余熱排出系統事故對通風系統功能需求影響分析

丁小川，田 苗，劉 亞，張 勇，毛 歡

(1.中國核電工程有限公司，北京 100840；2.生態環境部核與輻射安全中心，北京 102401)

某新機組在參考電廠基礎上，設備分級參照2014年發布的SSG-30《核電廠構筑物，系統和部件的安全分級》進行了調整，以滿足安全狀態、設計擴展工況等新的安全要求。受此影響余熱排出系統(RHR)原母管拆分為獨立的兩列，RHR在安全殼外的設備和管道移至燃料廠房(K廠房)集中布置。相比于M310等機組，某新機組需要考慮RHR連接期間管線破口事故(設計基準事故，極限事故)，其中RHR安全殼外管線破口(下文簡稱余排管線破損事故)造成的放射性物質釋放影響燃料廠房通風系統(VFL)等；此外，為滿足HAF102—2016[1]第6.2.1.2節關于冷卻劑壓力邊界隔離的要求，需要考慮界面LOCA(即一回路冷卻劑通過與反應堆冷卻劑系統相接的低壓系統在安全殼外喪失)的影響，考慮到事故發生頻率，該事故為設計擴展工況。

針對余排管線破損等事故，部分核電機組采用新增輻射監測儀表、碘回路的設計方案，事故下根據輻射信號啟動碘回路對泄漏所在房間進行碘排風；針對上述兩個新增RHR事故，本項目需要結合放射性后果等評估對VFL等通風系統的功能需求，進而為確定通風系統的設計方案提供指導。

1 通風系統功能需求分析

1.1 余排管線破損事故影響分析

1.1.1 余排管線破損事故假設與分析[2]

根據參考文獻[2]，事故分析中假設最大內徑的RHR管線發生雙端剪切斷裂，一回路初始溫度、壓力、衰變熱取RHR接入時對應參數，穩壓器水位取最小值。破口導致一回路壓力迅速下降，ΔTsat降低，一回路水裝量減少，安全注入系統投運后觸發RHR管線隔離，一回路水裝量隨著安注投運逐步恢復。對主泵停運及不停運的情況進行了分析，系統的熱工水力計算采用CATHARE程序，保守起見事故計算中不考慮RHR根據安注信號隔離。根據計算，最惡劣的工況為主泵停運工況，安全注入系統在200 s內投運，最高包殼溫度<230 ℃。

1.1.2 放射性后果計算與分析

余排管線破損事故屬于設計基準事故中的極限事故，在上述事故分析基礎上，計算其對非居住區(600 m)及規劃限制區(5 000 m)邊界處公眾造成的潛在放射性后果。計算時假設源項直接釋放到環境中，不考慮燃料廠房等的屏蔽作用，事故持續時間保守按照2 h考慮[3-4]。

余排管線破損事故源項見表1，造成的公眾個人有效劑量和甲狀腺當量劑量計算結果見表2，在不考慮燃料廠房等的屏蔽作用時，事故造成的放射性劑量滿足參考文獻[5]中的要求。

表1 事故源項Table 1 Accident source term

余排管線破損事故與貯氣罐破損事故(稀有事故)、容控箱破損事故(稀有事故)類似，即不考慮廠房等的屏蔽作用也滿足驗收準則的要求(見表1、表2)。

表2 放射性劑量結果Table 2 Radiation dose results

1.1.3 通風系統功能需求影響分析

NUREG 0800第6.5.1節[6-7]中規定，如果失水事故后對應的輻照后果小于10CFR100規定的限值，則不需要設置過濾系統，計算結果表明針對余排管線破損事故可以不設置碘排風。

對比貯氣罐破損事故、RCV容控箱破損事故，這兩個事故后放射性物質由核輔助廠房通風(VNA)系統收集后經核輔助廠房煙囪排放，當觸發煙囪惰性氣體低量程β活度高2報警時，操作員將VNA系統手動切換至碘回路運行，相關功能為非安全級，詳見表3。

余排管線破損事故的區別在于VFL系統排風口直接排往VNA煙囪，不經過VNA的碘回路，因此在RHR系統破口時，放射性物質有必要經過VFL碘過濾器后再排放，相關功能為非安全級；考慮到事故后果，可以由操作員在確定余排管線破口事故后，手動啟動VFL碘回路對RHR房間進行小流量排風，除此之外無需設置其他自動動作。

針對事故后放射性監測，余排管線破損事故的源項及后果(見表1～表2)大于貯氣罐破損事故、RCV容控箱破損事故，利用VNA煙囪惰性氣體低量程、高量程β活度儀表監視余排管線破損事故是足夠的。

VFL現有的核級碘吸附用于應對燃料裝卸事故，由于該事故的源項[3]要遠遠大于余排管線破損事故的源項，因此針對余排管線破損事故，VFL系統碘吸附器活性炭體積等無需改動。

余排管線破損事故后，事故規程中需要確認破口位置，根據當前系統設計，可由核輔助廠房煙囪、燃料廠房輻射監測表定位K廠房的泄漏；同時RHR系統管道破裂時泄漏水進入地漏，已設置了相應的液位報警以進一步確認泄漏位置，滿足事故診斷的要求。

1.2 功率運行期間界面LOCA影響分析

為應對界面LOCA，RHR系統需能承受一回路正常運行壓力不破裂，根據對閥門、泵、換熱器、法蘭和墊片的分析，界面LOCA下會通過RHR泵軸發生泄漏，兩臺泵泄漏率≤12 m3/h[8]，此泄漏可由化學和容積控制系統補償，泄漏持續30 min后隔離RHR系統停止泄漏。放射性后果計算時假設源項直接釋放到環境中，不考慮核燃料廠房等的屏蔽作用，非居住區邊界600 m處公眾在整個事故持續期間可能受到的最大有效劑量為2.25 mSv[8]，放射性后果滿足驗收準則的要求。

從前述分析可以看出，VFL系統在該事故下提供非安全級通風，主控室操作員根據事故規程將VFL手動切換至碘回路對RHR房間進行小流量排風。

2 結論

NUREG 0800第6.5.1節中規定了可以不設置碘通風的情景，實踐中建議充分利用現有的通風系統，在不增加成本或僅增加微小成本的情況下實現輻射防護最優化。

根據GB 6249的要求，核輔助系統相關的放射性廢氣統一通過VNA煙囪監視后排放，同時VNA系統也設置有碘回路，這為失水事故后通風系統設計提供了便利條件。

由于余排管線破損事故、界面LOCA后泄漏量較少，不考慮通風系統也滿足驗收準則要求；本項目根據已有儀表進行事故規程診斷，并根據診斷結果由主控室操縱員利用VFL碘回路提供碘通風，不需要新增輻射監測儀表及碘回路。

余排管線破損事故、界面LOCA等安全殼外主冷卻劑喪失事故后通風系統功能需求設計流程總結見圖1。

圖1 設計流程簡圖Fig.1 Design process

可以看出，如果RHR系統無法布置在K廠房，還可以結合源項、位置等在其他設置有碘排風的廠房中優選后布置在相應廠房。

上述設計方案對VFL等通風系統影響較小，簡化了系統運行，相關方法可在同類事故下通風系統功能需求分析時參考。