從PTR的換料水箱抽取硼酸溶液進行注硼，執行此功能的管道和設備沒有布置在NA213房間內，不受NA213發生的內部水淹的影響，由于不考慮同時發生兩起獨立的內部水淹，則無需考慮此管線破裂，其功能有效。因此正常運行時NA213房間一旦發生水淹不影響核安全功能，無需對房間內的設備進行進一步防護。

(2) 事故后

事故后考慮分區內發生水淹事件，即事故發生24 h后考慮非能動單一故障準則的設備破裂，如RIS管道破裂。因REA泵在事故發生24 h后已不需投入運行，此時內部水淹不影響機組的安全。所以無需對房間內的設備進行進一步防護。

3.2 K216所在水淹分區安全評價

1) 房間的內部水淹源

根據平面布置圖及水淹流徑分析，K216所在分區包括K216、K210和K212房間。

分析區域內的內部水淹源主要為各工藝系統的管道，包括PTR的管道、核島除鹽水分配系統(SED)和設備冷卻水系統(RRI)的管道。分區內未安裝固定消防噴淋系統，無需考慮消防系統的動作。

根據2.2節給出的水淹源識別原則以及第1章的設計假設可知，K216水淹分區主要存在正常運行時以及事故后的水淹源。

2) 房間內需防護設備

根據2.3節描述的需防護設備的特征，結合K216水淹分區內的設備可分析出分區內需防護的重要設備為PTR冷卻泵PTR001PO、PTR002PO、PTR006PO和安全殼內大氣監測系統(ETY)的風機ETY001ZV、EYT002ZV。

3) 分區功能分析

結合內部水淹源考慮的電廠運行狀態和需要防護的設備，對K216水淹分區進行安全評價。

(1) 正常運行

正常運行時，考慮分區內發生內部水淹事件。即PTR、RRI、SED的管道破裂或能動部件如REA泵、閥等泄漏。此時PTR001PO正在進行乏燃料水池冷卻功能(正常換料期間，PTR001PO、PTR006PO投入運行執行乏燃料水池冷卻功能)，PTR002PO執行余熱排出備用功能。

一旦K216水淹分區內發生水淹，則PTR001PO、PTR002PO、PTR006PO被水淹后考慮其停運，冷卻功能全部喪失。因為執行乏燃料水池冷卻功能僅有PTR系統3臺泵，在其不可用的情況下，無法使用本系統中的其他設備以及其他系統完成此項功能，一旦此項功能喪失，將會導致乏燃料水池溫度上升、乏燃料余熱無法導出，對核電廠的安全功能產生了極大的威脅。因此必須對此房間內的PTR泵進行防護。而ETY風機屬于ETY小風量清洗風機，執行小流量送風功能，水淹后認為其停運，不影響核電廠安全功能。

(2) 事故后

事故后考慮分區內發生水淹事件，即事故發生24 h后考慮非能動單一故障準則的設備破裂如RRI管道破裂。因PTR泵在事故發生24 h后仍需一直運行以保證乏燃料水池的冷卻，因此內部水淹后所有PTR冷卻泵喪失同樣影響機組的安全。所以必須對房間內的PTR冷卻泵進行防護。事故后，ETY兩臺風機不可用導致兩條混合管線不能運行，需要機組后撤。

根據上述水淹安全評價，K216這一區域為嚴禁水淹產生危害的區域，在后續水淹防護設計中必須根據水淹量的計算考慮采取適當的疏水措施。

4 結束語

核電廠在設計過程中必須進行內部水淹安全評價，通過對標準的研究和實踐經驗的總結，本文確定了核電廠內部水淹確定論安全評價的分析方法和步驟，完善了核電廠的內部水淹防護設計的流程，為核電廠內部水淹確定論安全評價提供了方法和依據。并通過某百萬kW級核電廠硼酸輸送泵間和PTR系統冷卻泵間的確定論安全評價，驗證核電廠防內部水淹確定論安全評價方法的適用性和可操作性。文中的評價方法可應用到不同機型中。

參考文獻：

[1] 國家核安全局. HAF102 核動力廠設計安全規定[S]. 北京：國家核安全局，2004.

[2] 核工業標準化研究所. EJ/T1079 輕水堆隔間淹沒效應防護準則[S]. 北京：中國核工業總公司，1998.

[3] 核工業標準化研究所. EJ/T335—1998 輕水堆核電廠假象管道破損事故防護準則[S]. 北京：中國核工業總公司，1998.

[4] EDF, FRAMATOME. RCC-P design and construction rules for system design of 900 MWe PWR nuclear power plants[S]. France: EDF, FRAMATOME, 1991.