壓水堆核電廠內部水淹危害性分析方法初步探索

郭丁情

（深圳中廣核工程設計有限公司，廣東深圳518026）

內部水淹是威脅核電廠安全的風險源之一。歷史上曾多次發生核電廠內部水淹事件，其中包括1992年秦山核電廠的換料水箱失水事件和1998年華盛頓核電廠2號機組內部水淹事件等。

根據《核動力廠設計安全規定》（HAF 102—2004）要求，核電廠設計中要考慮內部水淹，“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。”《核動力廠安全評價與驗證》（HAD102／17—2006）中也明確要求核電廠安全分析的始發事件包括內部水淹。

本文首先根據國內外核電廠內部水淹防護設計的標準及實踐，對內部水淹危害性分析方法進行初步探討及歸納，接著以國內百萬千瓦級壓水堆核電廠典型房間（K216裝卸區）為對象，進行水淹危害性分析，并給出分析結果及結論。國內核電廠在工程上尚無全面的內部水淹危害性分析實踐，本文初步探討的典型房間（K216裝卸區）的水淹危害性分析方法具有工程實踐的參考意義，可推廣至核電廠全范圍的內部水淹分析，并且，對于核電廠內部水淹概率安全評價也具有參考意義。

1 方法概要

根據國內外核電廠內部水淹防護設計的標準［4，5］及實踐，對內部水淹危害性分析方法進行探討及歸納后，建立下述兩個簡要的邏輯圖以表示核電廠內部水淹危害性的分析過程。

圖1 水淹危害性分析邏輯圖（源方法）Fig.1 Logic of the internal flooding hazard analysis（source analysis method）

第一種方法，如圖1所示，從已確定的水淹源開始（例如某一區域的假想管道破裂或防火噴淋），確定對防淹構筑物、系統和部件的影響；第二種方法，如圖2所示，則是從確定的一個防淹物項（安全設備）開始，分析任何假想水淹源引起的可能后果。

圖2 水淹危害性分析邏輯圖（設備分析方法）Fig.2 Logic of the internal flooding hazard analysis（equipment analysis method）

本文分析參照第一種分析方法，其主要步驟包括：

（1）識別可能的水淹源和水淹路徑；

（2）識別可能受影響的安全設備（安全設備是指事故中起到緩解功能的設備）；

（3）分析水淹防護措施；

（4）評價安全設備是否受到水淹影響，是否失效及其影響（包括設備由于淹沒引起性能劣化）。

2 典型房間的水淹危害性分析

2.1 分析假設及輸入

2.1.1 分析假設

本文研究目的是對國內百萬千瓦級核電廠內部水淹危害性分析方法進行探索，并考慮所選取房間內需具備多個水淹源，管道種類多、尺寸、壓力等參數范圍分布廣，且布置有安全功能的設備，因此，選取國內已有的百萬千瓦級壓水堆核電廠的某特定房間（K216裝卸區）作為分析對象。

根據國外核電廠內部水淹危害性分析實踐以及相關的國內外技術標準規范，本分析具體假設如下：

（1）管道的故障模式（泄露或破裂）如表1所示。

表1 管道故障（泄漏或破裂）模式Table 1 Failure modes of pipe breakage or leakage

（2）對于低能管道產生的水淹，只考慮公稱直徑大于25mm（約為1英寸）的管道。

（3）管道破裂導致的水淹量，計算破口隔離前泄露的水淹量。

（4）若管道存在破裂的故障模式，則保守地假設管道發生雙端剪切斷裂，水淹流量的計算采用以下公式，即：

其中：S為管道橫截面面積（內徑對應的橫截面），m2；

g為重力加速度，9.8m2／s；

h為壓頭；

m為水柱。

（5）若管道僅存在泄漏的故障模式，則采用以下的水淹流量的計算公式，即：

其中：

0.62為流量喪失因子，無量綱；

ND為管道名義直徑，m；

e為管道厚度，m。

（6）公式（1）和（2）計算關系式成立的假設是管道破口的壓力維持和管道破裂前相同。

（7）假設管道破裂后具有功能監測（Function detection），并據此假設，本分析涉及的管道破口流體泄漏的持續時間為1h（即1h內能有效隔離破口）。

（8）假設防火門、屏蔽門、水密封門均能夠阻擋水的漫延。

（9）計算房間水淹高度時，房間內水淹面積為房間面積減去設備的占地面積。

2.1.2 分析輸入

本分析輸入大致可以分為以下幾類：

（1）K216房間內的管道清單（包括管道內介質類別、溫度、壓力參數等）

經統計，K216房間內有43段管道，表2給出其中的兩段管道及其參數，作為示例。

表2 K216房間內管道清單示例Table 2 Examples of pipes in room K216

（2）K216房間及其相鄰房間面積及房門類型

K216相鄰房間信息可見圖3。

K216房間及相鄰房間面積可見表3。

K216附近房間與房間之間門的類型信息匯總于表4。

（3）K216及其相鄰房間內設備及其基礎高度和占地面積

K216房間水淹可能影響的房間及設備信息匯總于表5。

圖3 K216房間及相鄰房間信息Fig.3 Layout of K216and its adjacent rooms

表3 K216房間及相鄰房間面積Table 3 Areas of K216and its adjacent rooms

表4 房間與房間之間門的類型Table 4 Door types of K216and its adjacent rooms

表5 K216房間水淹可能影響的房間及設備信息Table 5 Equipment possibly affected by the flooding in K216

續表

（4）K216及其相鄰房間內的水淹防護措施

在K216和K210房間內共設有3個排水管徑為150mm的地漏，參考建筑給水排水設計規范（GB 50015—2003），對于不通氣的排水立管，150mm管徑的排水能力為7L／s，即25.2m3／h，房間總共排水能力為75.6m3／h（25.2×3=75.6m3／h）。

2.2 分析過程

2.2.1 水淹源項的識別與分析

（1）水淹源項

根據2.1.1分析假設及2.1.2分析輸入，采用公式（1）和（2）分別對K216房間內的43段管道破裂或泄漏的水淹量計算計算，計算結果顯示：K216房間內管道可能產生水淹流量，其最大的水淹流量為62.6m3／h，并根據“管道破口流體泄露的持續時間為1h”的假設條件，則其產生的水淹總量為62.6m3。

（2）水淹路徑

水淹源發生在K216房間內，根據表4“K216及相鄰房間的房門類型”及“防火門、屏蔽門、水密封門能夠阻擋水的漫延的假設”，水淹僅能在K216、K210和K212房間內漫延，即水淹從K216漫延至K212和K210房間。

（3）水淹面積

根據在K216房間內發生水淹后的漫延路徑，以及表3給出的K216及相鄰房間的面積，可以得到在不考慮設備占地面積條件下的水淹面積為：

若考慮K216房間及其相鄰房間內設備的占地面積，則考慮設備占地面積條件下的水淹面積約為371m2。

2.2.2 可能危及的安全設備分析

對表5“K216房間水淹可能影響的房間及設備信息”進行篩選分析，即可得到水淹可能危及到的安全設備，如表6所示。

表6 K216房間水淹可能危及安全設備清單Table 6 Safety equipment possibly affected by the flooding in K216

2.3 分析結果

根據2.2節分析，結果表明：

1）在不考慮水淹防護措施的情況下，K216房間內可能的最大水淹總量為62.6m3，最大水淹高度169mm，而K216房間內安全設備的高度分別為110mm和150mm（參見表6），因此，對該房間內的安全設備構成威脅；

2）若考慮該房間的水淹防護措施，即考慮房間內地漏的排水功能（75.6m3／h的排水能力），則K216內的水淹不會對安全設備造成危害。

3 結論

通過對國內百萬千瓦級壓水堆核電廠典型房間（K216裝卸區）內的水淹危害性分析，分析結果及其意義如下：

（1）K216房間內的水淹源不會對核電廠的安全設備構成威脅，因此，不會對核電廠的安全構成威脅；

（2）國內核電廠在工程上尚無全面的內部水淹危害性分析實踐，本文初步探討的典型房間（K216裝卸區）的水淹危害性分析方法具有工程實踐的參考意義，可推廣至核電廠全范圍的內部水淹分析；此方法對于核電廠內部水淹概率安全評價同樣具有參考意義；

（3）本文探討的水淹危害性分析方法在分析假設上具有一定的保守性，但較為簡便，易于工程上實踐。

［1］ ELECTRICTE DE FRANCE，FRAMATOME.RCC-P 900PWR，Design and Construction Rules for System Design of 900MWe PWR Nuclear Power Plants（Rev.4（Sept.1991）Modified 1995）［S］.France：1995.

［2］ 黃衛剛，楊志超，戴忠華，等.水淹廠房的風險分析［J］.水電和新能源，2011，93（1）：58-62.

［3］ 劉海濱，張琴芳，仇永萍.核電廠內部水淹一級概率安全評價［J］.原子能科學技術，2010.9，44（suppl）：261-263.

［4］ 中國核工業總公司.EJ／T 335-1998輕水堆核電廠假想管道破損事故防護設計準則［S］.北京：中國核工業總公司，1998.

［5］ 中國核工業總公司.EJ／T 1079-1998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.

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

［7］ 國家核安全局.HAD102／17-2006核動力廠安全評價與驗證［S］.北京：國家核安全局，2006