双堆布置核电厂公用设施对双堆超设计基准事故缓解的影响和改进
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第３７卷 ２０１７焦 第２期 ４月 核科学与工程 Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓｃｉｅｎｃｅ ａｎｄ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ Ｖｏ１．３７ ＮＯ．２ Ａｐｒ．２０１７
双堆布置核电厂公用设施对双堆超设计
基准事故缓解的影响和改进
吴宇翔，张国强，张雪霜
（中国核电工程有限公司，北京１００８４０）
摘要：福岛事故后，同一厂址多台机组同时发生超设计基准事故（包括严重事故）的后果开始受到关注， 为此需要从设计上保证核电厂事故应对措施的独立性。我国运行和在建的大部分核电厂为双堆布置的 二代改进型核电厂。分析表明，水压试验泵和安全壳过滤排放系统（ＥＵＦ）为双堆公用，对双堆超设计基 准事故的应对能力存在影响。进而研究了这两个公用设施在现有电厂中的潜在改进选项，从尽量减少 硬件改动的目的出发提出了最可能的改进方案。其中ＥＵＦ交替排放仅仅通过操作规程的变化，凭借一 套公用系统即可实现双堆的卸压目的。进一步计算也证明，合理选取交替排放的时间窗口，ＥＵＦ交替 排放在最保守及最现实的事故情况下均能确保双堆安全壳的安全。 关键词：福岛后改进；双堆布置；超设计基准事故；水压试验泵；安全壳过滤排放 中图分类号：ＴＬ３７１ 文章标志码：Ａ 文章编号：０２５８—０９１８（２０１７）０２—０２６３－０８
Ｉｍｐａｃｔｓ ａｎｄ Ｉｍｐｒｏｖｅｍｅｎｔｓ ｏｆ Ｆａｃｉｌｉｔｉｅｓ Ｓｈａｒｅｄ ｂｙ Ｔｗｉｎ。ｒｅａｃｔｏｒ
Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｐｌａｎｔｓ ｔｏ Ｍｉｔｉｇａｔｅ Ｂｅｙｏｎｄ＿＿Ｄｅｓｉｇｎ。－Ｂａｓｉｓ Ａｃｃｉｄｅｎｔｓ
ＷＵ Ｙｕ—ｘｉａｎｇ，ＷＵ Ｙｕ—ｑｉａｎｇ，ＺＨＡＮＧ Ｘｕｅ—ｓｈｕａｎｇ
（Ｃｈｉｎａ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ Ｃｏ．，Ｌｔｄ．，Ｂｅｉｊｉｎｇ １００８４０，Ｃｈｉｎａ）
Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ａｆｔｅｒ Ｆｕｋｕｓｈｉｍａ ａｃｃｉｄｅｎｔ，ｔｈｅ ｃｏｎｓｅｑｕｅｎｃｅｓ ｏｆ ｍｕｌｔｉｐｌｅ—ｕｎｉｔ ｂｅｙｏｎｄ—ｄｅｓｉｇｎ— ｂａｓｉｓ ａｃｃｉｄｅｎｔｓ（ＢＤＢＡ）ａｔ ｔｈｅ ｓａｍｅ ｓｉｔｅ ｈａｖｅ ｂｅｅｎ ｐａｉｄ ａｔｔｅｎｔｉｏｎ．Ｔｈｅｒｅｆｏｒｅ，ｔｈｅ
ｉｎｄｅｐｅｎｄｅｎｃｅ ｏｆ ａｃｃｉｄｅｎｔ ｒｅｓｐｏｎｓｅ ｍｅａｓｕｒｅｓ ｏｆ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ（ＮＰＰ）ｉｓ ｒｅｑｕｉｒｅｄ ｔｏ
ｂｅ ｇｕａｒａｎｔｅｅｄ ｉｎ ｄｅｓｉｇｎ．Ｍｏｓｔ ｏｆ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔｓ ｉｎ ｏｐｅｒａｔｉｏｎ ａｎｄ ｕｎｄｅｒ ｃｏｎｓｔｒｕｃｔｉｏｎ ｉｎ Ｃｈｉｎａ ａｒｅ Ｇｅｎ ＩＩ＋ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔｓ ｗｉｔｈ ｔｗｉｎ—ｒｅａｃｔｏｒ ｌａｙｏｕｔ．Ｉｔ ｉＳ ｓｈｏｗｎ ｔｈａｔ ｈｙｄｒｏ—ｔｅｓｔ ｐｕｍｐ ａｎｄ ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ ｆｉｌｔｒａｔｉｏｎ ａｎｄ ｖｅｎｔｉｎｇ ｓｙｓｔｅｍ（ＥＵＦ）
ｓｈａｒｅｄ ｂｙ ｔｗｉｎ ｒｅａｃｔｏｒｓ ｗｏｕｌｄ ａｆｆｅｃｔ ｔｈｅ ｍｉｔｉｇａｔｉｏｎ ｃａｐａｂｉｌｉｔｙ ａｇａｉｎｓｔ ｔｗｉｎ—ｒｅａｃｔｏｒ ＢＤＢＡ．Ｔｈｅ ｐｏｔｅｎｔｉａｌ ｉｍｐｒｏｖｅｍｅｎｔ ｏｐｔｉｏｎｓ ｏｆ ｔｈｅ ａｂｏｖｅ ｆａｃｉｌｉｔｉｅｓ ｈａｖｅ ｂｅｅｎ ｓｔｕｄｉｅｄ ｆｏｒ
ｔｈｅ ｅｘｉｓｔｉｎｇ ｐｌａｎｔｓ，ａｎｄ ｔｈｅ ｍｏｓｔ ｐｒｏｂａｂｌｅ ｉｍｐｒｏｖｅｍｅｎｔ ｓｏｌｕｔｉｏｎｓ ｈａｖｅ ｂｅｅｎ ｐｒｏｐｏｓｅｄ ｗｉｔｈ ｔｈｅ ｐｕｒｐｏｓｅ ｏｆ ｒｅｄｕｃｉｎｇ ｔｈｅ ｈａｒｄｗａｒｅ ｃｈａｎｇｅｓ ｔｏ ｔｈｅ ｇｒｅａｔｅｓｔ ｅｘｔｅｎｄ．Ｂｙ ｍｅａｎｓ ｏｆ
修回日期：２０１６－０９—２０ 基金项目：国家高技术研究发展计划（８６３计划）资助课题（２０１２ＡＡ０５０９０６）’ 作者简介：吴宇翔（１９８３一），男，安徽人，高级工程师，博士，现主要从事核电厂总体设计
２６３ ｔｗｉｎ—ｒｅａｃｔｏｒ ａｌｔｅｒｎａｔｉｖｅ ｖｅｎｔｉｎｇ，ｏｎｅ ｓｉｎｇｌｅ ｓｙｓｔｅｍ ｏｆ ＥＵＦ ｉｓ ｃａｐａｂｌｅ ｔｏ ｓａｔｉｓｆｙ ｔｈｅ
ｄｅＤｒｅｓｓｕｒｉｚａｔｉｏｎ ｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓ ｏｆ ｔｗｉｎ ｒｅａｃｔｏｒｓ． Ｆｕｒｔｈｅｒ ｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎｓ ａｌｓｏ ｐｒｏｖｅ ｔｈａｔ， ｗｉｔｈ ｔｈｅ ｒｅａｓｏｎａｂｌｅ ｔｉｍｅ ｗｉｎｄｏｗ ｏｆ ａｌｔｅｒｎａｔｉｖｅ ｖｅｎｔｉｎｇ，ｔｈｅ ｓａｆｅｔｙ ｏｆ ｔｗｉｎ—ｒｅａｃｔｏｒ ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔｓ ｃａｎ ｂｅ ｅｎｓｕｒｅｄ ｂｖ ＥＵＦ ａｌｔｅｒｎａｔｉｖｅ ｖｅｎｔｉｎｇ ｂｏｔｈ ｉｎ ｔｈｅ ｍｏｓｔ ｃｏｎｓｅｒｖａｔｉｖｅ
ｃｏｎｄｉｔｉｏｎｓ ａｎｄ ｔｈｅ ｍｏｓｔ ｒｅａｌｉｓｔｉｃ ｃｏｎｄｉｔｉｏｎｓ． Ｋｅｙ ｗｏｒｄｓ：Ｐｏｓｔ—ｆｕｋｕｓｈｉｍａ ｉｍｐｒｏｖｍｅｎｔ；Ｔｗｉｎ—ｒｅａｃｔｏｒ ｌａｙｏｕｔ；Ｂｅｙｏｎｄ—ｄｅｓｉｇｎ—ｂａｓｉｓ
ａｃｃｉｄｅｎｔ；Ｈｙｄｒｏ—ｔｅｓｔ ｐｕｍｐ；Ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ ｆｉｌｔｒａｔｉｏｎ ａｎｄ ｖｅｎｔｉｎｇ ｓｙｓｔｅｍ
优良的核电厂址是稀缺资源，在一个厂址
布置多台机组是提高厂址利用率，增强核电经 济性的重要策略。世界上绝大多数核电厂址均
为多堆厂址。基于对严重事故发生概率极低的 认识，“同一厂址不会有一个以上机组同时发生
严重事故”成为一种固有思维，法规和标准中对 于多机组超设计基准事故和严重事故的应对能
力也没有做出要求。 但是２０１１年日本福岛核事故中３台机组
同时发生严重事故的事实使得核工业界开始
正视同一厂址上多台机组同时发生超设计基 准事故的可能性和后果口］。ＩＡＥＡ、日本、美国 和西欧核监管协会都将提高多机组事故的应
对能力作为福岛事故的一个重要教训。中国
核安全监管部门也对多机组超设计基准事故 相关问题提出了要求，尤其是针对国内在建
二代改进型核电厂均为双堆布置的情况提出 了相应课题。 多堆超设计基准事故（包括严重事故）的应
对需要考虑两个层次的问题：一是设计层面的， 从设计上保证不同机组事故应对措施的独立
性，包括超设计基准事故操作规程中使用的设 备和系统以及严重事故预防和缓解措施应当为
每台机组专用；二是应急层面的，多堆厂址针对 多机组严重事故要有充足的应急响应能力，制 定完善的应急预案并开展必要的训练演习，储 备充足的应急资源，包括人员、设备和物资等，
需要建立能够适应多机组严重事故响应需要的
数据监测系统、剂量评价体系、辐射防护措施和 决策机制。这两个层次也分别对应纵深防御的
第四和第五层次。 我国运行和在建的核电厂绝大部分为双堆 布置的二代改进型核电厂，存在双堆公用的设
施，在事故应对的独立性上面临比单堆布置核
２６４ 电厂更大的困难。本文将针对这类核电厂，通 过梳理双堆公用的事故应对系统和设备，对双
堆同时发生超设计基准事故（包括严重事故）的 缓解能力进行评估，确定公用设施对双堆事故
应对能力的影响，在此基础上提出可能的改进 方案并通过计算分析研究其可行性。注意本文
不涉及二代改进型核电厂应对超设计基准事故 （包括严重事故）能力的完整性评估，仅在现有
措施的基础上，考虑由于共模故障使得双堆同
时发生同一事故，评价双堆公用系统对事故缓 解能力的影响。
１ 双堆公用设施对双堆事故缓解
的影响
１．１超设计基准事故规程
二代改进型核电厂针对超设计基准事故具
有专门的运行规程（Ｈ规程和Ｕ规程）。Ｈ规 程考虑的超设计基准事故为以下四类：丧失全
部热阱、完全丧失蒸汽发生器给水、全厂断电、
低压安注系统或安全壳喷淋系统功能丧失。Ｕ 规程主要针对严重事故堆芯监视、安全壳隔离
失效而导致安全壳完整性丧失事故的处理、事 故后安全壳卸压。
Ｈ１规程中，在应对热阱全部丧失事故且 余热排除系统（ＲＲＡ）未连接时，需要借助另一
机组的设备冷却公用负荷（主要是辅助蒸汽冷 凝器及硼回收系统、废气处理系统和废液处理
系统等负荷）和乏燃料水池。但公用负荷为非
安全相关负荷，在超设计基准事故下不为其提
供冷却也不会造成重大后果。此外需要水压试 验泵维持稳压器水位。在双机组同时发生该事
故时，公用的一台水压试验泵难以同时供给两 台机组。如果热阱全部丧失时ＲＲＡ已连接，
除了前面提到的热负荷之外，在某些情况下核 取样系统（ＲＥＮ）热交换器及化学和容积控制
系统（ＲＣＶ）非再生和密封水热交换器也切换 到另一机组冷却，但切换之前需要确认另一
机组设备冷却水系统（ＲＲＩ）是否可用。如不 可用，不切换也可继续执行规程。水压试验
泵在该规程中不是唯一的手段，在水压试验 泵无法向本机组供水时，可以通过ＲＣＶ泵进
行供水。
对于全厂断电事故（Ｈ２规程），如果ＲＲＡ 未连接，在利用自然循环和汽动辅助给水泵降
温降压的过程中，由于冷却水体收缩，需借助水 压试验泵通过主泵轴封对一回路进行补水，同
时保护主泵轴封的完整性。在双机组同时发生
该事故时，一台水压试验泵难以同时供给两台 机组。如果ＲＲＡ连接时发生全厂断电事故，
在一回路温度低于１９０℃且需要补水时需由另
一机组上充管线执行。但水压试验泵电源由汽
轮发电机改为柴油发电机后，理论上在一回路
温度低于１９０℃时柴油发电机也可以启动而不 再需要另一机组的蒸汽，因此在这种情况下补
水也不再需要另一机组的上充管线。主要的问 题仍然是在双机组同时发生该事故时，公用的
水压试验泵难以同时供给两台机组。 严重事故处理规程中，Ｕ１规程要求使用
水压试验泵供水，Ｕ５规程要求使用安全壳过
滤排放系统，该系统同样为双机组公用。
１．２严重事故预防和缓解措施 二代改进型核电厂预防和缓解严重事故的
系统包括：通过稳压器功能延伸，在事故后对一 回路有效降压，防止高压堆熔后产生的安全壳
直接加热（ＤＣＨ）现象；通过设置完善的安全壳 消氢系统，防止氢气燃烧或迅速爆燃对安全壳
完整性造成挑战；通过安全壳过滤排放系统的
主动卸压确保安全壳的完整性；通过安全壳喷 淋系统使裂变产物沉降或者对裂变产物进行洗 涤；通过安全壳内大气监测系统对严重事故工
况下安全壳内的压力和放射性水平进行监测，
支持严重事故管理导则的执行。除安全壳过滤 排放系统为双堆公用之外，其他系统均为每个
机组独立设置。 １．３公用设施对双堆事故缓解的不利影响
以上对超设计准事故和严重事故管理规 程，以及严重事故预防和缓解措施的分析表明，
在假设双堆共模发生同一个超设计基准事故 （包括严重事故）的情况下，双堆公用的水压试
验泵和安全壳过滤排放系统将成为事故应对的 薄弱环节。公用的水压试验泵将无法应对双堆
同时发生丧失热阱事故和全厂断电事故，公用
的安全壳过滤排放系统将无法同时对两台机组 在严重事故后进行安全壳卸压。
２ 双堆公用设施应对双堆超设计
基准事故的改进方案
２．１水压试验泵改进方案分析
水压试验泵的功能是对一回路进行水压试
