福建福清核電廠一期工程乏燃料水池概率安全分析

李 琳

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

福建福清核電廠一期工程乏燃料水池概率安全分析

李 琳

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

以福建福清核電廠一期工程乏燃料水池為研究對象，對可能威脅乏燃料水池安全的內部始發(fā)事件進行了概率安全分析。評價了乏燃料水池中燃料元件損壞的風險，并將實施應急補水及液位連續(xù)監(jiān)測這兩項設計改進后的定量化結果與改進前的定量化結果進行比較分析。結果表明，改進項的實施明顯降低了乏燃料水池燃料元件損壞的風險。

乏燃料水池；概率安全分析；內部始發(fā)事件；應急補水；液位連續(xù)監(jiān)測

目前，國內外絕大多數(shù)核電廠一級概率安全分析（PSA）均是將分析評價的放射性釋放源僅限于反應堆堆芯，認為乏燃料水池等其他場所發(fā)生事故的可能性較小或事故的后果不如堆芯熔化嚴重。但日本福島核事故的經(jīng)驗教訓表明，如果乏燃料水池的水在事故后長時間內不能得到冷卻或補充，水的蒸發(fā)可能會導致乏燃料元件裸露、過熱和損壞。

本工作主要針對電廠運行狀態(tài)（POS）劃分、始發(fā)事件分析、事件序列定量化等乏燃料水池PSA要素進行討論，對于事件序列分析、數(shù)據(jù)分析等采用與堆芯PSA一致的方法與步驟，成功準則的熱工計算、人員可靠性分析等以相關專業(yè)提供的計算結果作為輸入，建立乏燃料水池PSA模型，定量分析乏燃料水池燃料元件損壞的頻率及主要風險貢獻因素，在此基礎上進一步對增加應急補水管線和液位連續(xù)測量裝置后的風險進行定量計算和對比。

1 電廠運行狀態(tài)劃分

結合美國核學會（ANS）低功率和停堆PSA方法標準的技術要求［1］，參考福建福清核電廠的技術規(guī)范，根據(jù)乏燃料水池的余熱水平、與其他腔室的連接狀態(tài)將乏燃料水池的狀態(tài)劃分為2個POS，表1列出POS的劃分及相關參數(shù)。不同POS下乏燃料水池與其他腔室的連接關系示于圖1、2。

表1 POS的劃分及相關參數(shù)Table 1 Definition and related parameters of plant operational state

圖1 POSN下乏燃料水池示意圖Fig.1 Schematic of spent fuel pool at POSN

圖2 POSR下乏燃料水池示意圖Fig.2 Schematic of spent fuel pool at POSR

在換料停堆運行模式下，電廠進行燃料元件轉運操作，此時乏燃料水池內的燃料元件數(shù)目隨換料工作的時間進程不同而有所區(qū)別。為便于分析，保守認為一旦進入換料冷停堆工況，所有燃料組件均位于乏燃料水池中。

2 始發(fā)事件分析

乏燃料水池的潛在風險主要有兩方面：1）喪失冷卻能力，乏燃料水池水溫持續(xù)升高，水池發(fā)生沸騰，水池水位由于蒸發(fā)而下降，導致乏燃料元件裸露；2）乏燃料水池泄漏，水池水位持續(xù)下降，沒有補水或補水能力不夠導致乏燃料元件裸露。

事故后的緩解措施主要是恢復冷卻或進行補水。因此，在分析中將導致乏燃料水池水位下降（超出正常補水能力范圍）或冷卻手段喪失的事故作為始發(fā)事件進行分析。具體始發(fā)事件清單列于表2［2-3］。

表2 PSA始發(fā)事件列表Table 2 List of PSA initiating event

3 事故序列定量化

本次分析定義燃料損壞狀態(tài)為：乏燃料水池的水位持續(xù)下降，最終乏燃料元件裸露而導致放射性釋放。

根據(jù)一級內部事件概率安全評價的技術要素及分析方法，選取8組始發(fā)事件，建立17棵事件樹，其中有99個導致燃料元件損壞的事件序列，177個導致乏燃料水池發(fā)生沸騰的事件序列。定量計算得到乏燃料水池總的燃料元件損壞頻率（FDF）為2.24×10-7堆-1·年-1，乏燃料水池發(fā)生沸騰的頻率為7.95×10-4堆-1·年-1，其結果列于表3～5。

表3 不同POS及始發(fā)事件下的FDFTable 3 Fuel damage frequency at different POSs and initiating events

表4 支配性序列下的FDFTable 4 FDF of dominant event sequence

表5 導致燃料元件損壞的支配性最小割集Table 5 Dominant minimum cutsets of fuel damage

從始發(fā)事件的角度而言，PTR系統(tǒng)大漏是導致燃料元件損壞的最主要因素，約占總燃料元件損壞頻率的32.14%。在這種事故情況下，PTR系統(tǒng)無法向乏燃料水池提供冷卻，水池水裝量也會由于破口的存在而不斷流失。另外，喪失廠外電對燃料元件損壞頻率的貢獻也很大，其中，在POSR下喪失廠外電導致的風險約為1.47×10-8堆-1·年-1。這主要是由于電廠換料大修進展至反應堆換料水池滿水開始卸料后，對主變壓器和輔助變壓器依次隔離，實施檢修，隔離時間幾乎跨越整個換料停堆運行狀態(tài)，造成主變壓器和輔助變壓器試驗維修不可用度較高，進而導致喪失廠外電類始發(fā)事件的頻率較高。

POSN的持續(xù)時間遠長于POSR，是主要的風險貢獻工況。但由于POSR下電廠會進行大量的隔離、檢修（如主變壓器、輔助變壓器的隔離檢修，RRI／SEC兩列進行隔離、鑒定，應急柴油發(fā)電機A／B列實施主隔離等），單位時間內燃料元件的損壞風險遠高于POSN下的損壞風險。

乏燃料水池事故后的報警信號不能觸發(fā)自動動作，主要依靠操縱員手動操作來恢復乏燃料水池的冷卻或向乏燃料水池補水，因此，從支配性事件序列和支配性最小割集的結果可看出，在乏燃料水池事故后，人因失誤對燃料元件的風險貢獻明顯增加，支配性事件序列及支配性最小割集中均包含了人員操作失誤的貢獻。

4 改進項影響分析

4.1 增設應急補水管線

考慮福島核事故的經(jīng)驗反饋，福建福清核電廠一期工程擬在原有補水措施的基礎上再增加1條應急補水管線。即敷設1條從燃料廠房外到乏燃料水池的應急補水管線，燃料廠房外留有標準接管，以便在緊急情況下，使用臨時泵或消防車等補水設備為乏燃料水池補水。圖3示出應急補水方案流程示意圖。

圖3 應急補水方案示意圖Fig.3 Schematic of emergency makeup

在運行人員無法從PTR系統(tǒng)、核島除鹽水分配（SED）系統(tǒng)或核島消防（JPI）系統(tǒng)獲得應急補水時，采用本方案設置的管道和設備為乏燃料水池補水。

在模型中考慮應急補水措施后，乏燃料水池總FDF為5.88×10-9堆-1·年-1，圖4示出考慮應急補水手段前后POS及始發(fā)事件下FDF的變化。

圖4 POS（a）和始發(fā)事件（b）下考慮應急補水的FDF比較Fig.4 Comparison of FDF considering emergency makeup by POS（a）and initiating events（b）

從始發(fā)事件角度而言，除大載重下落導致乏燃料水池的結構遭到嚴重破壞或導致燃料元件變形、損壞的風險［4］未改變外，其他始發(fā)事件在考慮應急補水手段后導致的燃料元件損壞頻率大幅降低。

在SED系統(tǒng)或JPI系統(tǒng)提供乏燃料水池補水失敗的情況下，增加應急補水手段明顯降低了事故后燃料元件損壞風險，燃料元件損壞頻率由2.24×10-7堆-1·年-1降至5.88× 10-9堆-1·年-1，增加應急補水管線是防止乏燃料水池內燃料元件裸露的一項重要改進項，這對提高乏燃料水池的安全性、降低燃料元件損壞頻率具有非常重要的意義。

4.2 增設液位及溫度連續(xù)測量裝置

在福建福清核電廠一期工程PTR系統(tǒng)原有的設計中，對乏燃料水池狀態(tài)的液位監(jiān)測設有兩個液位開關，信號送至主控室進行高、低液位報警。日本福島核事故后，為增強對乏燃料水池狀態(tài)的監(jiān)測能力，在保持原有測量通道不變的情況下，采用美國FCI公司FCI-CL86連續(xù)液位及溫度檢測儀表（系統(tǒng)），增設液位及溫度連續(xù)測量裝置。

溫度、液位報警設置列于表6。

表6 改進后乏燃料水池溫度、液位報警設置Table 6 Set of temperature and level for modified spent fuel pool alarm signal

增加液位連續(xù)監(jiān)測裝置后，POSR下，一回路發(fā)生LOCA導致燃料元件損壞頻率由1.22× 10-8堆-1·年-1降至5.70×10-9堆-1·年-1（圖5）。

圖5 液位連續(xù)監(jiān)測裝置對始發(fā)事件下FDF變化的比較Fig.5 Comparison of FDF considering modified water temperature／level monitor by initiating events

此外，乏燃料水池原有設計中的液位開關為非安全級設備，無抗震要求，在發(fā)生地震等外部災害的情況下，無法監(jiān)測乏燃料水池的液位。而增設的液位連續(xù)測量裝置滿足抗震要求，事故后能實時監(jiān)測乏燃料水池液位，增強了對乏燃料水池狀態(tài)的監(jiān)測能力。

這一改進項有助于操縱員及時了解事故進展，實時監(jiān)測乏燃料水池事故后的狀態(tài)，特別是在發(fā)生地震等外部災害的情況下對乏燃料水池液位的連續(xù)監(jiān)測，有助于操縱員及時采取補水手段。

5 小結

1）福建福清核電廠一期工程功率運行和停堆工況下一級內部事件PSA的堆芯損壞頻率為1.18×10-5堆-1·年-1，乏燃料水池功率運行和停堆工況下一級內部事件PSA的燃料元件損壞頻率為2.24×10-7堆-1·年-1，約為堆芯損壞頻率的2%，說明乏燃料水池燃料元件損害的風險相較堆芯而言較小。

2）PTR系統(tǒng)大漏和喪失廠外電是主要的風險貢獻始發(fā)事件，特別是在換料工況下，喪失廠外電導致的風險很大。

3）在實施改進項后，乏燃料水池的風險水平明顯降低，增加應急補水管線和液位連續(xù)測量裝置對提高乏燃料水池的安全性、降低燃料元件損壞頻率具有非常重要的意義。

4）由支配性事件序列和最小割集分布可知：人員動作是緩解乏燃料水池事故風險的關鍵操作，降低人誤能有效提高乏燃料水池的安全性。

［1］ ANS.Low-power and shutdown PRA methodology standard draft［S］.USA：ANS，2005.

［2］ NRC.Operating experience feedback report：Assessment of spent fuel cooling，NUREG-1275［R］.USA：NRC，1997.

［3］ NRC.Loss of spent fuel pool cooling PRA：Model and results，INEL-96／0334［R］.USA：NRC，1996.

［4］ NRC.Control of heavy loads at nuclear power plants，NUREG-0612［R］.USA：NRC，1980.

Spent Fuel Pool Probability Safety Assessment of Fujian Fuqing Phase 1 Nuclear Power Plant

LI Lin
（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing100840，China）

Spent fuel pool probability safety assessment（PSA）for Fujian Fuqing Phase 1Nuclear Power Plant was studied.PSA for different internal initiating events to be possible to threaten the safety of spent fuel pool was conducted to evaluate the risk of fuel damage in spent fuel pool.The designs of improvement including emergency makeup and continuous level monitor were also evaluated.The result shows that comparing with traditional design，implementation of the improvement can significantly reduce the fuel damage risk of spent fuel pool.

spent fuel pool；probability safety assessment；internal initiating event；emergency makeup；continuous level monitor

TL334

A

1000-6931（2014）02-0285-06

10.7538／yzk.2014.48.02.0285

2012-11-16；

2013-06-18

李 琳（1985—），女，陜西渭南人，工程師，從事概率安全分析研究