核電廠外部水淹裕量評估研究及應用

卓迅佳，陳旭家，王淳謀

核電廠外部水淹裕量評估研究及應用

卓迅佳，陳旭家，王淳謀

（中廣核工程有限公司核電安全監控技術與裝備國家重點實驗室，廣東 深圳，518124）

外部水淹可導致核電廠運行事件甚至事故，核電廠應設防外部水淹并提供適當的設計裕量，以應對超設計基準外部水淹場景。目前核電廠外部水淹裕量的評估，在國內外有一定的初步分析工作或探索，但尚無成熟統一的方法。本文基于國內外的調研成果及工程實踐，開發了一套適用于工程項目的核電廠外部水淹裕量評估方法，該方法以機組達到并維持安全狀態為目標確定核電廠外部水淹裕量，識別外部水淹防護設計的薄弱項并提出對應的改進措施。通過對某核電廠開展外部水淹裕量的評估，論證了該方法的有效性。本研究成果可為在役改造或新建核電廠外部水淹裕量的評估提供借鑒意義。

外部水淹；裕量；核電廠

外部水淹是指來自廠址區域外的水淹源，比如降雨、潰壩、海嘯、風暴潮等，會對核設施造成威脅的災害[1]。在國外外部水淹已經導致了眾多的核電廠運行事件甚至事故，最嚴重的是2011年3月11日日本大地震引發的強烈海嘯，海水進入廠房導致應急柴油發電機中斷運行，蓄電池被淹沒導致發生核電廠堆芯融化事故，造成大量放射性物質向環境釋放[2]。

福島核事故后，國內外監管機構加強了對超設計基準外部災害防護設計的審查。美國核管理委員會發布了《外部水淹整體評估導則》[3]，用于指導核電廠外部水淹整體評估；歐盟委員會決定對歐盟范圍內的核電廠開展壓力測試（Stress Test），外部水淹風險評估是重點工作之一[4]；2012年國家核安全局下發了《福島核事故后核電廠改進行動通用技術要求》[5]，要求確定適當的超設計基準水淹場景，復核廠區排洪能力，評估廠區積水深度，根據評估結果采取防水淹措施，防止廠區積水不受控制地進入安全重要廠房。

目前國內外針對核電廠抗震的裕量評估已經有較成熟的研究，主要有基于事件樹/故障樹的地震裕量評價（SMA）方法[6,7]、基于成功路徑的SMA方法[8]和基于PSA的SMA方法[9]。但是外部水淹裕量的評估方法及應用還處于研究階段。易珂等[10]采用成功路徑的方法分析了外部水淹事件對核電廠安全的影響。Brinkman J. L.等[11]提出采用現實的外部水淹場景開展外部水淹概率風險評估，但未進行全面的裕量評估。在美國核管理委員會發布的《外部水淹整體評估導則》[3]中，介紹了核電廠外部水淹裕量評估的三種方法，第一種是場景評估法（scenario- based evaluation），第二種是裕量類型評估法（margins-type evaluation），第三種是全概率風險評估方法（full-PSA evaluation）。該導則給出了這三種方法的分析流程，但是具體的操作過程還停留在理論層面，在超設計基準場景確定、需防護的安全重要設備識別、水淹設備失效準則等技術內容仍未確定，較難應用于工程實踐。因此，基于以上國內外調研和工程實踐，本文開發了一套適用于工程項目的核電廠外部水淹裕量評估方法，并對某核電廠開展外部水淹的裕量分析，識別核電廠外部水淹防護設計的薄弱項，并提出針對性的改進措施，以提升核電廠應對外部水淹的能力。

1 方法概述

本文借鑒美國核管理委員會發布的《外部水淹整體評估導則》[3]中介紹的評估方法的思路，結合歐盟“Stress Test”的實踐經驗以及國內地震裕量評價的實踐，開發了一套核電廠外部水淹裕量評估方法，分析流程如圖 1所示。

圖1 外部水淹裕量評估方法流程圖

該方法涉及的關鍵步驟包括：核電廠信息收集、外部水淹裕量評估的場景選取、外部水淹效應分析、外部水淹后果分析、機組達到并維持安全狀態能力分析、修改核電廠設計和確定外部水淹裕量。在選定的外部水淹裕量評估場景下，如果機組可達到并維持在安全狀態，則機組具有抵御該外部水淹場景的能力，否則根據廠址情況進行相應的設計變更，使機組能達到并維持在安全狀態，提升核電廠應對外部水淹的能力。

1.1 核電廠信息收集

在進行外部水淹裕量評估前，需要收集核電廠關于外部水淹防護的基本信息，包括外部水淹源項及設計基準數據、主廠區防洪系統設計信息、廠房與外邊界的孔洞及水密封堵信息和安全重要設備的布置信息等。此外，還需要進行核電廠現場巡訪，收集核電廠的實際信息，找出核電廠現狀與設計之間的差異。

1.2 外部水淹裕量評估的場景選取

外部水淹源項主要包括廠址降雨、天文潮、風暴潮、海嘯和熱帶風暴產生的波浪等。廠址可行性研究階段會對各種外部水淹源項進行篩選并確定水淹源項的設計基準值。為評估外部水淹超過設計基準后核電廠的響應，選取的外部水淹場景應為超設計基準外部水淹場景。

外部水淹場景有不同的選取方法，可考慮多種外部水淹源項的組合，也可考慮將水淹源項與水淹防護設施的部分或全部失效進行組合，需結合廠址的特征確定哪種方法更合適。

1.3 外部水淹效應分析

1.3.1 外部水淹漫延路徑

廠區積水達到一定高度后，可通過廠房與外界連通的門和孔洞進入廠房，或者積水先進入地下廊道，再通過地下廊道與廠房的接口進入廠房，這兩種方式也可能同時發生。

廠區積水進入廠房內部后，通常會向最底層漫延；積水通過地下廊道與廠房的接口進入廠房后，也會逐漸從廠房最底層開始累積。

1.3.2 洪水進入廠房水淹量及水淹高度計算

根據參考文獻［12］，通過孔洞的水量可按公式（1）計算：

式中：——滲漏量，m3/h；

——流動面積，m2；

——排放系數，一般可取0.6；

——水淹水位，m；

——重力加速度，9.8 m/s2。

流過門縫的水流量可按公式（2）計算：

式中：——滲漏量，m3/h；

0——試驗測得水位在0時的滲漏量，m3/h。根據工程經驗，對于900 mm寬的單開門，可參考0為0.1 m時，0為12.1 m3/h，對不同寬度的門按比例計算滲漏量；

——廠區積水高度，m。

根據公式（1）和公式（2）計算得到在某個時間段內進入廠房或房間的進水量，將所有時間段內總的進水量除以所在廠房或房間的有效積水面積，即為最高淹沒水位，如果核島廠房之間有孔洞連通而沒有做封堵，則需要考慮所有連通房間的有效面積之和。

1.4 外部水淹后果分析

當廠區積水進入廠房內部后，水淹可能對設備的功能造成影響。根據核電廠設備的類型以及實踐經驗，設備淹浸的失效判斷準則如下：

（1）電動泵一般由電機和轉動部件組成，分為立式和臥式兩種，對臥式電動泵，水淹浸轉動部件底座或電機底座設備失效，對立式電動泵，水淹浸聯軸節即失效；

（2）水淹浸氣動閥和電動閥閥體失效；

（3）水淹浸傳感器或變送器失效；

（4）水淹浸純機械設備不失效，如容器、管道、手動閥門等；

（5）水淹浸電氣設備（如電氣柜、控制柜、配電箱、配電盤等）失效，水淹浸電纜其功能不失效，但是與電纜相連的接線盒/箱淹浸失效。

1.5 機組達到并維持安全狀態能力分析

判斷機組是否可達到并維持在安全狀態，需對外部水淹場景引起的始發事件進行梳理，再選擇處理或緩解始發事件的成功路徑。通過成功路徑的梳理，找出維持成功路徑所需的系統與設備，再結合外部水淹后果分析，確認成功路徑是否喪失，從而判斷機組是否可達到并維持安全狀態。

為使機組達到并維持安全狀態，必要的安全功能包括：

（1）控制反應性；

（2）排出堆芯余熱，導出乏燃料貯存設施所貯存燃料的熱量；

（3）包容放射性物質、屏蔽輻射、控制放射性的計劃排放，以及限制事故的放射性釋放。

外部水淹場景下，最可能引發包絡性的始發事件包括：

（1）喪失廠外電源；

（2）喪失最終熱阱。

針對CPR1000技術路線，喪失廠外電源和喪失最終熱阱的停堆路徑如圖2和圖3所示。對“華龍一號”“EPR”等核電技術路線，可根據喪失廠外電源和喪失最終熱阱始發事件的處理策略確定成功路徑以及成功路徑上的系統和設備。

圖2 CPR1000技術路線喪失廠外電源成功路徑邏輯圖

圖3 CPR1000技術路線喪失最終熱阱成功路徑邏輯圖

從圖2和圖3梳理可知，處理喪失廠外電源的成功路徑有四條，處理喪失最終熱阱的成功路徑有兩條。只要一條停堆路徑可用，機組就可以達到并維持安全狀態。機組在處理喪失廠外電源和喪失最終熱阱事故工況中需要用的前沿系統梳理如下：

（1）反應堆保護系統；

（2）應急硼化系統；

（3）余熱排出系統（僅用于應對喪失廠外電源）；

（4）應急給水系統；

（5）蒸汽排放系統（排大氣）；

（6）安全注入系統；

（7）安全殼噴淋系統或非能動安全殼冷卻系統；

（8）反應堆和乏燃料水池冷卻和處理系統。

前沿系統的支持系統主要包含：

（1）應急配電系統（僅用于應對喪失廠外電源）；

（2）直流系統；

（3）冷鏈系統（僅用于應對喪失廠外電源）；

（4）壓縮空氣系統和通風系統。

1.6 修改核電廠設計

如果機組不能達到并維持在安全狀態，需考慮對核電廠的設計進行改進。主要針對在1.5節中識別出的外部水淹防護薄弱項采取相應的改進措施，常用措施包括提升設備的底座高度、修改設備的布置位置、采用可截斷水淹路徑的水密擋板等。

1.7 確定外部水淹裕量

通過1.1節至1.6節的分析，可確定核電廠實際能抵御的外部水淹場景，其與設計基準外部水淹場景之間的裕量即為核電廠具有的外部水淹裕量。

2 方法應用

本文基于某在役CPR1000核電廠開展外部水淹裕量評估，主要目的是介紹外部水淹裕量評估方法每一個步驟的實施過程，以驗證該方法的有效性。

2.1 核電廠信息收集

核電廠的廠坪標高為9.50 m，安全重要廠房地面首層室內地坪標高為9.70 m（室內外高差為0.2 m）。核電廠主廠區排水系統采用廠址千年一遇降雨強度設計，并采用可能最大降雨量（PMP）進行校核，確保在PMP下廠區的積水高度不會超過0.2 m，積水不會進入安全重要廠房。廠址PMP歷時累計降雨量如圖4所示。

圖4 廠址歷時累計可能最大降雨量（PMP）

根據圖4的廠址PMP降雨數據，可擬合得到在不同時間的降雨量公式：

式中：——歷時，min；

——PMP下的降雨量，mm

2.2 外部水淹裕量評估的場景選取

根據廠址調研及核電廠的外部水淹防護設計信息，該廠址主要的外部水淹因素是廠區的降雨。為測試核電廠應對比設計基準更惡劣環境下的外部水淹防護能力，考慮由于排水管堵塞導致廠區排水能力下降的情況，選取了如下的10個外部水淹場景：

場景1：PMP+90%廠區排水能力；

場景2：PMP+80%廠區排水能力；

場景3：PMP+70%廠區排水能力；

場景4：PMP+60%廠區排水能力；

場景5：PMP+50%廠區排水能力；

場景6：PMP+40%廠區排水能力；

場景7：PMP+30%廠區排水能力；

場景8：PMP+20%廠區排水能力；

場景9：PMP+10%廠區排水能力；

場景10：PMP+0%廠區排水能力。

根據廠址條件及排水設計，考慮暴雨在10 min后形成全流域徑流，根據參考文獻［13］中的計算方法，考慮徑流損失、水淹面積、積水深度等修正，得到公式（4）PMP下廠區積水高度與降雨時間和廠區排水能力的關系。

依據公式（4），時間步長按10 min計算，得到廠區在不同外部水淹場景下的24 h內最大廠區積水高度如圖5所示?？紤]到廠區三面環海一面靠山，靠海側擋浪墻高于廠坪標高0.5 m，當廠區積水超過擋浪墻高度時，廠區積水外溢，積水高度不再增加。

2.3 外部水淹效應分析

根據外部水淹漫延的可能路徑，結合實地核電廠巡訪，可知地下廊道與廠房的接口進行了水密封堵，由于水密封堵的水頭均按照超設計基準水位進行設計（該核電廠保守考慮地面以下統一按10 m水頭設計），認為封堵措施有效。因此廠區積水只有通過核電廠地面層的門進入廠房內部。從廠區積水高于0.2 m開始，到廠區積水再次低于0.2 m時結束，計算從門縫進入廠房的流量。廠房水淹高度為進入廠房的進水量除以所在房間的有效積水面積。根據圖5所示，場景1至場景4的廠區最大積水深度均不會超過首層室內外高差（即0.2 m），廠區積水不會進入廠房內部，因此，只考慮場景5至場景10，計算這些場景下安全停堆成功路徑上設備所在廠房的水淹高度。安全停堆成功路徑上的設備主要布置在反應堆廠房、柴油發電機廠房、燃料廠房、重要廠用水泵房和電氣廠房。由于反應堆廠房與周邊廠房有水密封堵，柴油發電機廠房地面首層地坪標高高于廠坪標高0.8 m，大于廠區可能積水的最大高度，不考慮進水。因此，重點計算燃料廠房、重要廠用水泵房及電氣廠房的進水量及廠房水淹高度，結果如表1所示。對于重要廠用水泵房，由于在泵坑周邊設置有0.2 m高的擋水圍堰，因此考慮廠區積水達到0.4 m時才開始進水。

式中：——降雨時間，min；

——廠區排水能力，%；

D——廠區積水高度，m。

圖5 PMP降雨下不同廠區排水能力24 h內的最大廠區積水高度

表1 不同外部水淹場景下廠房的水淹高度

2.4 外部水淹后果分析

通過燃料廠房、電氣廠房和重要廠用水泵房的系統設備布置信息以及現場的巡訪，得出不同廠房在不同的水淹高度下影響的安全重要系統設備及后果如表2所示。

表2 水淹的安全重要系統設備及后果

2.5 機組達到并維持安全狀態能力分析

根據表1各廠房的積水高度以及表2中梳理的喪失廠外電源和喪失最終熱阱事故工況中的前沿系統及其支持系統的布置位置。

在不同的外部水淹場景下各廠房水淹失效后果如表3所示。

續表

外部水淹 場景廠房廠房水淹 高度/mm水淹失效后果 場景8 （PMP + 20%廠區排水能力）燃料廠房1 105.07低壓安注泵再循環功能及安全注入功能喪失 重要廠用水泵房3 986.52重要廠用水泵失效導致余熱排出功能喪失 電氣廠房446.95無 場景9 （PMP + 10%廠區排水能力）燃料廠房1 126.17低壓安注泵再循環功能及安全注入功能喪失 重要廠用水泵房4 177.36重要廠用水泵失效導致余熱排出功能喪失 電氣廠房455.48無 場景10 （PMP + 0%廠區排水 能力）燃料廠房1 131.21低壓安注泵再循環功能及安全注入功能喪失 重要廠用水泵房4 246.11重要廠用水泵失效導致余熱排出功能喪失 電氣廠房457.52無

通過上述分析可知，核電廠具有較強的應對超設計基準外部水淹場景的能力，從場景1至場景7，均不會導致核電廠安全停堆成功路徑上設備功能的喪失。對場景8至場景10，外部水淹均會使低壓安注泵再循環功能及安全注入功能喪失，同時重要廠用水泵失效，余熱排出功能喪失，機組在喪失廠外電工況下不能維持安全狀態，但具有在喪失最終熱阱工況下維持安全狀態的能力。

2.6 修改核電廠設計

通過表2及表3的分析，核電廠應對場景8至場景10的薄弱項為：

（1）低壓安注泵與地坑的電動隔離閥以及低壓安注泵與一回路的電動隔離閥的閥體電動部分由于安裝位置低（閥體電動部分底部距離房間地面均為600 mm），易受水淹影響導致低壓安注泵再循環功能及安全注入功能喪失；

（2）為重要廠用水泵通風的風機供電柜，由于安裝位置低（距離房間地面1 250 mm），易受水淹影響使得重要廠用水泵失去通風冷卻而失效，導致余熱排出功能失效；

（3）重用廠用水泵的聯軸節離地高度為3 200 mm，相對位置偏低，易受水淹影響。

因此可以針對這些薄弱項采取相應的改進措施，包括：

（1）將低壓安注泵與地坑的電動隔離閥以及低壓安注泵與一回路的電動隔離閥的閥體電動部分調至水淹高度以上；

（2）將為重要廠用水泵通風的風機供電柜安裝高度調至水淹高度以上或安裝在地面層。同時提升電動機與泵體的聯軸節的高度，使之高于水淹高度；

（3）在燃料廠房和重要廠用水泵房大門處安裝可拆卸防水擋板措施，防止外部的水進入廠房內部。

綜合判斷，方案（3）具有修改量少、代價低等優點。保守考慮燃料廠房、重要廠用水泵房、電氣廠房、核輔助廠房和連接廠房與外界的邊界門均安裝了高度為300 mm的可拆卸防水擋板，采用較少的修改和較低的代價，就能使核電廠應對所有選取的超設計基準外部水淹場景。可大幅提升核電廠抵御超設計基準水淹場景的能力。

2.7 確定外部水淹裕量

核電廠設計基準水淹場景為千年一遇降雨強度疊加100%廠區排水能力，該場景下廠區最大積水深度為0 mm。當采用增加可拆卸防水擋板的措施后，核電廠可完全抵御PMP疊加0%廠區排水能力的超設計基準外部水淹場景，改進后核電廠具有的外部水淹裕量達到500.00 mm。

3 結論

本文基于國內外調研和工程實踐，開發了一套適用于工程項目的核電廠外部水淹裕量評估方法，并基于某核電廠開展了外部水淹裕量評估，通過實例分析說明，通過采用本文分析方法，能夠全面評估核電廠防外部水淹的裕量，識別出核電廠防外部水淹的薄弱項，通過針對性的改進措施，采用較少的修改和較低的代價便使核電廠大幅提升其水淹裕量，為在役改造或新建核電廠外部水淹裕量的評估提供借鑒意義。

［1］ IAEA. Design of Nuclear Installations Against External Events Excluding Earthquakes：IAEA Safety Standards Series No. SSG-68［R］. 2021.

［2］ 李丹. 國外核電廠外部水淹事件分析［J］. 核安全，2013，14（4）：74-78.

［3］ U.S. Nuclear Regulatory Commission. Guidance for Performing the Integrated Assessment for External Flooding［R］. JLD-ISG-2012-05，November 2012.

［4］ ENSREG. EU“Stress Tests”Specifications［R］. 2011.

［5］ 國家核安全局. 福島核事故后核電廠改進行動通用技術要求［R］. 2012.

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［8］ EPRI. Methodology for Assessment of Nuclear Power Plant Seismic Margin［R］. EPRI NP-6041-SL，1991.

［9］ NRC. Interim Staff Guidance on Implementation of a Probabilistic Risk Assessment-Based Seismic Margin Analysis for New Reactors［R］. DC/COL-ISG-020，2010.

［10］易柯，孫濤. 外部水淹事故對核電廠安全影響分析［J］. 核科學與工程，2015，35（3）：519-524.

［11］ Brinkmanl J. L.. Realistic Modelling of External Flooding Scenarios A Multi-Disciplinary Approach［J］. 2016.

［12］國家能源局. 輕水堆隔間淹沒效應防護準則：NB/T 20591［S］. 北京：核工業標準化研究所，2021.

［13］國家能源局. 核電廠雨水排水設計技術規程：NB/T 20497［S］. 北京：核工業標準化研究所，2018.

Research and Application of External Flooding Margin Evaluation for Nuclear Power Plant

ZHUO Xunjia，CHEN Xujia，WANG Chunmou

（State Key Laboratory of Nuclear Power Safety Monitoring Technology and Equipment，China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd，Shenzhen of Guangdong Prov. 518124，China）

External flooding can lead to events or even accidents in nuclear power plant. Nuclear power plant should be protected against external flooding and the appropriate design margin should be provided to cope with beyond design basis external flooding scenarios. At present, the assessment of external flooding margin of nuclear power plant has some preliminary analysis work or studies at home and abroad, but there is no mature and unified method. Based on the findings and engineering practices at home and abroad, this paper develops an external flooding margin evaluation method for nuclear power plant, which is suitable for engineering projects. This method determines the external flooding margin of nuclear power plant with the goal of achieving and maintaining the safe state of nuclear power plant, and identifies the weak items of external flooding protection design and corresponding improvement measures. This method is applied to evaluate the external flooding margin of a nuclear power plant, and the effectiveness of this method is demonstrated. The results of this study can provide reference for the evaluation of external flooding margin of existing or newly built nuclear power plants.

External flooding; Margin; Nuclear power plant

TL48TL421

AA

0258-0918（2023）03-0660-08

2022-03-31

卓迅佳（1986—），男，江西贛州人，碩士，現主要從事核電廠災害防護方面研究