AP1000核电厂乏燃料贮存安全性分析

梁 潇，夏唐斌，初 阳，李忠全

（1.山东核电有限公司，烟台 265116；2.上海交通大学，上海 200240；3.三门核电有限公司，台州 317109）

AP1000核电厂乏燃料贮存安全性分析

梁 潇1，夏唐斌2，初 阳3，李忠全1

（1.山东核电有限公司，烟台 265116；2.上海交通大学，上海 200240；3.三门核电有限公司，台州 317109）

福岛事故暴露出了二代沸水堆乏燃料组件贮存的安全问题。本文比较了三代AP1000核电技术与二代沸水堆技术在乏燃料贮存方面的差异。AP1000核电厂乏燃料水池冷却系统运用先进的非能动设计，通过多种补水方式和补水水源以及沸水蒸汽排放控制等措施可有效地解决福岛事故中存在的问题，保障了乏燃料组件贮存的安全性。

乏燃料；贮存；福岛核事故；AP1000；事故分析

2011年3月，福岛事故中，福岛第一核电厂4、5、6号机组在发生地震前已经安全停堆并进入定期检修状态，地震发生时，地震叠加海啸灾害令福岛核电厂全厂断电（失去所有厂外电源和备用柴油发电机应急电源），导致乏燃料组件失去冷却，4、5、6号机组的乏燃料水池温度上升，其中4号机组的乏燃料水池更是两度出现火情，并发生氢气爆炸［1］。由于乏燃料水池位于安全壳之外，发生爆炸后，没有钢制安全壳的保护，更容易发生放射性物质的泄漏。

福岛核电厂乏燃料厂房的氢气爆炸事故，暴露了二代沸水堆核电厂安全上存在的薄弱环节，也引起了人们对乏燃料储存安全性的高度关注。本文首先分析了福岛核电厂在乏燃料贮存安全方面存在的薄弱点，并假定在与福岛事故相同严重的事故条件下，分析了三代AP1000核电技术的优越性，对比总结出三代AP1000核电相对福岛核电厂二代沸水堆所具有的先进性，因之更能保障乏燃料组件的安全贮存。

1 福岛核电厂乏燃料厂房爆炸事故起因及描述

福岛第一核电厂共有6台机组，每台机组单独配置1个乏燃料水池，此外6台机组还有1个共用的乏燃料水池。发生事故时水池中贮存的乏燃料组件数量见表1。

表1 福岛第一核电厂乏燃料水池乏燃料贮存情况［2］Tab le 1 Spent fuelstorage in spent fuelpoolof Fukushima Daiichinuclear power plant

从表中可以看出，4号机组乏燃料水池中在事故前贮存的乏燃料组件为1 535盒，为6个机组中贮存乏燃料最多的，乏燃料水池中产生的衰变热也是最大的。4号机组乏燃料水池是福岛核电厂最典型的乏燃料水池，其中4号反应堆的所有核燃料（包括换料大修时卸出的燃料和前期储存的乏燃料）都存放在该乏燃料水池中，占储存总容量的97%，新放入燃料组件的衰变热高于先前存放的乏燃料组件的衰变热，所以我们采用4号机组作为代表，对福岛沸水堆核电厂的乏燃料贮存安全性进行分析。沸水堆系统结构及布置如图1所示。

图1 福岛核电厂系统布置Fig.1 System arrangementof Fukushima nuclear power plant

4号机组参数见表2。

表2 4号机组参数Table2 Parametersof unit4

乏燃料衰变热的导出方式是强迫对流或蒸发沸腾，所需维持条件是持续泵送或补水［3］。在福岛事故中由于地震造成全厂失电，备用柴油发电机工作了1个多小时后，地震引发的海啸使备用柴油发电机浸水而失效，从而导致乏燃料水池补水泵不能工作，失去了补水水源，乏燃料水池的冷却功能丧失。失去冷却能力后，由于乏燃料组件释放衰变热，乏燃料水池水温开始升高，进而沸腾蒸发，使得乏燃料水池水位下降，由于缺乏补水乏燃料水池水位持续下降，最终导致乏燃料组件暴露在空气中。当燃料棒过热到1600℃以上时，发生“锆水反应”产生了氢气［4］。由于老式的二代沸水堆没有除氢装置，氢气积聚在厂房顶部，引起了爆炸，造成放射性物质泄漏，其中I、Cs、Xe、K r等气载放射性核素或放射性气体可以通过呼吸道进入人体造成内照射［5］。

在整个福岛事故过程中，暴露出了二代沸水堆核电技术存在以下安全缺陷。

（1）乏燃料水池的补水和冷却形式较单一，过度依赖能动部件的作用。在失去交流电源后，这些部件失效，不能维持对乏燃料水池的补水和冷却。福岛核电厂预先设计了4种供电方式：自身供电系统供电、外部电网供电、应急柴油发电机供电以及蓄电池供电。地震造成福岛核电厂失去了自身供电系统和外部电网两种供电方式，虽然福岛第一核电厂的6台机组共有13台备用柴油发电机，并且各机组备用柴油发电机之间可以互为备用，但是地震引发的海啸使厂内所有备用柴油发电机浸水，失去供电能力［6］。蓄电池也在短时间内耗尽电力。并且由于人因和其他等方面原因，4号机交流电源在11天之后才恢复正常，丧失了所有交流电源的福岛核电厂就失去了对乏燃料水池的冷却和补水能力。因此，缺少对乏燃料水池其他有效的冷却和补水手段，这是二代沸水堆最明显的技术安全缺陷。

（2）淡水储存容量较少，缺乏足够的冷却用的淡水。福岛核电厂沸水反应堆，其冷却剂为淡水。向反应堆注入硼酸或海水，会腐蚀反应堆，可能导致反应堆报废。储存的淡水都用于事故后反应堆的补水，在设计上没有充分考虑预留向乏燃料水池补水的淡水或者硼水水源［7］。

（3）乏燃料水池位置在建筑物的上层，高度约30m～40m，发生事故后，对乏燃料水池的补水和冷却具有一定的困难，由于没有向乏燃料水池补水的接口，消防车只能直接将水喷入4号机组的乏燃料水池，这样补水的效率非常低。

（4）乏燃料水池缺少相关控制仪表，无法在事故发生的最初几天确定乏燃料水池的水位［8］。运行人员在复杂的事故情况下无法确认乏燃料水池的水位状态，直到停堆检修的4号机组乏燃料水池顶部厂房发生爆炸，才分析得出乏燃料水池的冷却可能不足，水位下降，致使乏燃料组件暴露在空气之中，燃料组件炽热，发生“锆水反应”产生氢气，引发氢爆的结论。

（5）二代沸水堆核电厂没有消氢装置，不能及时消除在安全壳内或者乏燃料水池内聚积的大量氢气。这些氢气聚积在厂房内部，当达到一定浓度并遇到明火时就会发生爆炸，对安全壳和厂房完整性构成威胁。

2 福岛事故条件下AP1000核电厂乏燃料贮存安全性分析

2.1 事故初始条件假设

假设AP1000核电厂发生如福岛事故4号机相同条件下的事故，采用选取保守模型和参量的方法进行分析［9］。

初始条件如下。

（1）发生了10级地震，并且失去厂内外所有交流电源，备用柴油发电机不可用。

（2）交流电源在11天后才恢复可用。

（3）刚刚完成整堆芯换料操作，停堆150 h后整个堆芯移入乏池中，乏池内有保存15年的乏燃料组件加上一次44%换料乏燃料组件再加本次100%的堆芯燃料组件（此条件已基本达到AP1000机组设计上乏燃料水池贮存能力的100%，与福岛4号机组事故时达到设计上97%乏燃料组件贮存能力相符）。

2.2 事故分析

在假定事故发生条件下，由于失去所有交流电源，且备用柴油发电机不可用，所以AP1000核电厂正常的2个乏燃料水池冷却泵不可用，再加上发生强烈地震，所以只考虑抗震I类设备可用。在此条件下，乏燃料水池（SFP）失去正常冷却，乏燃料水池水温开始上升，并最终达到饱和沸腾。乏燃料水池安全相关补水逻辑如图2所示。

图2 乏燃料水池安全相关补水逻辑图Fig.2 Logic diagram of spent fuel pool safety related makeup water source

基于假设条件下乏燃料水池内燃料组件的时均衰变热功率约为17MW［10］，乏燃料水池池水升温到饱和状态所需的时间为t，则可按式（1）计算积累的衰变热［11］：

Q（t）=q×t=M×（Hs-H0） （1）

式中，q为时均衰变热功率，W；M为乏燃料水池总有效水量，kg；Hs为池水饱和状态焓值，J·kg-1；H0为池水初始焓值，J·kg-1；Q（t）为t时间内乏燃料水池中积累的衰变热，J。

乏燃料水池沸腾后，其沸腾蒸发速率f（m3·h-1）可用式（2）计算：

f=3 600q/（Qs×ρ） （2）

式中，Qs为池水蒸发潜热，J·kg-1；ρ为池水密度（饱和状态），kg·m-3。

沸腾情况下的补水速率至少应等于蒸发速率，才能维持池水液位，保证乏燃料不裸露。根据式（1）和式（2），可以计算出事故工况下乏燃料水池安全相关补水水源的饱和用时和各水池水量蒸干的时间［12］。乏燃料水池安全相关补水水源计算参数及计算结果见表3。

表3 乏燃料水池安全相关补水水源参数Table 3 Param eters of safety related water source for spent fuelpool

根据计算可以得出，在福岛事故条件下，乏燃料水池会在事故发生后9 h左右达到饱和并沸腾，然后手动打开相关阀门，从非能动安全壳冷却水箱（PCCWST）向乏池补水。通过补水可以保证6天内乏燃料水池水位正常；当非能动安全壳冷却水箱内水源用尽时，继续通过乏燃料容器冲洗井（CWP）进行非能动的重力补水。非能动安全壳冷却水箱能提供约6h的乏燃料冷却；之后通过乏燃料容器装载井（CLP）进行非能动的重力补水。乏燃料容器装载井能提供19 h的乏燃料组件冷却。在大约7、8天后，乏燃料水池水位降至乏燃料组件顶部。安全相关水源向乏燃料水池补水体积达3402m3，在失去所有交流电源的情况下，通过非能动的重力补水可以维持乏燃料组件在事故后7、8天内不裸露。

表4 乏燃料水池水位时间变化表Table4 Timevariation ofwater levelof spent fuelpool

7、8天之后，我们可以利用非能动安全壳辅助冷却水箱或者通过与非能动安全壳冷却系统（PCS）相连的消防系统（FPS）或者除盐水储存系统（DWS）作为水源，向乏燃料水池继续补水。在没有交流电源的情况下，我们可以利用如消防水车等临时设备，通过非能动安全壳辅助冷却水箱和便携泵接口，向乏燃料水池进行补水。这样可以长时间维持乏燃料组件包壳的完整性［13］。在假想的更为严重的事故条件下，我们还可以通过向乏燃料组件喷淋冷却水来防止乏燃料组件包壳融化，此外还可以通过临时手段向乏燃料水池喷淋冷却水，喷淋水来自消防系统柴油消防泵供水、非能动安全壳辅助冷却水箱和可移动便携泵补水（如图3所示）。乏燃料水池东西两侧墙体上布置有两列冗余的喷淋管嘴，来自东侧喷淋管嘴的喷淋水可以由消防系统柴油消防泵、便携水泵或非能动安全壳辅助冷却水箱输送，冷却水能够通过重力从非能动安全壳辅助冷却水箱注入东侧喷淋管嘴；西侧喷淋管嘴的喷淋水来自消防系统柴油消防泵或者便携水泵。

图3 乏燃料水池喷淋管线示意图Fig.3 The spray pipelines of spent fuel pool

2.3 AP1000核电厂乏燃料贮存的先进性

2.3.1 多样化的非能动补水方式

AP1000核电厂乏燃料水池在设计上特有的非能动安全相关补水水源有3个：非能动安全壳辅助冷却水箱、乏燃料容器冲洗井和乏燃料容器装载井。另外还可利用非能动安全壳辅助冷却水箱、临时补水接口、除盐水系统水源以及消防系统水源向非能动安全壳辅助冷却水箱补水。在事故发生72 h后，还能够通过由消防系统柴油消防泵、便携水泵或非能动安全壳辅助冷却水箱以喷淋的方式向乏燃料水池补水。补水方法多样化，并且能够在72 h之内以非能动的方式进行重力补水，有效地保证了乏燃料组件的安全性［14］。

2.3.2 多种补水水源

在设计上，乏燃料容器冲洗井和乏燃料容器装载井为AP1000核电厂乏燃料水池专用的非能动补水水源，而非能动安全壳辅助冷却水箱在堆芯燃料组件衰变热小于6MW时，亦可以用于乏燃料水池的补水。通过设计合理的补水逻辑，在各种情况下非能动补水水源可保证乏燃料组件在72h内不会暴露在空气中。

2.3.3 乏燃料水池位置布局合理并预留了补水接口

AP1000乏燃料水池位于辅助厂房，位置低于非能动安全壳辅助冷却水箱、乏燃料容器冲洗井和乏燃料容器装载井，安全水源依靠重力就可以进行补水［15］。乏燃料水池预留了两处补水接口，一处为与非能动安全壳辅助冷却水箱连接的临时补水接口；另一处为乏燃料水池喷淋的便携泵临时补水接口，可以在失去所有交流电源的情况下，利用移动设备向乏燃料水池补水。相对于福岛事故中通过喷水车洒水，补水效率要高很多。

2.3.4 乏燃料水池装有液位探测装置

当乏燃料水池水位降低时，液位探测装置发出报警信号，并显示在主控室中，以提醒操作员及时采取补水措施；当乏燃料水池液位降到一定程度时时会自动触发燃料池冷却系统（SFS）安全壳隔离阀关闭大的乏燃料水池泄漏可由辅助厂房放射性地坑液位或放射性疏水系统地坑液位探测。乏燃料水池的热容使得操作员有足够的时间去定位和修复泄漏。

2.3.5 乏燃料水池沸水蒸汽排放控制

乏燃料水池表面蒸发出来的水蒸气会使环境温度上高，当环境温度达到73.9℃时，位于燃料操作区域的释放挡板自动打开（挡板依靠非能动的温度作用打开，正常运行期间，挡板依靠可承受足够负荷的可熔性连接保持原位；当环境空气温度达到73.9℃时，可熔连接从挡板脱离从而打开挡板），将燃料操作区域中乏燃料水池蒸发产生的蒸汽排出，维持乏燃料贮存区域的压力接近大气压力，释放挡板提供一个合适的气载废物的疏散通道，尽量减小主控室操纵员的受照剂量。

3 总结

在与福岛事故相同的条件下，AP1000三代核电厂能够通过非能动、多样化的乏燃料水池冷却和补水手段，有效地保证乏燃料组件贮存的安全，相比于福岛第一核电厂二代沸水堆技术，AP1000核电厂在技术和设计上有了很大的进步，二代沸水堆技术中暴露出的问题在AP1000核电中基本都得到了很好的解决，对乏燃料贮存具有更高的安全性。

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Safety Analysisof Spent FuelStorageofAP1000Nuclear Power Plant

LIANGXiao1，XIA Tangbin2，CHUYang3，LIZhongquan1
（1.ShandongNuclearPowerCompany，Yantai265116，China；2.Shanghai Jiao TongUniversity，Shanghai200240，China；3.Sanmen NuclearPowerCompany，Taizhou317109，China）

The safety problems of spent fuel assembly storage of the second generation of nuclear power plant（NPP），such asBoilingW ater Reactor（BWR），havebeen exposed under the Fukushima nuclear accident.The paper compared the difference between AP1000 NPP as the third generation of NPP and Fukushima BWR plantas thesecond generation ofNPP.AP1000 spent fuelpoolcooling system using theadvanced and passive design，such asvariousmethodsofwater supply，adequatewater sourceand steam release controletc.，can effectively solve theseproblemsand keep thespent fuelassembly safeunder the same condition of FukushimaNuclear Accident.So itis concluded that the spent fuelassembly storageof AP1000 NPP ismoreadvanced and safer.

spent fuel；storage；Fukushimanuclear accident；AP1000；safety analysis

TL93

：A

：1672-5360（2015）03-0090-05

2015-03-09

2015-06-10

中国博士后科学基金面上资助项目，项目编号No.2014M 561465

梁 潇（1988—），女，陕西西安人，助理工程师/大学本科，能源与动力工程专业，现主要从事核电厂计划管理工作