核電廠地震自動(dòng)停堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)研究

畢道偉

（上海核工程研究設(shè)計(jì)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(jìn)而影響核電廠的安全運(yùn)行，因此核電廠一般均配備了地震監(jiān)測(cè)系統(tǒng)，通過對(duì)地震動(dòng)數(shù)據(jù)進(jìn)行采集、分析后通知操縱員進(jìn)行相關(guān)地震響應(yīng)操作。雖然地震監(jiān)測(cè)系統(tǒng)在核電廠設(shè)計(jì)中一般屬于強(qiáng)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(dòng)停堆功能。事實(shí)上，除從俄羅斯引進(jìn)的田灣核電站外，我國商用核電站均未設(shè)置地震自動(dòng)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(yàn)教訓(xùn)，許多國家都強(qiáng)調(diào)提升核電廠抗震設(shè)防及地震次生災(zāi)害的應(yīng)對(duì)。與核電廠抗震設(shè)防密切相關(guān)的地震自動(dòng)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(jī)構(gòu)（IAEA）核電廠儀控工作組（TWG-NPPIC）會(huì)議上，建議重點(diǎn)考慮增設(shè)ASTS系統(tǒng)以應(yīng)對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的嚴(yán)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(jìn)措施。

我國核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)也針對(duì)國內(nèi)核電廠抗震設(shè)計(jì)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(dòng)停堆系統(tǒng)。在石島灣CAP1400示范項(xiàng)目安審中，也要求設(shè)計(jì)方增設(shè)地震自動(dòng)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(jì)的經(jīng)驗(yàn)，缺乏相關(guān)的法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)，為增設(shè)ASTS這一安全改進(jìn)措施的實(shí)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(shí)踐的成功經(jīng)驗(yàn)，因此本文對(duì)國際上已有ASTS設(shè)計(jì)進(jìn)行了分析，并結(jié)合國際原子能機(jī)構(gòu)相關(guān)要求，對(duì)我國ASTS設(shè)計(jì)需考慮的若干關(guān)鍵問題進(jìn)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(jì)、制造和監(jiān)管提供參考。

1 地震監(jiān)測(cè)系統(tǒng)

地震是影響核電廠安全運(yùn)行的重要因素，為保證電廠安全運(yùn)行和震后對(duì)核電站安全性能的評(píng)價(jià)，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(cè)地震動(dòng)和抗震I類構(gòu)筑物等的響應(yīng)。

不同標(biāo)準(zhǔn)對(duì)地震儀表的設(shè)計(jì)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(biāo)準(zhǔn)NB/T 20076[2]，核電廠至少應(yīng)在如下位置布置測(cè)點(diǎn)：1）自由場(chǎng)；2）安全殼基礎(chǔ)；3）安全殼內(nèi)一個(gè)構(gòu)筑物的兩個(gè)不同標(biāo)高；4）與安全殼構(gòu)筑物的地震動(dòng)反應(yīng)不同的、獨(dú)立的、抗震I類構(gòu)筑物基礎(chǔ)；5）上述獨(dú)立抗震I類構(gòu)筑物的一個(gè)標(biāo)高。

無論發(fā)生何種地震，只要傳感器監(jiān)測(cè)的地震動(dòng)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(bào)警。主控制室運(yùn)行人員接到報(bào)警后將啟動(dòng)地震響應(yīng)程序。相關(guān)人員將在機(jī)柜處利用自由場(chǎng)傳感器數(shù)據(jù)，利用專用軟件計(jì)算反應(yīng)譜和累計(jì)絕對(duì)速度（CAV），當(dāng)滿足相關(guān)準(zhǔn)則時(shí)向主控制室發(fā)出“超過運(yùn)行基準(zhǔn)地震（OBE）”報(bào)警。此報(bào)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(dòng)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(cè)系統(tǒng)，因此地震情況下只能由操縱員根據(jù)相關(guān)的報(bào)警信號(hào)執(zhí)行手動(dòng)停堆。

2 現(xiàn)有ASTS設(shè)計(jì)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(jì)并安裝了ASTS系統(tǒng)。下面對(duì)典型的ASTS系統(tǒng)設(shè)計(jì)進(jìn)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(jì)和建造過程均格外關(guān)注地震對(duì)核電站安全性的影響。日本經(jīng)濟(jì)產(chǎn)業(yè)省（METI）第62號(hào)條例規(guī)定，每個(gè)核電機(jī)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(dòng)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(jí)系統(tǒng)，通過三軸向加速度傳感器獲取地震動(dòng)信號(hào)，在機(jī)柜中進(jìn)行濾波、定值器邏輯和表決邏輯處理。若信號(hào)超過整定值，則發(fā)送至反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)，觸發(fā)停堆。根據(jù)日本電氣協(xié)會(huì)4601準(zhǔn)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(jì)的核電站都設(shè)置了工業(yè)抗震保護(hù)系統(tǒng)（IAPS）。該系統(tǒng)是反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的一部分，因此是安全級(jí)系統(tǒng)。

IAPS的主要功能是：1）記錄地震對(duì)反應(yīng)堆裝置的影響；2）當(dāng)?shù)卣鸪^設(shè)定閾值時(shí)產(chǎn)生離散信號(hào)發(fā)送到反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)，生成自動(dòng)保護(hù)停堆信號(hào)；3）產(chǎn)生切斷工藝設(shè)備的信號(hào)（環(huán)吊、換料機(jī)、運(yùn)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(shí)上，這兩座電站安裝ASTS并非美國核管會(huì)（USNRC）的要求，而是反應(yīng)堆安全咨詢委員會(huì)（ACRS）基于安全的考慮建議設(shè)置的。因?yàn)楫?dāng)時(shí)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(jì)基準(zhǔn)地震超出安全級(jí)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(jí)地震對(duì)柏崎刈羽核電站造成了重大破壞，韓國核安全監(jiān)管機(jī)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(duì)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(gè)機(jī)組安裝了ASTS。

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

2.5 中國臺(tái)灣地區(qū)[3,4]

臺(tái)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(tái)灣當(dāng)局要求臺(tái)灣電力公司所有6臺(tái)在役機(jī)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(jí)地震后臺(tái)灣地區(qū)完成了ASTS系統(tǒng)的最終安裝投運(yùn)。臺(tái)灣地區(qū)ASTS設(shè)計(jì)理念與日本較為相似，也是安全級(jí)系統(tǒng)，并最終通過觸發(fā)反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)進(jìn)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(jì)稱之為工業(yè)抗震保護(hù)系統(tǒng)（IAPS）。田灣IAPS具有地震監(jiān)測(cè)和地震停堆雙重功能，共設(shè)置14個(gè)傳感器，其中8個(gè)傳感器涉及停堆保護(hù)。8個(gè)傳感器分兩組，UJA08米標(biāo)高安裝4個(gè)，分別進(jìn)入4個(gè)保護(hù)序列，形成A組2/4的停堆邏輯；UJA22.5米標(biāo)高安裝4個(gè)，形成B組2/4停堆邏輯。每個(gè)傳感器都是三軸向傳感器（X,Y,Z），當(dāng)其中一個(gè)軸監(jiān)測(cè)到的震動(dòng)超出設(shè)定的保護(hù)閾值后，則向反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)發(fā)出該序列保護(hù)啟動(dòng)的開關(guān)量信號(hào)。

IAPS停堆整定值設(shè)置如下：UJA08米標(biāo)高處的A組：X=0.1g，Y=0.1g，Z=0.1g。UJA22.5米 標(biāo) 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(dòng)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(jí)、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(jì)及鑒定》[6]中所持觀點(diǎn)一致。關(guān)于是否設(shè)置ASTS，參考文獻(xiàn)[6]給出了7條準(zhǔn)則，其中最主要的兩條如下：

第一條準(zhǔn)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(jí)、頻率和持續(xù)時(shí)間，對(duì)于非地震活躍帶的廠址一般無需設(shè)置地震自動(dòng)停堆系統(tǒng)。

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

綜上，對(duì)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(hù)措施，不承擔(dān)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(jí)

安全分級(jí)基于物項(xiàng)所執(zhí)行的具體功能，只有提供或支持完成任意一項(xiàng)或多項(xiàng)安全功能所必要且充分的物項(xiàng)才能劃分為安全級(jí)。安全功能是基于電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事件（DBE）確定的，用于識(shí)別安全級(jí)物項(xiàng)的3個(gè)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(dá)到法規(guī)相當(dāng)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(gè)安全功能的實(shí)現(xiàn)，因此ASTS并非安全級(jí)系統(tǒng)。實(shí)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(jì)中1E級(jí)和非1E級(jí)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(shí)施確實(shí)會(huì)對(duì)其安全分級(jí)產(chǎn)生連帶影響。例如，俄羅斯和臺(tái)灣地區(qū)ASTS接入反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)，故而設(shè)計(jì)為1E級(jí)。而韓國ASTS未接入反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)，故而可設(shè)計(jì)為非1E級(jí)。

此外，已有運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)也表明在地震條件下，其他運(yùn)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(yùn)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(jí)地震，在距震中30km的女川核電站1號(hào)機(jī)組產(chǎn)生0.121g的地面加速度。該廠址抗震設(shè)計(jì)S1和S2值分別為0.250g和0.375g。地面峰值加速度（PGA）達(dá)0.200g時(shí)，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(jí)地震，導(dǎo)致靠近諾斯安娜核電站發(fā)生自動(dòng)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(hù)系統(tǒng)自動(dòng)停堆。

上述運(yùn)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(gè)或多個(gè)保護(hù)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(hù)。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(shí)間。例如相比汽輪機(jī)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(jìn)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(hù)措施，因此其安全分級(jí)應(yīng)為非1E級(jí)。為進(jìn)一步提升ASTS系統(tǒng)的其可靠性，按1E級(jí)設(shè)計(jì)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(jí)設(shè)計(jì)，考慮到其監(jiān)測(cè)參數(shù)的特殊性，均應(yīng)按照抗震I類進(jìn)行設(shè)計(jì)。

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(tái)灣及現(xiàn)有ASTS系統(tǒng)設(shè)計(jì)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(huì)（NRC）雖然并無關(guān)于ASTS的強(qiáng)制要求，但是在RG1.166中規(guī)定，當(dāng)?shù)卣鸪^OBE時(shí)應(yīng)手動(dòng)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(tái)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(jì)的OBE為0.1g，因此其整定值對(duì)應(yīng)于OBE。而B組傳感器標(biāo)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(dòng)設(shè)備

基于不同的ASTS設(shè)計(jì)方案，可以通過驅(qū)動(dòng)不同的設(shè)備實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆緊急停堆。日本、俄羅斯及中國臺(tái)灣地區(qū)的設(shè)計(jì)，ASTS停堆信號(hào)接入反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)，因此其輸出信號(hào)并不直接送到被驅(qū)動(dòng)設(shè)備，而是接入反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)，與其他保護(hù)參數(shù)進(jìn)行邏輯組合后，實(shí)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(dòng)原理如圖1所示。

韓國ASTS采用了非1E級(jí)設(shè)計(jì)，因此不同于中國臺(tái)灣設(shè)計(jì)，ASTS的輸出信號(hào)不能直接進(jìn)入反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)，也不能直接觸發(fā)反應(yīng)堆停堆斷路器實(shí)現(xiàn)緊急停堆。為了切斷控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)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(jì)方案，通過驅(qū)動(dòng)棒電源機(jī)組出口斷路器實(shí)現(xiàn)緊急停堆，參見圖2。

具體驅(qū)動(dòng)何種設(shè)備地震條件下的緊急停堆，取決于ASTS設(shè)計(jì)方案及電廠的總體設(shè)計(jì)。對(duì)非1E級(jí)設(shè)計(jì)，可考慮通過觸發(fā)棒電源機(jī)組出口斷路器實(shí)現(xiàn)停堆。

圖1 臺(tái)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(yùn)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(cè)系統(tǒng)的報(bào)警功能，并結(jié)合電站的地震響應(yīng)規(guī)程，對(duì)地震事件進(jìn)行應(yīng)對(duì)。當(dāng)計(jì)算表明地震超過OBE的情況下，由操縱員手動(dòng)操作觸發(fā)反應(yīng)堆停堆。

福島事故后，為了進(jìn)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(duì)地震導(dǎo)致的事故風(fēng)險(xiǎn)。本文系統(tǒng)總結(jié)了國際上主要國家設(shè)計(jì)特點(diǎn)，對(duì)這些系統(tǒng)的設(shè)計(jì)進(jìn)行比對(duì)分析，再結(jié)合實(shí)際的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋，提出如下若干關(guān)鍵設(shè)計(jì)準(zhǔn)則，為我國開展ASTS自主設(shè)計(jì)提供參考。

1）我國核電廠選址一般都遠(yuǎn)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(dòng)停堆系統(tǒng)。運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明，即使不設(shè)置ASTS系統(tǒng)，也可由工藝系統(tǒng)運(yùn)行瞬態(tài)觸發(fā)反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)自動(dòng)緊急停堆。

2）ASTS不直接承擔(dān)3個(gè)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(hù)。

3）從功能分級(jí)上看，ASTS不執(zhí)行安全功能，安全分級(jí)應(yīng)為非1E級(jí)。考慮到其監(jiān)測(cè)參數(shù)的特殊性，應(yīng)按抗震I類進(jìn)行設(shè)計(jì)。

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

5）采用非1E級(jí)設(shè)計(jì)的ASTS，可通過觸發(fā)棒電源機(jī)組出口斷路器實(shí)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.

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[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.