核电厂内部水淹确定论安全评价方法及应用

唐晓明，刘晓爽，吕兴兵，唐卷科，祝 赫

(中广核工程有限公司，广东 深圳 518045)

内部水淹是核电厂常见的内部灾害之一，内部水淹的浸没效应会使核安全相关设备失效，进而无法执行其安全功能。1972年6月，Quad Cities Unit 1号机组发生循环水系统管道断裂，引发了包含大量不同系统泵的房间的水淹。受影响的设备包括用于余热导出的厂用水泵、两个柴油发电机冷却水泵、地坑泵和一些压力表等。尽管反应堆未受损坏，但这次水淹造成多种部件和系统失效，对核电厂安全产生了威胁。随后对 Quad Cities Unit进行了修改，强化了安全相关泵的实体隔离，从而避免发生类似事件。大亚湾核电厂也曾发生过由于消防误喷淋导致的水淹。因此，HAF102《核动力厂设计安全规定》[1]要求核动力厂设计必须考虑发生诸如以下内部灾害的可能性：内部水淹、飞射物、管道甩动、喷射流冲击或破损系统或现场其他设施中的流体释放。对这些事件必须提供适当的预防和缓解措施，以保证核安全不受到损害。

内部水淹确定论安全评价是从安全功能的角度定性分析内部水淹对机组核安全的影响。通过研究设备因内部水淹失效后对核电厂安全功能造成的威胁，评价在已有的布置和防护措施下，内部水淹是否会对核电厂安全功能造成影响。本文旨在探索和提出内部水淹分区安全评价的设计假设、方法和步骤，此方法可应用于各类核电厂的内部水淹确定论安全评价。

1 核电厂内部水淹确定论安全评价设计准则

内部水淹确定论安全评价保守假定水淹分区内一旦发生水淹，分区内所有设备功能完全丧失。

1) 内部水淹引起的任何始发事件不得导致用于保证下列各项所需的功能丧失[2]：(1) 控制反应性；(2) 排出堆芯热量；(3) 包容放射性物质和控制运行释放以及限制事故释放；(4) 乏燃料水池的冷却及反应性控制；(5) 主控室可居留性；(6) 接近或就地启动为达到或维持第1、2、3或4项要求所需设备。

2) 内部水淹考虑发生在正常运行工况下(内部水淹发生工况与机型、核电厂总体要求有关，不同机型的内部水淹发生工况不同。内部水淹安全评价具体采用何种工况需根据机型具体选择)[3-4]。

3) 独立的内部水淹不考虑与其他独立的内、外部灾害或其他假设始发事件同时发生。

4) 在同一厂址内，不考虑在同一或不同机组厂房内同时发生多起独立的内部水淹事件。

5) 考虑地震可能引起非抗震部件同时失效，须证明这些水源的组合不能导致不可接受的影响[2]。

6) 若内部水淹不可避免作为其他内部灾害的二次效应时，则应设计有防护措施以应对这种组合效应[2]。

7) 即使与防淹设备电源相连的非安全重要电气负荷受到内部水淹始发事件的影响，防淹设备电源也应是有效的[2]。

2 核电厂内部水淹确定论安全评价方法

核电厂内部水淹确定论安全评价流程如图1所示，包括以下主要步骤：1) 识别水淹安全评价区域；2) 识别区域内可能的水淹源；3) 识别需要防护的设备；4) 选择机组运行工况；5) 判断此状态下设备运行状态和失效形式；6) 评价设备失效对安全功能的影响。

2.1 选取分析区域

核电厂有水淹分区的概念，其目的是通过非能动的措施，诸如土建、布置设计将安全相关冗余设备分隔布置，对这一区域的边界提出要求，将水淹限定在这一区域内，防止水淹向其余分区漫延，减少水淹影响的范围，降低共模失效的风险。

核电厂水淹分区的划分基于确定论的方法，凡是包含执行安全功能设备的核岛厂房及安全级或按照安全级要求设计的电站配套子项均应包括在水淹分区内。

因此内部水淹安全评价的区域一般应为水淹分区，核电厂所有的水淹分区都应进行安全评价。如果内部水淹分区边界被破坏，则需考虑内部水淹漫延路径上的所有房间。

2.2 识别内部水淹源

电厂设计必须能承受假想管道破损、部件失效(例如泵的机械密封失效)、喷淋系统(消防及安全壳喷淋系统)触发等引起的内部淹没。对于内部水淹，不必考虑雨水、河流或湖泊的洪水或暴雨等自然现象引起的淹没效应。

图1 核电厂内部水淹确定论安全评价流程图

根据对法规标准的研究、百万kW级核电厂工程设计经验以及对EPR、AP1000的消化吸收，可发现虽然各堆型水淹分析中考虑的水淹源类型根据机型的不同描述略有不同，但是归纳起来水淹源的分类基本相同，主要包括以下几项：1) 承压部件的泄漏和破裂；2) 来自相邻厂房的水导致的水淹；3) 消防系统动作(包括误动作)；4) 水箱满溢；5)设备隔离失效的后果；6) 安全壳喷淋。具体分析时可根据堆型略有调整。

在确定分区内部水淹的流体总量时，必须考虑能引起淹没并形成二次水淹源的始发事件。

公称直径小于或等于25 mm的管道不视为水淹源[3]。

以上这些水淹源种类可将确定论分析中核电厂内部水淹源项完全覆盖，保证水淹分析时水淹源的完整性，不会产生遗漏。

2.3 识别被防护设备

用于保证第1章第1条准则中所列功能的设备均需进行防护。每一需防护的基本安全功能均涉及众多系统和设备，但仅对其中一部分系统和设备进行防护，这是考虑到另外一些系统的部件在遭受水淹时仍保持其功能(管道、电缆等)。

2.4 功能分析

功能分析采用确定论的分析方法，以水淹分区为单位，在分区内一旦发生内部水淹，该分区内所有设备丧失其功能的前提下，分析这种情况是否会影响第1章第1条准则中提到的核电厂安全目标。如果内部水淹分区边界被破坏，则需考虑内部水淹漫延路径上的所有房间。

功能分析主要通过以下几个步骤完成：

1) 选择机组运行工况。由于需防护的设备在不同机组运行工况下运行状态和运行方式可能都不同，因此应首先确定需功能分析的机组运行工况。

2) 选择分析设备。根据2.3节的原则分析后会形成1份水淹分区内需防护的设备清单，从中选择某一设备进行分析。

3) 确定设备运行状态。泵、阀门等设备在机组运行期间可能处于不同的运行状态。例如，泵和电加热器可能是在运也可能是停运；阀门状态可以是全开、全关或处于中间某个开度。如正常情况下，安全壳喷淋系统的泵是停运的，此时泵所在房间发生内部水淹不会对安全功能造成影响。故需确定在选定的分析工况下设备的运行状态，如果运行则需根据设备的失效形式判断设备对安全功能的影响；如果不运行则分析内部水淹情况下是否需要其投入。

4) 判断设备失效形式。设备失效形式列于表1，根据表1可判断设备水淹后的响应。例如气动阀水淹后果等同于失电后果，即保持在安全位置。

5) 判断设备失效对安全功能的影响。根据设备的功能以及水淹后的失效形式，即可由设备对该安全系列的重要程度判断系统失效是否会使该安全系列的运行受到影响。最终形成分析区域内丧失的影响机组安全功能的设备清单。可进行下一分区的水淹功能分析。

表1 设备淹没后的失效形式

3 内部水淹确定论安全评价应用

为了验证以上方法的合理性，本文以某百万kW级核电厂核辅助厂房硼酸输送泵间(NA213)以及燃料厂房反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)泵间(K216)为例，给出内部水淹确定论安全评价方法的应用实例。

根据具体机型的不同，内部水淹安全评价选择的工况也不同。对于某百万kW级核电厂，内部水淹考虑发生在正常运行以及3类/4类事故发生24 h后。

3.1 NA213所在水淹分区安全评价

1) 房间的内部水淹源

硼酸输送泵间为单独一个分析区域。分析区域内的内部水淹源主要由化学和容积控制系统(RCV)、废液处理系统(TEU)、反应堆硼和水补给系统(REA)、安全注入系统(RIS)、核岛除盐水分配系统(SED)的管道和REA化学药品混合罐(REA006BA)组成。由于REA006BA用于配置联氨溶液和氢氧化锂溶液，仅在机组启动和停堆时使用，正常运行时无液体贮存，故此水淹源被排除。分区内考虑的水淹源为TEU、REA、RCV、RIS、SED的管道。

根据2.2节给出的水淹源识别原则以及第1章的设计假设可知，NA213水淹分区主要存在正常运行时以及事故后的水淹源。

2) 房间内需防护的设备

根据2.3节描述的需防护的设备特征，结合NA213水淹分区内的设备可分析出NA213水淹分区内需防护的重要设备为硼酸输送泵REA003PO、REA004PO。

3) 分区功能分析

结合内部水淹源考虑的电厂运行状态和需防护的设备，对NA213水淹分区进行安全评价。

(1) 正常运行

正常运行时，考虑分区内发生内部水淹事件，即TEU、REA、RCV、RIS、SED的管道破裂或能动部件如REA泵、阀等泄漏。此时REA003PO、REA004PO通过向RCV注入硼酸调节主回路的硼浓度，以达到控制反应堆反应性的目的。

一旦NA213水淹分区内发生水淹，则REA003PO、REA004PO功能丧失。在REA泵不可用的情况下，可使用RCV上充泵直接从PTR的换料水箱抽取硼酸溶液进行注硼，执行此功能的管道和设备没有布置在NA213房间内，不受NA213发生的内部水淹的影响，由于不考虑同时发生两起独立的内部水淹，则无需考虑此管线破裂，其功能有效。因此正常运行时NA213房间一旦发生水淹不影响核安全功能，无需对房间内的设备进行进一步防护。

(2) 事故后

事故后考虑分区内发生水淹事件，即事故发生24 h后考虑非能动单一故障准则的设备破裂，如RIS管道破裂。因REA泵在事故发生24 h后已不需投入运行，此时内部水淹不影响机组的安全。所以无需对房间内的设备进行进一步防护。

3.2 K216所在水淹分区安全评价

1) 房间的内部水淹源

根据平面布置图及水淹流径分析，K216所在分区包括K216、K210和K212房间。

分析区域内的内部水淹源主要为各工艺系统的管道，包括PTR的管道、核岛除盐水分配系统(SED)和设备冷却水系统(RRI)的管道。分区内未安装固定消防喷淋系统，无需考虑消防系统的动作。

根据2.2节给出的水淹源识别原则以及第1章的设计假设可知，K216水淹分区主要存在正常运行时以及事故后的水淹源。

2) 房间内需防护设备

根据2.3节描述的需防护设备的特征，结合K216水淹分区内的设备可分析出分区内需防护的重要设备为PTR冷却泵PTR001PO、PTR002PO、PTR006PO和安全壳内大气监测系统(ETY)的风机ETY001ZV、EYT002ZV。

3) 分区功能分析

结合内部水淹源考虑的电厂运行状态和需要防护的设备，对K216水淹分区进行安全评价。

(1) 正常运行

正常运行时，考虑分区内发生内部水淹事件。即PTR、RRI、SED的管道破裂或能动部件如REA泵、阀等泄漏。此时PTR001PO正在进行乏燃料水池冷却功能(正常换料期间，PTR001PO、PTR006PO投入运行执行乏燃料水池冷却功能)，PTR002PO执行余热排出备用功能。

一旦K216水淹分区内发生水淹，则PTR001PO、PTR002PO、PTR006PO被水淹后考虑其停运，冷却功能全部丧失。因为执行乏燃料水池冷却功能仅有PTR系统3台泵，在其不可用的情况下，无法使用本系统中的其他设备以及其他系统完成此项功能，一旦此项功能丧失，将会导致乏燃料水池温度上升、乏燃料余热无法导出，对核电厂的安全功能产生了极大的威胁。因此必须对此房间内的PTR泵进行防护。而ETY风机属于ETY小风量清洗风机，执行小流量送风功能，水淹后认为其停运，不影响核电厂安全功能。

(2) 事故后

事故后考虑分区内发生水淹事件，即事故发生24 h后考虑非能动单一故障准则的设备破裂如RRI管道破裂。因PTR泵在事故发生24 h后仍需一直运行以保证乏燃料水池的冷却，因此内部水淹后所有PTR冷却泵丧失同样影响机组的安全。所以必须对房间内的PTR冷却泵进行防护。事故后，ETY两台风机不可用导致两条混合管线不能运行，需要机组后撤。

根据上述水淹安全评价，K216这一区域为严禁水淹产生危害的区域，在后续水淹防护设计中必须根据水淹量的计算考虑采取适当的疏水措施。

4 结束语

核电厂在设计过程中必须进行内部水淹安全评价，通过对标准的研究和实践经验的总结，本文确定了核电厂内部水淹确定论安全评价的分析方法和步骤，完善了核电厂的内部水淹防护设计的流程，为核电厂内部水淹确定论安全评价提供了方法和依据。并通过某百万kW级核电厂硼酸输送泵间和PTR系统冷却泵间的确定论安全评价，验证核电厂防内部水淹确定论安全评价方法的适用性和可操作性。文中的评价方法可应用到不同机型中。

参考文献：

[1] 国家核安全局. HAF102 核动力厂设计安全规定[S]. 北京：国家核安全局，2004.

[2] 核工业标准化研究所. EJ/T1079 轻水堆隔间淹没效应防护准则[S]. 北京：中国核工业总公司，1998.

[3] 核工业标准化研究所. EJ/T335—1998 轻水堆核电厂假象管道破损事故防护准则[S]. 北京：中国核工业总公司，1998.

[4] EDF, FRAMATOME. RCC-P design and construction rules for system design of 900 MWe PWR nuclear power plants[S]. France: EDF, FRAMATOME, 1991.