福岛核事故后提高乏燃料水池仪表可靠性的经验反馈

焦 峰，赵丹妮，车树伟，郑丽馨，孙国臣

（环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

福岛核事故后提高乏燃料水池仪表可靠性的经验反馈

焦 峰，赵丹妮，车树伟，郑丽馨，孙国臣*

（环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

在福岛核事故中，由于缺乏可靠的乏燃料水池仪表指示而影响了决策者对应急响应行动的部署，乏燃料水池的安全问题因此受到高度关注。福岛核事故后，各国通过经验总结对乏燃料水池仪表的可靠性提出了更高的要求。本文介绍了中美两国对于提高核电厂乏燃料水池仪表可靠性的相关要求以及美国发布要求的背景、命令的内容及达到的要求时间限期；分析了美国河湾核电厂对美国提高乏燃料水池液位仪表可靠性的响应行动；介绍了中国针对乏燃料水池液位仪表可靠性提出的要求，并对中美两国的改进要求进行了分析比较。

福岛核事故经验反馈；乏燃料水池；仪表可靠性

2011年3月11日，日本本州岛海岸遭受了地震和海啸袭击，继而引发了福岛核事故。事故发生时，福岛第一核电厂各机组及共用乏燃料水池中储存了大量的乏燃料元件，见表1［1］。

表1 福岛核事故发生时乏燃料水池中燃料组件数量Table 1 Number of fuelassembliesin spent fuelpoolswhen Fukushima accidentoccurred

在福岛核事故的处理过程中，由于缺乏可靠的乏燃料水池液位信息，操纵员认为福岛第一核电厂4号机组乏燃料的锆包壳有可能与冷却水反应产生了氢气。为了防止乏燃料水池燃料元件裸露，应急人员启用了直升机空投、水炮、水泥泵车等手段对乏燃料水池进行补水。后来的分析表明，4号机组乏燃料水池的液位始终高于燃料顶部，没有发生燃料组件显著受损的情况。

在事故的处理过程中，由于缺乏乏燃料水池状态信息，以致不能准确判断放射性释放的可能性，从而影响了决策者对应急响应行动的部署。福岛核事故表明，在超设计基准事故中，没有可靠的液位显示可能导致困惑和不必要的资源浪费［2］。

1 美国发布提高乏燃料水池仪表可靠性命令的背景

在福岛第一核电厂核事故发生后，美国核能管理委员会（NRC）系统地总结了福岛第一核电厂核事故的经验教训，提出了一系列建议，并按各建议项对安全水平的贡献进行了分类，其中关于乏燃料水池可靠的液位测量仪表被划为高优先级。

在福岛核事故发生前，美国核电厂申请执照时针对乏燃料储存考虑的典型事故包括强制冷却系统失效以及超出补水系统容量范围的丧失乏燃料水池冷却剂事故。因此，美国核电厂乏燃料水池依赖事故条件下保持足够的水装量，以实现包容、冷却和屏蔽的安全功能。美国核电厂乏燃料水池一般都安装窄量程液位仪表，只能监测正常或稍微偏离的液位。

2012年3月12日，美国核管会对美国国内的104座运行核电厂发布了第一批监管要求，其中Order EA-12-051“乏燃料水池可靠仪表许可证修改命令”要求运行核电厂、建造许可证执照者、联合执照持有者必须采取有效的方法宽量程地监测乏燃料水池液位，以便在超设计基准外部事故发生时能够确定事故缓解和恢复行动的优先顺序［2］。

2 美国核监管机构对提高乏燃料水池仪表可靠性的要求

命令要求需要实施改进措施的乏燃料水池具备以下特性：（1）乏燃料水池是充满水的储存格架容器，用于存储最近5年内从堆芯卸出的乏燃料，这些燃料具有放射性。（2）如果设计时不同的乏燃料水池通过常开闸门实现水下乏燃料输送，则由于这些乏燃料水池的连通性，可认为是一个单一的乏燃料水池。

所有核电厂许可证持有者应该设置乏燃料水池液位的可靠指示，由操作人员确定水池液位状态。美国核能协会导则推荐的关键液位及其选取原则见表2。关键水位及其监测要求如图1所示［3］。

表2 美国核能协会推荐的关键液位及其选取原则Table2 Key levelsof spent fuel pooland selecting princip le recommend by NEIguide

图1 美国核能协会导则要求监测的三个关键液位及最小监测间距Fig.1 A visual representation ofmonitoring levels1，2 and 3 and theassociated requirem ents form onitoring between the pointsof the NEIguide

乏燃料水池液位监测仪表应包括一个永久固定安装的主要仪器通道和备用仪表通道。备用通道可以是固定式或移动式。乏燃料水池液位监测通道的布置方式应该能使液位指示功能不受乏燃料水池上方结构遭破坏时产生的飞射物的影响。在乏燃料水池内安装仪表通道。在乏燃料水池所能承受的最大地震期间和之后，必须保持仪表通道的设计结构不被破坏。必须保证主要和备用仪表通道在乏燃料水池水饱和状态对应的温度、湿度和辐射水平条件下，在较长时间内可靠。主要仪器通道应当与备用仪表通道相互独立。固定安装的仪表通道应分别通过相互独立的电源多路供电。应为固定安装和移动式仪表通道提供核电厂交流和直流分配系统以外的电源接口，例如移动式发电机或可更换的蓄电池。当丧失厂外电源时，这类作为备用电源的厂内发电机和为仪表通道供电的可更换式蓄电池要有足够的容量，以维持液位指示功能，直到能够提供可靠的厂外电源。在电源中断或切换电源后，仪表应该保持设计精确度而无需重新校准［5］。仪表的设计应该保证可实施例行监测和校准。经过培训的人员应当能够从控制室、后备停堆盘、或者其他适当的可进入的位置监测乏燃料池的液位。显示屏应该提供所需的或连续的乏燃料液位。

应通过实施适当的程序保证乏燃料池测量仪表的可用性和可靠性，这些程序涵盖了员工训练、仪表检测、仪表校准、仪表的使用和调试等多个方面。

针对AP1000机组的设计特点，NRC要求联合执照持有者在认证设计之外，增加关于乏燃料水池液位测量仪表布置、使用条件、供电可靠性、仪表精度、显示设备和程序控制等方面的内容，使AP1000机组达到提高乏燃料水池液位测量仪表可靠性命令的要求。

根据NRC和NEI的要求，美国核电厂应在递交整体综合计划后的两个燃料循环期前或2016年12月31日前完成所有乏燃料水池液位测量仪表的改造工作，具体完成期限以二个限期中较短者为准［3］。

3 美国核电厂执照持有者对于NRC命令的响应

美国核电厂执照持有者按NRC命令的期限要求提交了核电厂初始状态报告。在报告中，持有运行许可证和持有建造许可证的业主保证能够按时完成主要改造活动。截止到2013年2月28日，美国运行核电厂向美国核管会陆续提交了整体综合计划。

美国核电厂执照持有者普遍计划采用两列固定式仪表通道作为乏燃料水池液位监测仪表，一列为主仪表通道，另一列作为备用仪表通道［6］。两列仪表通道均使用导波雷达（GWR）技术。该仪表具有单仪表连续测量能力，测量范围从关键水位level1上方至level3上部极限下方（考虑仪表误差）。导波雷达液位测量仪表根据反射波（TDR）原理工作。该设备通过刚性或固定导体发射低强度电磁脉冲。当电磁脉冲达到被测介质的表面时，一部分信号会被反射回电气元件，通过记录信号传播时间即可计算设备参考点和被测液面之间的距离。导波雷达液位测量仪表的工作原理如图2所示。假设导波雷达液位测量仪安装位置距水池底部高度为h，固定导体长度为L，测得信号传播时间为T，信号传播速度为C，则被测液体液位高度H的计算方程如下：

畿南积旱今尤酷，乞食车前常满目。我来寂不见一人，身冻魂僵难出屋。大发神仓六十万，湛恩足满羸黎愿。长吏如能善奉行，穷檐定免生咨怨。一语还当告宪司，不须查滥只查遗。官粮有放毋迟放，如此天寒最畏饥。[3]77

导波雷达/反射波系统的特点如下［7］：

传感器探针浸没在被测介质中；设备性能不受灰尘、泡沫、晃动表面、沸腾表面、压力变化、温度变化、绝缘系数变化或密度变化的影响；要求将敏感的电子元器件安装在乏燃料水池以外；功率低；无运动部件，简化了安装过程，减少了维护工作，能够满足NEI12-02的液位测量精度要求。

图2 导波雷达液位测量仪表示意图Fig.2 GuidedWaveRadar（GWR）based level measurement technology

本文以美国河湾核电厂的整体综合计划为例，说明美国核工业对于NRC命令的典型响应情况：

（1）仪表通道的设计准则

仪表通道由抗腐蚀、抗辐照的金属探头组成，该探头浸在乏燃料水池液位以下，通过同轴电缆与相应的显示/处理单元相连。探头量程涵盖整个乏燃料水池液位范围。探头按照抗震要求安装，探头的设计能够保障探头在正常温度或沸腾温度的含硼水或不含硼水中正常工作。电缆及其连接线路能够在设计辐射条件、212℉和100%湿度的条件下保持良好性能。应保证探头、线缆、接头和在乏燃料水池区域内安装的其他硬件的性能不受地震（包括晃动）的影响。

在乏燃料水池区域里，电缆将会布置在抗震的金属管道内。在乏燃料水池以外区域，电缆将会布置在抗震金属管道、托盘或沟槽内。显示/处理单元将会安装在乏燃料水池区域以外容易到达的区域。

两列通道的仪表电缆将会布置在不同的管道、托盘或沟槽布线上，探头将会布置在乏燃料水池四角周围的相对方向上。通过这类方法实现仪表通道的物理隔离。仪表通道的物理隔离一直延续到其显示/处理单元。显示/处理单元的布置可以接近或靠在一起。

一旦发生地震，探头不应损坏乏燃料水池的不锈钢衬里，也不应碰及乏燃料。在地震后液位仪表应保持其功能。

小碎片或硼酸浓度的上升不应影响探头的性能。

（2）初步设计

主仪表和备用仪表均为固定式的，量程从Level1液位上方到Level3液位上限以下涵盖了整个乏燃料水池液位范围（考虑到仪表的误差）。由于不要求在乏燃料水池区域内操作液位仪表或获取液位信息，因此液位仪表的显示和信号处理单元将布置在控制厂房，仪表通道通过显示/处理单元供电。在超设计基准事故条件下，该厂房的环境条件能够保证人员从主控室到达该区域。该厂房提供了恰当的防护，能够抵挡高温、洪水、蒸汽、放射性、地震和飞射物的危害。在恶劣的环境条件下，仪表显示能够保持高精度。

仪表通道的误差小于±3英尺，否则应进行精度分析。因此，乏燃料水池液位仪表的量程应从Level1液位上方3英尺（含）以上处直到Level3液位上限以下至少3英尺处的范围内进行涵盖。按照NEI12-02第1版的选定准则，选取的3个关键液位见表3。

表3 美国河湾核电厂选取的乏燃料水池关键液位Table 3 Key levelsof SFP selected by River Bend Plantof the U.S.

两列通道的显示/信号处理单元正常运行时使用120V交流电源，分别由两路独立的480V母线供电。当丧失交流电源时，两台信号处理单元能够自动切换到各自的后备电池或不间断电源（UPS）供电，维持正常运转。后备电池和不间断电源位于信号处理单元内，满足抗震要求，能够在控制厂房内部环境下正常工作。信号处理单元也设计成能与外部可移动直流电电源相连接。乏燃料水池液位测量仪表接线和电力供应简图如图3所示。

图3 简化的乏燃料水池仪表（SFPI）接线和电力供应图Fig.3 Sim p lified connection and power supp ly d iagram of SFPI

主仪表和后备仪表均满足抗震一级的要求。安装在乏燃料水池厂房的其他设备也需进行抗震分析，确保在地震期间不会对乏燃料水池仪表探头造成不利影响［7］。

美国核管会在收到美国核电厂执照持有者的整体综合计划后，委托MEGA-TECH服务公司对整体综合计划进行技术审评，并于2013年5月向各业主发出了提交补充信息要求的函件。截止到2013年5月，各业主已确定乏燃料水池液位仪表改造技术路线和供货商，并已编制完成设备技术规格书，采购订单正在执行中，设计变更也在进行中。2014年第一季度开始实施改造［8］。

4 我国针对乏燃料水池仪表提出的改进要求

我国对福岛核事故中乏燃料水池可能排空引发燃料裸露的现象进行了跟踪研究［9］，并对乏燃料水池失去最终热阱进行了安全分析［10］。福岛核事故发生后，我国提出从日本福岛核事故中审视核安全的政府、法律和监管框架［11］，实施了核安全大检查并提出了改进管理要求。国家核安全局发布了《福岛事故后核电厂改进行动通用技术要求》［12］（以下简称《通用技术要求》）。其中第四项“乏燃料池监测的技术要求”与美国核管会的OrderEA-12-051相似。在《通用技术要求》中，对福岛核事故后改进行动中乏燃料水池监测部分提出的要求包括对监测手段、监测范围、监测仪表和系统可用性的要求。该技术要求适用于国内在建和运行压水堆核电厂。

《通用技术要求》规定：通过增设乏燃料水池监测设备和手段，如液位、温度监测以获取事故后乏燃料水池的必要信息。所需监测的关键液位为满足辐射屏蔽需要、提示操纵员补水或表示乏燃料开始裸露等水位。对于乏燃料水池液位的测量范围，规范要求测量区间应包括乏燃料开始裸露的水位到满水位，可以采用连续测量或间断式测量设备和手段。间断式测量的测点布置应满足必要的关键水位报警和指导操纵员进行相关补水操作的需要。此外，通用技术要求还规定乏燃料水池仪表应能够连续测量乏燃料水池的水温。在主控室或其他适当的位置设置液位和温度测量相关指示信息，并设置相应的报警。液位和温度测量应在设计基准地震下保持功能。在设计时应考虑丧失全部交流电源（包括厂址附加柴油机）供电的情况下对乏燃料水池仪表系统的供电。液位和温度测量应保证在相应环境条件下设备的可用性。液位和温度测量设备应为宽范围量程，满足抗震要求。

中美两国对乏燃料水池仪表可靠性改进要求的主要异同点见表4。

表4 中美两国乏燃料水池仪表可靠性要求的异同点Table4 Comparison of the reliability requirement for SFPIbetween America and China

5 总结

根据福岛核事故的经验教训，美国核管会针对乏燃料水池液位仪表提出了相关许可证修改命令，该命令旨在提高核电厂乏燃料水池液位仪表的可靠性，以便在超设计基准外部事故发生时，能够确定事故缓解和恢复行动的优先顺序。美国核监管当局通过发布美国核管会临时员工指导和美国核能协会导则文件的形式，对核电业主提出了具体的改进要求。

福岛核事故后，我国国家核安全局局长李干杰提出了坚持科学发展，确保核与辐射安全的目标［13］。尤其是吸取福岛核事故经验教训，加强严重事故研究，提高核电厂安全水平［14］。我国在《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》中对核电厂的安全提出了明确要求［15］。依据福岛核事故后国内核安全检查结论，参考美国核管会“21世纪提高反应堆安全性的建议”我国国家核安全局编制了《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》。美国核监管当局和核电厂执照持有者对于乏燃料水池仪表可靠性的改进行动可以为我国实施相关改造提供借鉴和参考。

［1］Nuclear Emergency Response Headquarters Government of Japan.Reportof the Japanese Government to the IAEA M inisterial Conference on Nuclear Safety-The Accidentat TEPCO’s Fukushima Nuclear Power Stations［R］.Tokyo：Nuclear Emergency Response Headquarters Government of Japan，2011.

［2］NRC.Order Modifying Licenses w ith Regard to Reliable Spent Fuel Pool Instrumentation（EA-12-051）［R/OL］. Washington D.C.：NRC，2012.［2014-12-21］http：//www. nrc.gov/reactors/operating/ops-experience/japan-dashboard/ spent-fuel.htm l.

［3］Nuclear Energy Institute.Industry Guidance for Compliance w ith NRC Order EA-12-051，To Modify Licenses with Regard to Reliable Spent Fuel Pool Instrumentation，Revision 1，NEI 12-02［R］.W ashington D.C.：Nuclear Energy Institute，2012.

［4］NRC.Comp liancew ithOrder EA-12-051，ReliableSpent Fuel Pool Instrumentation，Revision 0，NRC Interim Staff Guidance JLD-ISG-2012-03［R］.Washington D.C.：NRC，2012.

［5］NEI.Diverseand FlexibleCoping Strategies（FLEX） Implementation Guide（NEI 12-06，Rev.0）［R/OL］.Washington D.C.：Nuclear Energy Institute，2012.［2014-11-28］http：//www.nrc.gov/reactors/operating/ops-experience/japandashboard/mitigation-strategies.html.

［6］Entergy Corporation Indian Point Energy Center.Indian Point Energy Center Reliable Spent Fuel Pool Instrumentation Overall Integrated Implementation Plan，Rev.1，12-4116. IPEC.V002［R］.Buchanan，New York：Entergy Corporation Indian PointEnergy Center，2013.

［7］Entergy Corporation River Bend Station.Overall Integrated Plan For Reliable Spent Fuel Pool Instrumentation，Document No.12-4116.RBS.V002，Revision 0（ADAMS Accession No.M L13066A510）［R］.Buchanan，New York：Entergy Corporation River Bend Station，2012.

［8］NRC.The United States of America National Report for the 2012 Convention on Nuclear Safety Extraordinary Meeting［R］.Washington D.C.：NRC，2012.

［9］陈海英，刘圆圆，张春明，等.福岛乏燃料水池事故探讨［J］.核安全，2012（2）：76-78.

［10］李灿，凌星.核电站乏燃料贮存水池失去最终热阱时的安全分析［J］.核动力工程，2006，27（5）：70-73.

［11］李宗明.从日本福岛核事故审视核安全的政府、法律和监管框架［J］.核安全，2012（2）：1-8.

［12］国家核安全局.国核安发［2012］98号福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）［EB/OL］.北京：国家核安全局，（2012-06-12）［2014-11-16］.http：//www.zhb. gov.cn.

［13］李干杰.坚持科学发展确保核与辐射安全［J］.核安全，2012（4）：4-9.

［14］王中堂.加强严重事故研究，提高核电厂安全水平［J］.核安全，2014，13（44）：1-3.

［15］国家核安全局.核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标［Z］.北京：国家核安全局，2012.

Experience Feedback of Fukushima Nuclear Accident to Im prove the Reliability ofSpentFuelPool Instrument

JIAOFeng，ZHAODanni，CHEShuwei，ZHENG Lixin，SUNGuochen*
（Nuclearand Radiation SafetyCenter，MEP，Beijing100082，China）

Due to lack ofa reliable instrumentindicationof thespentfuelpoolduring Fukushimanuclearaccident，itwas unable to take available emergencymeasures timely.So the safety issues of spent fuel poolswerepaid high attention to.After Fukushimaaccident，based on the lessons learned in the spent fuelpool instrumentation reliability，many countriesmakehigher requirement for thespentfuelpool instrumentation.In thisarticle，the requirements for improving the spent fuel pool instrumentation reliability of nuclear power plants in China and Americawere described.NRC requirements about publishing background，command content，time lim itof implementing the requirementswere introduced briefly.And the responseaction to improve the spent fuelpool instrumentation reliability of the America’sRiver Bend Station wasanalyzed.The requirements for thespent fuelpool instrumentreliability in China，and comparisonbetween theSino-US requirementsweredescribed.

experience feedback of Fukushimanuclearaccident；spent fuelpool；instrumentreliability

TL48

：C

：1672-5360（2015）04-0017-07

2014-12-19

2015-01-20

焦 峰（1985—），男，山西高平人，工程师/研究生，热能工程，现主要从事核电厂运行事件和安全重要物项修改审评工作

*通讯作者：孙国臣，E-mail：sunguochen@chinansc.cn