核電廠嚴重事故管理要求在“華龍一號”設計中的應用

喻新利,孫 濤,孫金龍,盧文魁,王高鵬,李 力,魏 瑋,朱文韜

(中國核電工程有限公司,北京 100840)

“華龍一號”是在我國數(shù)十年核電科研、設計、制造、建設和運行經驗的基礎上,充分借鑒國際三代核電技術先進理念,采用國際國內最高安全標準研發(fā)設計的三代核電。在國際國內最新核安全法規(guī)標準中,針對核電廠的嚴重事故應對措施設計提出了明確的要求。本文從嚴重事故管理要求的角度出發(fā),結合 “華龍一號”核電廠嚴重事故管理的總體策略,從嚴重事故緩解措施設計的功能要求、可用性要求、可達性要求、支持系統(tǒng)設計要求等方面,給出了 “華龍一號”嚴重事故緩解措施的總體設計要求,為 “華龍一號”應對嚴重事故威脅能力的提高以及實際消除大量放射性物質釋放的安全目標的最終實現(xiàn)提供了保障。

1 嚴重事故管理目標

根據(jù)IAEA NS-G-2.15(2009)“Severe Accident Management Pr ogra mmes f or Nuclear Power Plants”[1],核電廠事故管理是指超設計基準事故期間核電廠操縱人員和其他技術人員采取的所有行動,包括:

1)防止事故發(fā)展到堆芯損傷;

2)一旦出現(xiàn)堆芯損傷,采取行動終止事故進程;

3)盡可能地保持安全殼的功能;

4)使廠內和廠外釋放及其影響最小化。

其中后三項構成事故管理的一個子集,稱為嚴重事故管理 (SA M)。

對核電廠嚴重事故進行管理屬于核電廠縱深防御體系中的第四個層次。2011年日本福島嚴重核事故發(fā)生之后,核安全當局對于核電廠設計應對嚴重事故的能力普遍提出了更高的要求,核工業(yè)界也認識到新一代電廠必須把嚴重事故的應對納入到設計包絡的范圍中。

在國家核安全局2016年發(fā)布的新版HAF102“核動力廠設計安全規(guī)定”[2]中,正式提出了在嚴重事故下實際消除早期或大量放射性釋放的要求。其中包括:

“2.4.2(4)第四層次防御的安全目標是,在嚴重事故下僅需要在區(qū)域和時間上采取有限的防護行動,且避免場外放射性污染或將其減至最小。這要求可能導致早期放射性釋放或者大量放射性釋放的事件序列被實際消除”;

“4.2.2設計必須實際消除可能導致高輻射劑量或大量放射性釋放的核動力廠狀態(tài)”;

“5.1.9.2必須保證核動力廠能進入可控狀態(tài)并維持安全殼功能,從而實際消除導致早期放射性釋放或大量放射性釋放的核動力廠狀態(tài)發(fā)生的可能性”。

這就要求將有可能導致大量放射性釋放的嚴重事故工況納入到核電廠設計考慮的范疇中,通過設置相應的嚴重事故緩解措施對這些嚴重事故工況進行有效的應對。

根據(jù)IAEA于2016年發(fā)布的針對IAEA SSR-2/1[3](HAF102-2016的參照性文件)的解釋性文件IAEA-TECDOC-1791“Considerations on the Application of the IAEA Safety Requirements for the Design of Nuclear Power Plants”[4],核電廠嚴重事故緩解措施設計中需要考慮實際消除的堆芯損傷嚴重事故工況主要包括:

1)直接安全殼加熱;

2)大規(guī)模蒸汽爆炸;

3)氫氣爆炸;

4)安全殼熱量導出喪失;

5)熔融物-混凝土相互作用。

為滿足新版法規(guī)標準對于縱深防御第四層次的更高要求,在 “華龍一號”設計中必須把嚴重事故工況納入到核電廠設計考慮的范圍中,設置一系列完善的嚴重事故應對措施,防止嚴重事故工況下大量放射性釋放的發(fā)生,做到實際消除大量放射性物質釋放的可能性。

2 “華龍一號”嚴重事故管理總體策略

作為漸進型三代壓水堆核電廠,為實現(xiàn)嚴重事故下的安全目標并實際消除嚴重事故導致大量放射性釋放的可能性,“華龍一號”設置有多種專門用于應對嚴重事故的措施,可在發(fā)生堆芯損壞的嚴重事故情況下有效緩解事故后果。這些措施包括:

1)通過一回路快速卸壓系統(tǒng),完成反應堆冷卻劑系統(tǒng)在嚴重事故下的快速卸壓,從而避免高壓熔堆的發(fā)生并導致安全殼直接加熱對安全殼完整性造成的威脅;

2)通過能動與非能動相結合的堆腔注水冷卻系統(tǒng),在堆芯熔毀后淹沒反應堆堆腔并冷卻壓力容器外壁,保持壓力容器下封頭完整性,防止熔融物熔穿壓力容器后進入堆坑發(fā)生大規(guī)模蒸汽爆炸或熔融物-混凝土相互作用對安全殼完整性造成威脅;

3)通過非能動安全殼消氫系統(tǒng),以完全非能動的方式復合嚴重事故過程中安全殼內積聚的大量氫氣,防止氫氣爆燃對安全殼完整性造成的威脅;

4)通過非能動安全殼熱量導出系統(tǒng),在安全殼內原有能動導熱路徑失效的情況下,仍然可以持續(xù)導出安全殼內熱量,將安全殼壓力和溫度降低至可接受的水平,防止安全殼超壓失效。

表1中列出了 “華龍一號”需考慮實際消除的嚴重事故工況及相應的嚴重事故管理策略。

表1 實際消除嚴重事故工況與 “華龍一號”嚴重事故管理策略Table 1 Severe accident conditions to be practically eliminated and corresponding management strategies of HPR1000

3 嚴重事故管理要求在 “華龍一號”設計中的應用

3.1 嚴重事故緩解措施功能要求的確定

“華龍一號”的嚴重事故緩解措施是嚴重事故管理策略施行的核心,對于 “華龍一號”實現(xiàn)實際消除大量放射性釋放的安全目標起到關鍵性作用。因此,首先需要明確其功能要求。

嚴重事故緩解措施的功能要求主要依據(jù)嚴重事故管理的目標來確定。根據(jù)IAEA SSG-2(2016)“Deter ministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants”[5],實際消除放射性大量釋放這一目標的實現(xiàn)可以通過一系列與放射性屏障完整性相關的解耦的 “技術性驗收準則”來保障。主要的指標包括:一回路壓力、壓力容器下封頭熱流密度、安全殼內氫氣濃度、壓力、溫度等。

需要注意的是,該報告同時還提出,在確定技術性驗收準則時,應當考慮充分的保守性,以便確保距離放射性屏障完整性喪失具有足夠的安全裕量。

為滿足 “實際消除放射性大量釋放”這一嚴重事故管理目標,根據(jù) “華龍一號”嚴重事故分析結果,并結合國際國內有關嚴重事故現(xiàn)象的研究成果,同時考慮一定的安全裕量,針對 “華龍一號”各項嚴重事故緩解措施成功實現(xiàn)其預期功能所確定的具體技術性驗收準則如下:

1)對于一回路快速卸壓系統(tǒng),要求系統(tǒng)投入后 “壓力容器失效之前的一回路壓力＜2.0 MPa”;

2)對于能動與非能動相結合的堆腔注水系統(tǒng),要求系統(tǒng)投入后 “壓力容器下封頭壁面的實際熱流密度＜下封頭臨界熱流密度 (CHF)”;

3)對于非能動安全殼消氫系統(tǒng),要求系統(tǒng)投入后 “相當于100%燃料包殼金屬與水反應產生的氫氣平均分布時安全殼內氫氣體積濃度＜10%”;

4)對于非能動安全殼熱量導出系統(tǒng),要求系統(tǒng)投入后 “安全殼內壓力和溫度＜安全殼失效壓力和失效溫度”。

上述針對各項嚴重事故緩解措施的技術性驗收準則既是對 “華龍一號”嚴重事故緩解措施設計的基本功能要求,也是 “華龍一號”實現(xiàn)實際消除大量放射性釋放的可靠保障。

3.2 嚴重事故緩解措施的可用性要求

在發(fā)生嚴重事故的情況下,核電廠往往面臨非常惡劣的溫度、壓力和輻照條件。為確保上述各項嚴重事故管理目標的成功實現(xiàn),需要確保嚴重事故緩解措施在嚴重事故惡劣環(huán)境條件下的可用性。

在HAF102-2016的 “5.5.2安全重要物項的鑒定”一節(jié)中明確提出, “5.5.2.4在鑒定程序中必須考慮合理可預計的環(huán)境條件,以及可能由特定運行工況引起的異常環(huán)境條件。在可能的范圍內,應該以合理的可信度表明在嚴重事故中必須運行的設備 (如某些儀表)能夠達到設計要求”。為了滿足法規(guī)要求,對于 “華龍一號”嚴重事故緩解設施采取嚴重事故鑒定的方式來確保其在嚴重事故環(huán)境條件下的可用性。

以安全殼內的嚴重事故緩解設備的溫度和壓力鑒定條件為例 (此外還有輻照條件),根據(jù)嚴重事故序列分析,確定 “華龍一號”安全殼內設備儀表的溫度和壓力鑒定條件如圖1所示。

圖1 “華龍一號”安全殼內嚴重事故溫度和壓力鑒定條件Fig.1 In-contain ment te mperature&pressure qualification condition of severe accident for HPR1000

“華龍一號”嚴重事故緩解措施的執(zhí)行所需的安全殼內各項相關系統(tǒng)、設備及儀表必須滿足如圖1中所示的溫度和壓力等的鑒定條件,以保證在嚴重事故條件下這些嚴重事故緩解措施能夠實現(xiàn)相應的預期功能。

3.3 嚴重事故緩解措施的可達性要求

在發(fā)生嚴重事故的情況下,核電廠各房間及各區(qū)域往往處于相對于正常運行和設計基準事故更加惡劣的輻照、高溫等環(huán)境條件。為確保上述各項嚴重事故管理目標的成功實現(xiàn),需要確保嚴重事故緩解措施在嚴重事故惡劣環(huán)境條件下的可達性。

在HAF102-2016中提出,“6.5.1場內應急設施設計必須保證工作人員在事故 (包括嚴重事故)和災害情況下能夠在此執(zhí)行預期的應急任務”。為了滿足法規(guī)要求,需要梳理確定嚴重事故緩解措施所需的操作和顯示信息,并通過布置以及屏蔽設計確保相應操作環(huán)境下人員可達性。

“華龍一號”嚴重事故緩解措施的可達性要求主要基于嚴重事故管理操作的方式以及所在區(qū)域的輻照等環(huán)境條件來確定,實施步驟如圖2所示。

具體步驟包括:

圖2 “華龍一號”嚴重事故緩解措施可達性要求Fig.2 Accessibility requirement of HPR1000 severe accident mitigating measures

1)根據(jù) “華龍一號”嚴重事故管理總體策略梳理所需的嚴重事故緩解操作及顯示信息;

2)分析所需的緩解操作和顯示信息中,哪些是能夠在主控室完成和獲得的,哪些是需要操縱人員就地完成或查看的,并確定設備的詳細布設位置;

3)對于主控室內就能夠完成的緩解操作,一般不考慮主控室所有控制手段 (包括操縱員工作站和嚴重事故后備盤)都失效而必須由操縱員現(xiàn)場就地操作的情形,因此只需要確保嚴重事故下主控室的可居留性即可;

4)對于必須由操縱人員就地完成的緩解操作,需要分析嚴重事故條件下操縱員到達并執(zhí)行相應操作所需經過區(qū)域的環(huán)境條件及放射性水平,并通過相關設備的布置以及屏蔽設計,保證該區(qū)域內操縱人員執(zhí)行該緩解操作的可達性。

3.4 嚴重事故支持系統(tǒng)要求

嚴重事故管理各項策略的執(zhí)行離不開相應的支持系統(tǒng),主要包括儀控系統(tǒng)和電源系統(tǒng)。

對于儀控系統(tǒng),在HAF102-2016中提出“6.4.1.1必須設置用于以下目的的儀器儀表:確定可能影響核動力廠裂變過程、反應堆堆芯完整性、反應堆冷卻劑系統(tǒng)完整性和安全殼完整性的所有主要變量的值;獲得核動力廠安全和可靠運行所需的重要信息;確定核動力廠在事故工況下的狀態(tài)以及用于事故管理的決策”;特別的,對于嚴重事故,在IAEA TECDOC-1791中,也明確提出 “專用于緩解和監(jiān)視堆芯融化嚴重事故的儀控系統(tǒng)需要獨立于任何其他的儀控系統(tǒng),這需要其具有相應的獨立的直流電源”。

對于電源系統(tǒng),在HAF102-2016中提出“6.6.1.5用于緩解堆芯熔化后果所必需的設備,必須能夠通過任何可用的動力源提供動力”。關于電源的獨立性要求,在IAEA TECDOC-1791中,也提出 “設計用于緩解堆芯融化事故后果的安全設施應當獨立于緩解DBA的設備”。

根據(jù)上述法規(guī)標準要求,結合 “華龍一號”的嚴重事故管理總體策略,確定了 “華龍一號”嚴重事故儀控及電源系統(tǒng)的總體設計要求。

“華龍一號”設置了嚴重事故專用儀控系統(tǒng),該系統(tǒng)由72 h直流電源供電,且在主控室后備盤上為嚴重事故相關操作及信息顯示提供了專用的后備操作盤臺 (嚴重事故盤),以便在全廠斷電(SBO)等極端條件導致計算機化工作站不可用時,仍然能夠為嚴重事故管理策略的執(zhí)行提供可靠的操作和信息顯示手段。“華龍一號”的嚴重事故儀控總體結構如圖3所示。嚴重事故儀控系統(tǒng)內考慮的具體儀控信息以及嚴重事故盤上可供操作和顯示的信息均可通過梳理 “華龍一號”嚴重事故管理總體策略相關操作和儀表顯示信息來確定。

圖3 “華龍一號”嚴重事故儀控系統(tǒng)總體結構Fig.3 General str uct ure of severe accident I&Csyste m of HPR1000

“華龍一號”為嚴重事故緩解措施設置了嚴重事故專用的72 h不間斷電源供電,在全廠斷電 (SBO)等極端事故導致的嚴重事故工況下,依然能夠為核電廠各項嚴重事故緩解措施的可靠運行提供保障,如表2所示。

表2 “華龍一號”嚴重事故緩解措施供電方案Table 2 Power supply f or severe accident mitigation of HPR1000

4 結束語

“華龍一號”嚴重事故管理的目標是滿足國際國內最新安全法規(guī)中對于核電廠設計應當實現(xiàn)實際消除大量放射性釋放的要求。基于該目標,在 “華龍一號”設計中確定了一系列嚴重事故管理相關的設計要求,包括對于嚴重事故緩解措施的功能要求、在嚴重事故下的可用性要求和可達性要求,以及嚴重事故緩解措施支持系統(tǒng) (儀控和供電)設計要求等。這些設計要求的落實為“華龍一號”實際消除嚴重事故下導致大量放射性物質釋放可能性從而實現(xiàn)嚴重事故下的安全目標提供了有力的保障。

[1]IAEA.NSG 2-15,Severe Accident Management Progra mmes f or Nuclear Power Plants[R],2009．

[2]中國國家核安全局.核動力廠設計安全規(guī)定:HAF102[S]．2016．

[3]IAEA.Safety of Nuclear Power Plants:Design:SSR-2/1[R]．2016．

[4]IAEA.Considerations on the Application of the IAEA Safety Requirements for the Design of Nuclear Power Plants:TECDOC-1791[R]．2016．

[5]IAEA.Deter ministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants:SSG-2[R],2016．