AP1000與二代改進型核電廠嚴重事故管理導則的比較

摘要：簡要介紹了AP1000嚴重事故管理導則（SAMG），并根據AP1000和二代改進型核電廠的各自特點以及嚴重事故預防緩解策略，對兩者嚴重事故管理導則進行了對比分析，得到了AP1000嚴重事故管理導則的特點和差異，為國內嚴重事故管理導則的進一步開發和完善提供了基礎。

關鍵詞：AP1000；嚴重事故；SAMG

中圖分類號：TM623 文獻標識碼：A 文章編號：1006-6675（2013）15-

一、引言

AP1000作為三代核電廠，針對嚴重事故工況，設置了二代改進型核電廠中沒有的非能動系統，比如非能動堆芯冷卻系統（PXS）、非能動安全殼冷卻系統（PCS），并增設了自動降壓系統（ADS）、堆內熔融物滯留（IVR）等緩解措施。因此，AP1000的嚴重事故預防和緩解策略與二代改進型電廠有很大不同。相應的，用于嚴重事故發生后為操縱員進行嚴重事故管理提供指導的SAMG也做出了相應的調整。

二、AP1000嚴重事故管理導則的開發

在AP1000設計過程中，嚴重事故預防和緩解作為一個整體來考慮。非能動電廠設計的主要的驅動力是事故管理理念：防止事故發展到堆芯損傷。另外，在低概率的堆芯損傷事故中，電廠設施需要將損傷的堆芯碎片維持在安全殼內，以達到終止事故進程并使堆芯回到可控穩定的狀態。AP1000嚴重事故管理導則是基于AP600嚴重事故管理導則以及西屋用戶組嚴重事故管理導則（WOG SAMG）開放的。

AP1000嚴重事故管理導則主要應對堆芯受損之后的嚴重事故。在堆芯受損之前，使用應急運行規程（EOP），AP1000的EOP基于AP1000的應急響應導則（EGRs））。在執行AP1000嚴重事故管理導則之后，不再執行AP1000ERG。AP1000嚴重事故管理導則包含了由PSA發展而來的一些獨特見解的應用以及過去20年總結的嚴重事故管理經驗?？傊?，嚴重事故管理導則是將目前對嚴重事故的認識水平，應用于處理實際電廠運行和技術問題。但是，堆芯熔融過程的存在很大的不確定性，因此相對于設計基準事故的導則以及其它堆熔之前的規程，SAMG采用了非硬性規定的導則形式。

AP1000嚴重事故管理導則包括全面的診斷工具，診斷工具決定了決策制定的過程以及細節性導則的方向。AP1000 SAMG包括三個主要的部分：

1）主控室嚴重事故管理導則（Control Room Severe Accident Management Guidelines）

2）TSC嚴重事故導則（TSC Severe Accident Guidelines）

3）TSC嚴重威脅導則（TSC Severe Challenge Guidelines）

（一）主控室嚴重事故管理導則

主控室導則包含兩個獨立的導則：嚴重事故主控室初始響應導則（SACRG-1）和技術支持中心投入運作后的嚴重事故主控室導則（SACRG-2）SACRG-1用于堆芯損傷發生后，在技術支持中心（TSC）到崗之前，指導主控室操縱員進行與嚴重事故管理相關監測、準備工作，包括監測氫氣、隔離安全殼、檢查安注等。SACRG-2在TSC介入之后使用，用于提高主控室人員對TSC建議的接受程度。

（二）TSC嚴重事故管理導則

TSC使用SAMG時，首先進入診斷流程圖（DFC），如圖1所示。根據DFC步驟，首先監測嚴重威脅狀態樹，如圖2所示。SCST確定了4個需要監測的參數，并確定了參數的優先級，TSC按照順序監測參數，以識別是否需要進入相關的嚴重威脅導則（SCG）。若SCST中的參數滿足，則按順序監測DFC中的參數，不滿足則進入相關的嚴重事故導則（SAG）。然后會執行技術支持中心長期監督（SEAG-1），該導則提供了所有參數的總結清單和長期關注項清單，如果滿足要求則進入SAMG出口導則（SEAG-2）；若不滿足，則重新監測相關參數。

圖1 診斷流程圖DFC

圖2 嚴重威脅狀態樹SCST

三、AP1000 SAMG與二代改進型電廠的相同點

AP1000 SAMG與二代改進型電廠一樣，都是在WOG SAMG基礎上，根據自身電廠特點進行進一步開發得到的。同時，AP1000與二代改進型電廠同樣作為壓水堆，在嚴重事故預防與緩解方面，都針對高壓熔堆、壓力容器失效和安全殼失效進行控制干預，基本策略和技術是相同的。因此，它們都是基于WOG SAMG，在很多方面都是相同的。

（一）嚴重事故管理的目標

在開發任何嚴重事故管理導則之前，第一步是確認導則所要達到的目標。如前所述，嚴重事故管理的整體目標是終止堆芯損傷過程，并將裂變產物釋放及其后果最小化。但是，如果堆芯損傷過程不能終止，嚴重事故管理的范圍將變為盡可能長時間的維持安全殼可用。這些嚴重事故管理目標可以轉變為能達到的特定的目標。這些目標是：1）堆芯回到可控穩定狀態；2）維持安全殼的可控穩定狀態；3）終止裂變產物從電廠的釋放。

（二）嚴重事故管理導則的邏輯結構

如第2節所述，兩者SAMG都由主控室導則、TSC嚴重事故導則、TSC嚴重威脅導則構成，并根據DFC和SCST來進行監測和采取相應的策略。并且在DFC和SCST中，需要監測的參數整定值類型是相同的。

（三）導則的內容

當根據DFC和SCST進入具體的導則后，技術內容中的細節和主要部分都包含在導則中。導則的結構包括以下主要考慮：

1）設備可用性

導則包括可能用來執行操作的設備清單。如果設備不可用，導則中包括恢復未投入運行的設備的考慮。

2）有利的結果和潛在的負面影響

考慮潛在操作的有利性和預期的負面影響，如果負面影響很大，如果可能則考慮減小負面影響的方法，如果這種影響是基于設備或方法的選擇，就會造成差別。

3）執行

如果決定是用來執行對策的，執行指令提供評估過程中確定的所有限制，這些限制作為執行說明的一部分。執行指令也要確定電廠的預期響應，作為和實際響應比較的基礎。中斷操作或者執行附加操作的選擇也包括在執行說明中。

4）長期關注

嚴重事故管理對策一旦執行，另外的一個或更多個其它電廠參數需要定期監測以確保對策繼續執行的有效性。這些通常包括支持功能，比如提供足夠的水、繼續冷卻設備。

四、AP1000 SAMG與二代改進型電廠的不同點

盡管AP1000 SAMG與二代改進型電廠采用了相同的框架，但由于在嚴重事故預防和緩解策略以及系統的不同，兩者在SAMG的很多方面都不同。

AP1000與二代核電廠相比，嚴重事故預防和緩解相關的主要系統包括：

1）自動降壓系統ADS。ADS系統共分4級，第1、2、3級共分兩套，形成兩組多重布置，均與穩壓器安全閥并聯，連接在穩壓器頂部，每一組由1、2、3級并聯的三條管線構成，每條管線有兩個常關的閥門。第4級降壓管線與熱管段相連，每個環路兩條管線，每條管線串聯兩個閥門。1～4級排氣管線10條，降壓閥共計20只。ADS可以有效的防止高壓堆熔現象，對IVR的成功起著重要作用。

2）非能動堆芯冷卻系統（PXS）。PXS由非能動堆芯余熱排出系統和非能動安全注入系統組成，主要設備有兩個堆芯補水箱（CMT）、兩個安注箱（ACC）、安全殼內置換料水箱（IRWST）、非能動余熱排出熱交換器（PRHR HX）。

3）非能動安全殼冷卻系統（PCS）。AP1000安全殼由兩層組成，內層為帶橢球形封頭的圓柱形鋼制安全殼，外層為鋼筋混凝土屏蔽構筑物。PCS由儲水箱、水量分配裝置以及相應的管道和閥門構成。

圖3 PCS示意圖

4）堆內熔融物滯留（IVR）。IVR分為壓力容器內部冷卻和壓力容器外部冷卻。內部冷卻主要通過PXS實現，外部冷卻通過淹沒反應堆堆腔，使反應堆壓力容器浸沒至高于反應堆冷卻劑環路的標高，來建立壓力容器的外部冷卻機制。IVR對于防止壓力容器熔穿、壓力容器外蒸汽爆炸、熔融物與混凝土反應等起著至關重要的作用。

（一）嚴重事故導則（SAG）順序不同

AP1000與二代改進型的SAG順序如下表所示：

表1 SAG順序比較

AP1000二代改進型

SAG-1向安全殼注水向SG注水

SAG-2RCS降壓RCS降壓

SAG-3向SG注水向RCS注水

SAG-4向RCS注水向安全殼注水

SAG-5緩解裂變產物釋放緩解裂變產物釋放

SAG-6控制安全殼條件控制安全殼條件

SAG-7控制安全殼氫氣濃度控制安全殼氫氣濃度

如表1所示，AP1000 SAG中前四個順序與二代改進型不同，后三個相同。筆者認為，造成順序不同的原因是AP1000嚴重事故預防與緩解策略中IVR的重要性。

SAG中順序靠前的重要度越高，要首先予以關注和監測。AP1000 SAG中，把向安全殼注水和RCS降壓擺在前兩位，這兩個策略正是保證IVR成功的必要條件。IVR成功可防止后續的發生在安全殼內的嚴重事故現象，將放射性物質維持在壓力容器內，從而大大降低嚴重事故后果。

相對SAG，SCG的順序沒有變化，因為同樣作為壓水堆，嚴重威脅導則要處理的對象和重要性沒有太大變化。

（二）嚴重事故主控室初始響應導則（SACRG-1）內容不同

由于嚴重事故預防和緩解策略的改變，在TSC未就位情況下，主控室操縱員需要準備和監測的對象也有所不同。下表將SACRG-1中的異同列出。

表2 SACRG-1比較

序號AP1000二代改進

1宣布進入應急狀態無

2核實堆腔淹沒已啟動無

3核實RCS降壓已啟動順序不一致

4無確定安全殼噴淋

第1條，在AP1000中把SAMG與應急聯系起來，這點值得二代改進型電廠借鑒。第2、3條，是為了滿足IVR要求而增加或變更順序至SACRG-1當中。第4條，AP1000沒有設置安全相關的安全殼噴淋，而是通過消防系統來實現，在嚴重事故下，操縱員需要根據TCS的后續指導來工作，在SACRG-1中并沒有體現。

由于SACGR-2主要用于協調操縱員和TSC的工作，因此沒有變化。

（三）具體的操作不同

對應于同樣的策略，AP1000中的操作與二代改進型電廠是不同的，以SAG-4向RCS注水為例，比較具不同點。

表3 向RCS注水的操作比較

AP1000二代改進型

1CMTHHSI泵

2ACCLHSI泵

3IRWSTEAS泵

由于AP1000系統設置與二代改進型電廠差別很大，反映在注水手段上，AP1000分為堆芯補水箱、安注箱和安全殼內置換料水箱以及相應的管道、閥門組成；而二代改進型核電廠主要使用高壓安注泵、低壓安注泵和EAS泵。

（四）操作的負面影響不同

在所有的SAG中都要確定操作的負面影響，考慮其是否大于不執行的后果.由于AP1000系統的改變，很多操作的負面影響都發生了變化。下表以SAG-1向安全殼注水為例，比較了AP1000與二代改進型電廠的負面影響的不同點。

表4 SAG-1負面影響比較

AP1000二代改進型

負面影響1氫氣燃燒引起的安全殼嚴重威脅向RCS注水水源不足

負面影響2安全殼超壓氫氣燃燒引起的安全殼嚴重威脅

對于AP1000而言，為了滿足IVR需要，首先要執行向安全殼注水淹沒地坑的操作，而且向安全殼注水的水源與向RCS注水水源不沖突，因此不再考慮向RCS注水水源不足的負面影響；注水后則更多的考慮氫氣以及安全殼超壓的影響。而二點改進型電廠依然以向RCS注水作為冷卻堆芯的主要手段，因此著重考慮向RCS注水水源不足的負面影響，以及氫氣的風險。

五、總結

本文簡要介紹了AP1000 SAMG，并將其與二代改進型電廠進行比較，得出以下結論：

1.AP1000 SAMG與二代改進型電廠SAMG同樣基于WOG SAMG，因此嚴重事故管理目標、邏輯結構方面基本一致。

2.由于在嚴重事故預防和緩解策略以及系統設置的不同，AP1000 SAMG較二代改進型電廠在SAG順序、SACRG-1、操作以及負面影響等方面存在較大差異。

3.AP1000 SAMG對國內在建電廠以及今后的國產三代電廠SAMG的開發和完善有很好的借鑒意義。

參考文獻：

[1]AP1000 severe accident management guidelines

[2]福建福清核電廠1、2號機組嚴重事故管理導則

[3]林誠格.非能動安全先進壓水堆核電技術，2010.

[4]鄭堯瑤.AP1000核電廠嚴重事故管理導則框架，2009核電運行建設管理經驗交流會議文集，2010.

[5]未永飛，李穎，謝晨江.AP1000與二代壓水堆核電廠的嚴重事故預防與緩解比較.

作者簡介：

牛睿，碩士，2011年畢業于清華大學工程物理系，現在中國核電工程有限公司從事嚴重事故和PSA工作；張明，碩士，2011年畢業于西安交通大學核科學與技術專業，現在中國核電工程有限公司從事核電廠科研設計工作；邵一窮，碩士，2011年畢業于瑞典皇家工學院核能工程專業，現在中國核電工程有限公司從事核電廠科研設計工作。