孫廣榮　劉有祺

摘 要：介紹了AP1000、M310與VVER核電機組乏燃料水池冷卻系統(tǒng)的設計特點，分析了這三種堆型的乏池冷卻系統(tǒng)的主要差異，并從工藝角度對這三類機組乏燃料水池冷卻系統(tǒng)的改進提出了合理建議。

關鍵詞：乏燃料水池冷卻；壓水堆；M310；VVER；AP1000

DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2016.09.140

1 引言

2011年3月11日，日本“福島事故”導致大量放射性物質釋放，引起了人們對嚴重事故下乏燃料組件安全問題的高度關注[1]。本文對國內三種典型的核電機組（M310、VVER和AP1000）乏燃料水池（以下簡稱乏池）的冷卻系統(tǒng)做了詳細介紹，對不同堆型該系統(tǒng)的設計特點進行了分析和比較，并提出了改進建議。

2 M310、VVER和AP1000堆型乏池冷卻系統(tǒng)的介紹

2.1 M310乏池冷卻系統(tǒng)（PTR）

M310中PTR系統(tǒng)的簡圖如圖1[2]。M310中的PTR系統(tǒng)布置在安全殼以外，由兩個并聯(lián)的設備系列組成，每個系列有一臺冷卻水循環(huán)泵，一臺冷卻水熱交換器，兩個系列共用一個離子交換樹脂床及進出口母管。此外PTR系統(tǒng)還包括乏燃料貯存池的撇沫回路和換料水池的凈化回路。

2.2 VVER乏池冷卻系統(tǒng)（FAK）

VVER中FAK系統(tǒng)的簡圖如圖2。FAK系統(tǒng)由兩列相互獨立、完全相同的系列組成，每一列均由泵、冷卻器、進出口管道及閥門等設備組成。FAK系統(tǒng)安全殼內取水管上連接有通向余熱排出系統(tǒng)的管道，通過余熱排出系統(tǒng)進入安全殼噴淋系統(tǒng)的兩個冷卻器冷卻后經過安全殼噴淋系統(tǒng)的泵與出口管道返回燃料水池，達到冷卻乏燃料的目的。FAK系統(tǒng)沒有凈化乏池的功能，但其為乏池凈化系統(tǒng)提供了接口。

2.3 AP1000乏池冷卻系統(tǒng)（SFS）

AP1000中SFS系統(tǒng)的簡圖如圖3[3]。SFS系統(tǒng)設置兩個系列，每個系列包含一臺輸水泵，一臺冷卻器，一臺型離子交換器，一臺機械雜質過濾器以及相關管道、閥門、儀控組件等。兩個工作系列共用吸水管線和回水管線，任一系列能夠不依賴另外的系列獨立完成系統(tǒng)功能。此外乏池水面上有兩個撇沫器，省去了專門的撇沫回路。

3 PTR、FAK和SFS系統(tǒng)的比較

M310核電機組的PTR和VVER核電機組的FAK系統(tǒng)都是安全相關的系統(tǒng)，依靠對泵和熱交換器的冗余設計來提高乏池冷卻的可靠性。AP1000的SFS系統(tǒng)為非安全相關系統(tǒng)，在正常運行時通過兩個機械系列冷卻乏池。在全場斷電等事故工況下，AP1000的乏池冷卻系統(tǒng)采用了非能動的設計理念。這三類核電廠的乏池冷卻系統(tǒng)存在明顯差異。

3.1 乏池的布置

M310和AP1000機組的乏池布置在安全殼外，而VVER機組乏池布置在安全殼內。一旦乏池發(fā)生長時間失去冷卻的事故后，存在乏燃料組件熔化大量放射性物質釋放的風險。將乏池布置在安全殼內，能有效防止乏池發(fā)生事故時放射性物質的釋放在環(huán)境中。

3.2 乏池正常補水

正常運行情況下，當乏池水裝量減少時需要向乏池補水。PTR系統(tǒng)和SFS系統(tǒng)具有在乏池由于蒸發(fā)或者小流量泄漏水位降低的情況下為乏池補水的功能。M310系統(tǒng)和AP1000系統(tǒng)由于蒸發(fā)而引起的乏池水位降低均由除鹽水系統(tǒng)進行補給，而在小流量泄漏的狀況下，M310乏池硼水由硼回收系統(tǒng)提供，AP1000乏池硼水補給是由化學與容積控制系統(tǒng)提供。VVER機組中FAK系統(tǒng)沒有乏池補水功能，但是FAK系統(tǒng)為乏池和硼水貯存箱凈化系統(tǒng)提供接口，在乏池水位降低時由硼水貯存箱提供補給。

3.3 水體轉運回路

PTR、SFS和FAK系統(tǒng)均承擔換料期間，水體在換料相關的各個水池之間的轉運工作。PTR系統(tǒng)中燃料輸送池和乏燃料裝罐池的補水管線與乏燃料池水冷卻的回水管線共用，在燃料運輸池、乏燃料裝罐池的補水及它們之間進行水體轉運時乏池會暫時失去冷卻；SFS系統(tǒng)的乏池，沖洗池和運輸通道之間設置了兩條共用的送水和排水母管，SFS的一個系列進行乏池冷卻的同時，另一個系列可以完成各個水箱的水體的轉運；FAK系統(tǒng)中反應堆豎井、堆內構件檢查井設置了充水管線與FAK的一個系列完成這兩個水池的充水，F(xiàn)AK系統(tǒng)設置了一個可移動的排水泵，反應堆豎井、堆內構件檢查井及乏池需要排水時，將可移動的排水泵接入排水管線來完成排水。FAK可移動排水泵的設置簡化了排水管線的復雜程度。

3.4 凈化回路

PTR與SFS系統(tǒng)有凈化各水池水體的功能，F(xiàn)AK系統(tǒng)無該功能。PTR系統(tǒng)兩個系列中設置了一臺共用的樹脂床和兩臺過濾器，去除乏池水中的灰塵和離子態(tài)雜質。為保持乏池池水的透明度設置了一條撇沫回路，此外還為換料水池專門在設置了一條過濾回路。SFS系統(tǒng)的兩個機械系列各設置了一個樹脂床和一個過濾器，共用的乏池取水母管上設置了撇沫器。SFS凈化回路與PTR凈化回路相比的優(yōu)點是：

（1）系統(tǒng)簡化，SFS與PTR系統(tǒng)相比減少了泵、過濾器及相關設備的數(shù)量；

（2）增加乏池凈化的可靠性，SFS系統(tǒng)在一個系列完成乏池水體凈化的同時可以完成另一臺樹脂床的更換；

（3）在乏池持續(xù)冷卻和凈化的時不影響其它水池完成凈化功能。

3.5 系統(tǒng)正常運行

PTR、SFS、FAK在電廠正常運行時均只有一列進行乏池的冷卻。當1/3堆芯卸料模式下，PTR系統(tǒng)一列運行，一列備用。在一個堆芯完整卸料時，PTR系統(tǒng)采用雙列運行。PTR的偶數(shù)列可以作為余熱排出系統(tǒng)的備用列。SFS系統(tǒng)在廠換料時兩列均用來冷卻乏池，此外余熱排出系統(tǒng)的一列可以作為SFS的備用列。FAK系統(tǒng)在部分堆芯卸料時，一個通道運行，池水溫度高于55℃，投入備用通道。全堆芯卸料時投入FAK一個系列和余熱排出系統(tǒng)的一個系列排出乏池的余熱，F(xiàn)AK的第二個作為備用列。在部分堆芯卸料時PTR、SFS和FAK始終均有備用列，但是在全部堆芯卸料時，PTR系統(tǒng)無備用列，不能滿足單一故障準則。

3.6 全場斷電事故后的緩解

由于PTR和FAK 系統(tǒng)乏池的冷卻和補水均需要通過泵來完成，故在發(fā)生全場斷電事故后，無法冷卻乏池。需要在乏池沸騰之前快速恢復冷卻泵的電源。SFS系統(tǒng)的設計秉承了AP1000非能動的設計理念，可以不依賴能動設備緩解能動系統(tǒng)失效而造成的乏池失去冷卻。全場斷電的情況下由非能動安全殼冷卻水箱及乏燃料容器清洗池為乏池補水，通過池水蒸發(fā)來移出乏池的熱量，乏燃料池水水量及安全相關補水足以維持乏池冷卻3天，廠內補水可以維持乏池冷卻7天。

4 三類機組乏池冷卻系統(tǒng)改進的建議

綜上所述，M310、AP1000和VVER機組的乏池冷卻系統(tǒng)均可以進一步改進提高系統(tǒng)的可靠性，改進建議如下。

4.1 增加事故后防止乏池大量放射性釋放的屏障

M310和AP1000的乏池布置在安全殼外，存在大量放射性物質釋放的風險。故需要考慮在乏池上方增加類似于安全殼的包容設施，在包容設施外設置類似于非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的自然冷卻設施來排除包容設施的余熱。乏池冷卻系統(tǒng)長時間失效后，熱量能通過類似于AP1000安全殼內的傳熱方式傳遞到包容設施外，以滿足縱深防御的要求。

4.2 采取多樣化的冷卻手段

建議增大M310、VVER機組乏池的容積，延長乏池失去冷卻到池水的開始沸騰時間，在電源故障或者冷卻劑泵故障后，能有更充足的時間修復電源或冷卻劑泵。為維持喪失電源時乏池的冷卻，可以在M310和VVER機組中增加類似于AP1000的高位的水箱，能夠不依賴能動設備為乏池補水。此外可以引入空氣冷卻等手段增加乏池冷卻的多樣性，提高乏池冷卻的安全性。

4.3 增加乏池補水的外部接口

在M310、VVER和AP1000的乏池中增加易于移動設備連接的補水接口，在乏池冷卻系統(tǒng)電源喪失或冷卻泵出現(xiàn)故障，由于局部放射性高等原因無法恢復時，可以通過場內的消防車或柴油機驅動的水泵將水注入乏池。在事故后通過補水和蒸發(fā)的方式維持長期的乏池衰變熱的排出。

4.4 增加乏池和余熱排出系統(tǒng)的接口

M310機組全堆芯卸料時，PTR系統(tǒng)兩個系列均運行無備用列。在壓力容器檢查或其他原因引起的全堆芯卸料時，從堆芯卸載到乏池的燃料組件的衰變熱負荷的移除完全是由PTR系統(tǒng)進行，余熱排出系統(tǒng)不承擔排出衰變熱的功能。可以增加乏池和余熱排出系統(tǒng)的接口，使全堆芯卸料后余熱排出系統(tǒng)的兩個系列可以作為PTR系統(tǒng)的備用列，使全堆芯卸料情況下，乏池的冷卻滿足單一故障準則。

5 結語

由于設計理念的不同這三種核電廠的乏池冷卻系統(tǒng)存在著差異。文章對比分析了三種核電廠的乏池冷卻系統(tǒng)，并提出了改進建議。希望能對以上三類核電廠提高乏池冷卻系統(tǒng)的可靠性能有所幫助。

參考文獻：

[1]IAEA report on Preliminary Lessons Learned from the Fukushima Daiichi Accident.

[2]廣東核電培訓中心.900MW壓水堆核電廠系統(tǒng)與設備[M].北京：原子能出版社，2007.

[3]林誠格.非能動安全先進核電廠AP1000[M].北京：原子能出版社，2008.

作者簡介：孫廣榮（1988-），助理工程師，主要從事核燃料管理相關工作。