李 娟，趙丹妮，劉 宇，崔賀鋒

（生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 100082）

確保乏燃料水池內(nèi)燃料組件的充分冷卻[1]是核動(dòng)力廠(chǎng)設(shè)計(jì)中要考慮的一個(gè)重要方面，核動(dòng)力廠(chǎng)配套設(shè)計(jì)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(nèi)的衰變熱通過(guò)乏燃料水池冷卻系統(tǒng)帶出。早期在核動(dòng)力廠(chǎng)設(shè)計(jì)中僅評(píng)估乏燃料水池冷卻系統(tǒng)的冷卻能力，并未明確考慮乏燃料水池冷卻相關(guān)的工況分類(lèi)。

最新發(fā)布的核安全導(dǎo)則針對(duì)確定論分析及燃料裝卸和貯存系統(tǒng)設(shè)計(jì)，要求考慮與乏燃料水池相關(guān)的核動(dòng)力廠(chǎng)狀態(tài)。根據(jù)核安全導(dǎo)則的最新要求，并參考相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范，本文研究了針對(duì)乏燃料水池冷卻需考慮的工況分類(lèi)，并就不同工況下的溫度限值準(zhǔn)則和單一故障假設(shè)給出了建議和指導(dǎo)。

1 乏燃料水池冷卻相關(guān)的工況分類(lèi)

1.1 相關(guān)導(dǎo)則和標(biāo)準(zhǔn)的要求

近年來(lái)為匹配《核動(dòng)力廠(chǎng)設(shè)計(jì)安全規(guī)定》（HAF 102—2016）的要求[2]，配套核安全導(dǎo)則均進(jìn)行了修訂升版，《核動(dòng)力廠(chǎng)確定論安全分析》（2021 版）[3]和《核動(dòng)力廠(chǎng)燃料裝卸和貯存系統(tǒng)設(shè)計(jì)》（HAD 102/15—2021）[4]中均要求考慮與乏燃料水池相關(guān)的核動(dòng)力廠(chǎng)狀態(tài)，包括正常運(yùn)行、預(yù)計(jì)運(yùn)行事件、設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況。核安全導(dǎo)則中針對(duì)乏燃料水池冷卻給出的典型假設(shè)始發(fā)事件示例（見(jiàn)表1），其工況分類(lèi)依據(jù)的發(fā)生頻率與堆芯相關(guān)事故工況分類(lèi)保持一致。

表1 核安全導(dǎo)則中有關(guān)乏燃料水池典型的假設(shè)始發(fā)事件示例Table 1 Typical postulated initiating events in nuclear safety guides for the spent fuel pool

美國(guó)國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)ANSI/ANS-57.2—1983《輕水堆核電廠(chǎng)乏燃料貯存設(shè)施的設(shè)計(jì)要求》[5]中關(guān)于乏燃料貯存設(shè)施工況分類(lèi)依據(jù)的發(fā)生頻率考慮有所不同（見(jiàn)表2），ANSI/ANS-57.2 中的Ⅱ類(lèi)和Ⅲ類(lèi)工況，按發(fā)生頻率對(duì)應(yīng)于我國(guó)導(dǎo)則的預(yù)計(jì)運(yùn)行事件，Ⅳ類(lèi)工況對(duì)應(yīng)于設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。

表2 ANSI/ANS-57.2 中有關(guān)乏燃料水池冷卻的工況分類(lèi)Table 2 Condition classification of spent fuel pool cooling in ANSI/ANS-57.2

1.2 國(guó)內(nèi)關(guān)于乏燃料水池工況選取的實(shí)踐

AP1000 依托項(xiàng)目針對(duì)乏燃料水池冷卻系統(tǒng)的異常運(yùn)行工況[6]考慮有：

（1）一臺(tái)乏燃料水池冷卻系統(tǒng)泵失效；

（2）乏燃料水池冷卻系統(tǒng)泄漏；

（3）廠(chǎng)外電源喪失；

（4）全廠(chǎng)斷電，即廠(chǎng)外電源和所有備用柴油發(fā)電機(jī)全部喪失。

國(guó)內(nèi)EPR 機(jī)組首次在安全分析報(bào)告第15章的事故分析中描述了與乏燃料水池冷卻相關(guān)的工況[7]，工況選取如下：

預(yù)計(jì)運(yùn)行事件：失去一列乏燃料水池冷卻系統(tǒng)或失去一列支持系統(tǒng)（功率運(yùn)行，熱停堆和中間停堆工況）。

設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故：

（1）長(zhǎng)期廠(chǎng)外電源喪失（＞2 小時(shí)）時(shí)乏燃料水池的冷卻（功率運(yùn)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(tǒng)或失去一列支持系統(tǒng)（反應(yīng)堆完全卸料工況）；

（3）與乏燃料水池連接系統(tǒng)的可隔離管線(xiàn)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(tǒng)破口（DN＜250 mm），造成乏燃料水池排水（換料停堆工況）。

設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況：?jiǎn)适糠θ剂纤乩鋮s系統(tǒng)。

1.3 乏燃料水池冷卻相關(guān)工況的選取建議

參考我國(guó)核安全導(dǎo)則和美國(guó)技術(shù)文件ANSI/ANS-57.2 中關(guān)于乏燃料水池各工況下的事件清單，并綜合考慮能動(dòng)和非能動(dòng)核電機(jī)組關(guān)于乏燃料水池冷卻系統(tǒng)及其支持系統(tǒng)的設(shè)計(jì)特點(diǎn)，基于事件發(fā)生頻率，將ANSI/ANS-57.2中的Ⅱ類(lèi)和Ⅲ類(lèi)工況歸為預(yù)計(jì)運(yùn)行事件，Ⅳ工況歸為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，結(jié)合工程設(shè)計(jì)實(shí)踐，對(duì)部分事件進(jìn)行了合并優(yōu)化，本文對(duì)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(guān)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(guān)于不同工況下最大熱負(fù)荷的假設(shè)，除預(yù)計(jì)運(yùn)行事件的“非正常情況下的整個(gè)堆芯卸出”，其他工況均按正常停堆換料時(shí)乏燃料水池內(nèi)的最大熱負(fù)荷進(jìn)行分析評(píng)價(jià)。鑒于目前國(guó)內(nèi)壓水堆核電機(jī)組全部采用整堆芯卸料的模式，正常工況下水池內(nèi)的最大熱負(fù)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(shí)間；

（2）乏池滿(mǎn)載時(shí)水池內(nèi)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(shí)最大熱負(fù)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(mǎn)載時(shí)所有已貯存乏燃料的衰變熱功率。

對(duì)于喪失廠(chǎng)外電源建議不再限定喪失時(shí)長(zhǎng)，而直接作為預(yù)計(jì)運(yùn)行事件考慮。對(duì)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(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故中安全停堆地震可能造成用于正常運(yùn)行的乏燃料水池冷卻系統(tǒng)不可用，如AP1000 機(jī)組用于正常運(yùn)行的能動(dòng)的乏燃料水池冷卻系統(tǒng)為非安全級(jí)非抗震Ⅰ類(lèi)設(shè)計(jì)，在該工況下采用安全級(jí)的補(bǔ)水蒸發(fā)手段來(lái)保證乏燃料水池冷卻。對(duì)于既用于正常運(yùn)行又用于設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故緩解的乏燃料水池冷卻系統(tǒng)，由于系統(tǒng)本身已按安全 3 級(jí)抗震Ⅰ類(lèi)設(shè)計(jì)，能夠抵御安全停堆地震，并滿(mǎn)足單一故障準(zhǔn)則，在該工況下仍能執(zhí)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(tǒng)設(shè)計(jì)

乏燃料水池冷卻系統(tǒng)要求在所有工況下為乏燃料水池內(nèi)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(dòng)的乏燃料水池冷卻系統(tǒng)按安全3 級(jí)、抗震Ⅰ類(lèi)設(shè)計(jì)，該系統(tǒng)既用于正常運(yùn)行又用于緩解假設(shè)始發(fā)事件；第二種是能動(dòng)的乏燃料水池冷卻系統(tǒng)按非安全級(jí)非抗震設(shè)計(jì)，僅用于正常運(yùn)行。事故工況下依靠安全級(jí)抗震Ⅰ類(lèi)的液位監(jiān)測(cè)儀表、補(bǔ)給水源和燃料廠(chǎng)房上的釋放面板（事故工況自動(dòng)打開(kāi)），通過(guò)補(bǔ)水-蒸發(fā)的手段來(lái)滿(mǎn)足乏燃料水池冷卻要求。

2.2 不同工況下的溫度限值準(zhǔn)則建議

HAD 102/15—2021 對(duì)于預(yù)計(jì)運(yùn)行事件要求應(yīng)能及時(shí)恢復(fù)余熱排出能力，使池水溫度恢復(fù)到可接受水平；事故工況（包括設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況）下要求依靠固有安全特性、能動(dòng)/非能動(dòng)系統(tǒng)的運(yùn)行、或二者結(jié)合起來(lái)保證已輻照燃料的余熱排出。由于乏燃料水池冷卻系統(tǒng)的設(shè)計(jì)有不同的選擇方案，核安全導(dǎo)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(jié)要求在工況Ⅱ產(chǎn)生整體沸騰之前和在工況Ⅲ、Ⅳ超過(guò)水池結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)限值之前，具有恢復(fù)喪失的強(qiáng)迫冷卻的能力。美國(guó)核管會(huì)標(biāo)準(zhǔn)審查大綱NUREG-0800 第9.1.3 節(jié)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(guò)提供足夠的冷卻劑補(bǔ)給能力，以及通過(guò)乏燃料水池冷卻系統(tǒng)設(shè)計(jì)，使得冷卻劑既不會(huì)流失也不會(huì)因虹吸效應(yīng)而降到規(guī)定水位之下。

法國(guó)EDF 發(fā)布的《900 MW 壓水堆核電廠(chǎng)系統(tǒng)設(shè)計(jì)和建造準(zhǔn)則》（RCC-P）91 版[8]對(duì)于乏燃料水池冷卻系統(tǒng)要求：

（1）每個(gè)系列能排出由乏燃料釋放出的全部剩余功率，此時(shí)假定最終熱阱的溫度為其設(shè)計(jì)基準(zhǔn)溫度；

（2）系統(tǒng)應(yīng)設(shè)計(jì)成使乏燃料貯存水池的溫度與保持其金屬密封襯里的強(qiáng)度所要求的溫度相適應(yīng)。

早期大亞灣核電廠(chǎng)的系統(tǒng)設(shè)計(jì)手冊(cè)中對(duì)于乏燃料水池冷卻系統(tǒng)設(shè)有兩個(gè)系列，具體設(shè)計(jì)要求為單臺(tái)泵和單臺(tái)熱交換器的排熱能力要符合：

（1）正常最多貯存10/3 個(gè)堆芯設(shè)計(jì)，最后一個(gè)1/3 堆芯貯存了14 天（從反應(yīng)堆停堆至最后1/3 堆芯卸料結(jié)束所需時(shí)間），池水水溫不超過(guò)50 ℃；

（2）考慮13/3 個(gè)堆芯的特殊貯存，即基于上述已定義的10/3 個(gè)堆芯加上一個(gè)完全卸出的堆芯，要求池水溫度不超過(guò)80 ℃。

第（1）條的熱負(fù)荷考慮的是反應(yīng)堆部分卸料的換料方式，第（2）條的熱負(fù)荷考慮的是緊急整堆芯卸料工況。目前大亞灣核電廠(chǎng)的乏燃料水池已實(shí)施擴(kuò)容改造，貯存容量增加，相應(yīng)的熱負(fù)荷也有所增加，但對(duì)于冷卻系統(tǒng)設(shè)計(jì)需要遵循的溫度準(zhǔn)則沒(méi)有變化。

我國(guó)二代改進(jìn)型機(jī)組和“華龍一號(hào)”機(jī)組在乏燃料水池冷卻系統(tǒng)設(shè)計(jì)時(shí)，對(duì)池水溫度限值要求基本參考大亞灣核電廠(chǎng)的早期設(shè)計(jì)原則，不同點(diǎn)在于現(xiàn)在國(guó)內(nèi)機(jī)組正常運(yùn)行時(shí)已全部采取整堆芯卸料的換料方式，且卸料時(shí)間有所縮短，導(dǎo)致乏燃料水池內(nèi)熱負(fù)荷的增加，故大部分機(jī)組增設(shè)了一個(gè)冷卻系列[9]（見(jiàn)圖1）或只新增一臺(tái)冷卻泵。

圖1 乏燃料水池冷卻系統(tǒng)的典型設(shè)計(jì)Fig.1 The typical design of the spent fuel pool cooling system

EPR 機(jī)組系統(tǒng)設(shè)計(jì)遵照的《EPR 安全和工藝技術(shù)規(guī)范》（ETC-S）[10]中對(duì)于乏燃料水池冷卻系統(tǒng)未說(shuō)明具體的冷卻要求，EPR 機(jī)組的乏燃料水池冷卻系統(tǒng)有三個(gè)系列，整堆芯卸料工況期間，兩個(gè)系列運(yùn)行可以保持池水溫度低于50 ℃。事故分析中對(duì)于乏燃料水池冷卻相關(guān)的預(yù)計(jì)運(yùn)行事件和設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，其安全準(zhǔn)則為池水水溫不超過(guò)80 ℃。

AP1000 機(jī)組用于正常運(yùn)行能動(dòng)的乏燃料水池冷卻系統(tǒng)設(shè)有兩個(gè)系列，要求：

（1）針對(duì)部分堆芯換料，兩個(gè)冷卻列運(yùn)行可以保持池水水溫低于50 ℃；

（2）針對(duì)整堆芯卸料，兩個(gè)冷卻列運(yùn)行也可以保持池水水溫低于50 ℃。

此外正常余熱排出系統(tǒng)的一個(gè)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(guò)補(bǔ)水-蒸發(fā)將水位維持在乏燃料組件以上。

對(duì)于乏燃料水池冷卻系統(tǒng)全部喪失的設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況，《福島核事故后核電廠(chǎng)改進(jìn)行動(dòng)通用技術(shù)要求》（試行）[11]要求增設(shè)抗震Ⅰ類(lèi)的液位儀表和乏燃料水池應(yīng)急補(bǔ)水措施，以保證該工況下池水水位不會(huì)造成燃料組件裸露。

綜上，根據(jù)國(guó)內(nèi)外導(dǎo)則標(biāo)準(zhǔn)要求，結(jié)合各類(lèi)機(jī)組工程實(shí)踐，針對(duì)乏燃料水池冷卻相關(guān)的預(yù)計(jì)運(yùn)行事件建議溫度安全限值設(shè)為80 ℃；對(duì)于設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，采用能動(dòng)冷卻方式的，建議溫度安全限值設(shè)為80 ℃；采用非能動(dòng)冷卻方式的，保證池水水位始終在燃料組件之上；對(duì)于設(shè)計(jì)擴(kuò)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(zhǔn)則的應(yīng)用范疇和例外條款

單一故障準(zhǔn)則應(yīng)用的目的是降低具有不可接受后果的核電廠(chǎng)狀態(tài)的頻率，即假設(shè)一個(gè)系統(tǒng)中的任意單個(gè)部件失效，設(shè)計(jì)仍能實(shí)現(xiàn)其預(yù)定的系統(tǒng)功能?！逗藙?dòng)力廠(chǎng)設(shè)計(jì)安全規(guī)定》（HAF 102—2016）中關(guān)于單一故障準(zhǔn)則要求“必須對(duì)核動(dòng)力廠(chǎng)設(shè)計(jì)中所包括的每個(gè)安全組合都應(yīng)用單一故障準(zhǔn)則”，安全組合定義為用于完成某一特定假設(shè)始發(fā)事件下所必需的各種動(dòng)作的設(shè)備組合，其使命是防止預(yù)計(jì)運(yùn)行事件和設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的后果超過(guò)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)中的規(guī)定限值。即在預(yù)計(jì)運(yùn)行事件和設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故分析時(shí)需考慮單一故障。

《壓水堆安全重要流體系統(tǒng)單一故障準(zhǔn)則》NB/T 20402—2017RK 關(guān)于不考慮單一故障的情況[12]在第5.3 條規(guī)定“若按技術(shù)規(guī)格書(shū)要求，允許安全重要流體系統(tǒng)冗余設(shè)置的多個(gè)系列中的一個(gè)系列在短期維修期間暫時(shí)不可用，在此期間不必假設(shè)在其他系列中有單一故障”；第5.5 條規(guī)定“若假設(shè)始發(fā)事件是具有雙重目的的安全重要流體系統(tǒng)（即該系統(tǒng)既是正常運(yùn)行所需，又是反應(yīng)堆停堆和減輕始發(fā)事件的后果所需）的兩個(gè)或多個(gè)系列中的一個(gè)系列故障，則在系統(tǒng)其余的一個(gè)系列或多重系列中不必假設(shè)單一故障。其條件是該系統(tǒng)按照抗震Ⅰ類(lèi)要求進(jìn)行設(shè)計(jì)，能從廠(chǎng)內(nèi)和廠(chǎng)外獲得電源，按安全分級(jí)相應(yīng)的質(zhì)量保證、試驗(yàn)、在役檢查標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行建造、運(yùn)行和檢查”。美國(guó)國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)ANSI/ANS-58.9—1981 中第4.3 和4.5 節(jié)[13]也給出了同樣的分析指導(dǎo)。

3.2 單一故障在乏燃料水池冷卻工況中的考慮建議

對(duì)于我國(guó)二代改進(jìn)型、“華龍一號(hào)”、EPR和VVER 機(jī)組的乏燃料池冷卻系統(tǒng)，既用于正常運(yùn)行又用于減輕始發(fā)事件后果，是一個(gè)具有雙重功能的安全重要流體系統(tǒng)，針對(duì)始發(fā)事件為“乏燃料水池冷卻系統(tǒng)或其支持系統(tǒng)一列不可用”，分析中不再假設(shè)單一故障。其他預(yù)計(jì)運(yùn)行事件和設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故均需考慮單一故障，設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況分析中也無(wú)需考慮單一故障。

4 總結(jié)和討論

根據(jù)最新核安全導(dǎo)則的要求，參考美國(guó)ANSI/ANS-57.2 的指導(dǎo)，結(jié)合我國(guó)典型乏燃料水池冷卻系統(tǒng)的設(shè)計(jì)和國(guó)內(nèi)工程實(shí)踐，本文建議的乏燃料水池冷卻的工況如表3 所示。同時(shí)建議預(yù)計(jì)運(yùn)行事件的溫度限值準(zhǔn)則為80 ℃，設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的溫度限值準(zhǔn)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(shí)，標(biāo)準(zhǔn)中列舉的例外工況可以不疊加考慮單一故障準(zhǔn)則。

關(guān)于乏燃料水池冷卻相關(guān)的工況選取和溫度限值準(zhǔn)則，本文根據(jù)相關(guān)導(dǎo)則標(biāo)準(zhǔn)要求和工程實(shí)踐，僅給出相關(guān)意見(jiàn)建議，后續(xù)還需要行業(yè)內(nèi)進(jìn)行探討，形成行業(yè)共識(shí)并獲得監(jiān)管機(jī)構(gòu)認(rèn)可。