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

（生態環境部核與輻射安全中心，北京 100082）

確保乏燃料水池內燃料組件的充分冷卻[1]是核動力廠設計中要考慮的一個重要方面，核動力廠配套設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，水池內的衰變熱通過乏燃料水池冷卻系統帶出。早期在核動力廠設計中僅評估乏燃料水池冷卻系統的冷卻能力，并未明確考慮乏燃料水池冷卻相關的工況分類。

最新發布的核安全導則針對確定論分析及燃料裝卸和貯存系統設計，要求考慮與乏燃料水池相關的核動力廠狀態。根據核安全導則的最新要求，并參考相關標準規范，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則和單一故障假設給出了建議和指導。

1 乏燃料水池冷卻相關的工況分類

1.1 相關導則和標準的要求

近年來為匹配《核動力廠設計安全規定》（HAF 102—2016）的要求[2]，配套核安全導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設計》（HAD 102/15—2021）[4]中均要求考慮與乏燃料水池相關的核動力廠狀態，包括正常運行、預計運行事件、設計基準事故和設計擴展工況。核安全導則中針對乏燃料水池冷卻給出的典型假設始發事件示例（見表1），其工況分類依據的發生頻率與堆芯相關事故工況分類保持一致。

表1 核安全導則中有關乏燃料水池典型的假設始發事件示例Table 1 Typical postulated initiating events in nuclear safety guides for the spent fuel pool

美國國家標準ANSI/ANS-57.2—1983《輕水堆核電廠乏燃料貯存設施的設計要求》[5]中關于乏燃料貯存設施工況分類依據的發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，按發生頻率對應于我國導則的預計運行事件，Ⅳ類工況對應于設計基準事故。

表2 ANSI/ANS-57.2 中有關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 國內關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的異常運行工況[6]考慮有：

（1）一臺乏燃料水池冷卻系統泵失效；

（2）乏燃料水池冷卻系統泄漏；

（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電機全部喪失。

國內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的工況[7]，工況選取如下：

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

設計基準事故：

（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或失去一列支持系統（反應堆完全卸料工況）；

（3）與乏燃料水池連接系統的可隔離管線故障；

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

設計擴展工況：喪失全部乏燃料水池冷卻系統。

1.3 乏燃料水池冷卻相關工況的選取建議

參考我國核安全導則和美國技術文件ANSI/ANS-57.2 中關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于乏燃料水池冷卻系統及其支持系統的設計特點，基于事件發生頻率，將ANSI/ANS-57.2中的Ⅱ類和Ⅲ類工況歸為預計運行事件，Ⅳ工況歸為設計基準事故，結合工程設計實踐，對部分事件進行了合并優化，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

關于不同工況下最大熱負荷的假設，除預計運行事件的“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的最大熱負荷進行分析評價。鑒于目前國內壓水堆核電機組全部采用整堆芯卸料的模式，正常工況下水池內的最大熱負荷需考慮：

（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。

設計基準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為非安全級非抗震Ⅰ類設計，在該工況下采用安全級的補水蒸發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計基準事故緩解的乏燃料水池冷卻系統，由于系統本身已按安全 3 級抗震Ⅰ類設計，能夠抵御安全停堆地震，并滿足單一故障準則，在該工況下仍能執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設計

乏燃料水池冷卻系統要求在所有工況下為乏燃料水池內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按安全3 級、抗震Ⅰ類設計，該系統既用于正常運行又用于緩解假設始發事件；第二種是能動的乏燃料水池冷卻系統按非安全級非抗震設計，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則建議

HAD 102/15—2021 對于預計運行事件要求應能及時恢復余熱排出能力，使池水溫度恢復到可接受水平；事故工況（包括設計基準事故和設計擴展工況）下要求依靠固有安全特性、能動/非能動系統的運行、或二者結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的設計有不同的選擇方案，核安全導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 節要求在工況Ⅱ產生整體沸騰之前和在工況Ⅲ、Ⅳ超過水池結構設計限值之前，具有恢復喪失的強迫冷卻的能力。美國核管會標準審查大綱NUREG-0800 第9.1.3 節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設計，使得冷卻劑既不會流失也不會因虹吸效應而降到規定水位之下。

法國EDF 發布的《900 MW 壓水堆核電廠系統設計和建造準則》（RCC-P）91 版[8]對于乏燃料水池冷卻系統要求：

（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計基準溫度；

（2）系統應設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。

早期大亞灣核電廠的系統設計手冊中對于乏燃料水池冷卻系統設有兩個系列，具體設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 個堆芯設計，最后一個1/3 堆芯貯存了14 天（從反應堆停堆至最后1/3 堆芯卸料結束所需時間），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）條的熱負荷考慮的是反應堆部分卸料的換料方式，第（2）條的熱負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，相應的熱負荷也有所增加，但對于冷卻系統設計需要遵循的溫度準則沒有變化。

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設計時，對池水溫度限值要求基本參考大亞灣核電廠的早期設計原則，不同點在于現在國內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，導致乏燃料水池內熱負荷的增加，故大部分機組增設了一個冷卻系列[9]（見圖1）或只新增一臺冷卻泵。

圖1 乏燃料水池冷卻系統的典型設計Fig.1 The typical design of the spent fuel pool cooling system

EPR 機組系統設計遵照的《EPR 安全和工藝技術規范》（ETC-S）[10]中對于乏燃料水池冷卻系統未說明具體的冷卻要求，EPR 機組的乏燃料水池冷卻系統有三個系列，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的預計運行事件和設計基準事故，其安全準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設有兩個系列，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-蒸發將水位維持在乏燃料組件以上。

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

綜上，根據國內外導則標準要求，結合各類機組工程實踐，針對乏燃料水池冷卻相關的預計運行事件建議溫度安全限值設為80 ℃；對于設計基準事故，采用能動冷卻方式的，建議溫度安全限值設為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 單一故障準則的應用范疇和例外條款

單一故障準則應用的目的是降低具有不可接受后果的核電廠狀態的頻率，即假設一個系統中的任意單個部件失效，設計仍能實現其預定的系統功能。《核動力廠設計安全規定》（HAF 102—2016）中關于單一故障準則要求“必須對核動力廠設計中所包括的每個安全組合都應用單一故障準則”，安全組合定義為用于完成某一特定假設始發事件下所必需的各種動作的設備組合，其使命是防止預計運行事件和設計基準事故的后果超過設計基準中的規定限值。即在預計運行事件和設計基準事故分析時需考慮單一故障。

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

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，既用于正常運行又用于減輕始發事件后果，是一個具有雙重功能的安全重要流體系統，針對始發事件為“乏燃料水池冷卻系統或其支持系統一列不可用”，分析中不再假設單一故障。其他預計運行事件和設計基準事故均需考慮單一故障，設計擴展工況分析中也無需考慮單一故障。

4 總結和討論

根據最新核安全導則的要求，參考美國ANSI/ANS-57.2 的指導，結合我國典型乏燃料水池冷卻系統的設計和國內工程實踐，本文建議的乏燃料水池冷卻的工況如表3 所示。同時建議預計運行事件的溫度限值準則為80 ℃，設計基準事故的溫度限值準則為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，標準中列舉的例外工況可以不疊加考慮單一故障準則。

關于乏燃料水池冷卻相關的工況選取和溫度限值準則，本文根據相關導則標準要求和工程實踐，僅給出相關意見建議，后續還需要行業內進行探討，形成行業共識并獲得監管機構認可。