核电厂地震自动停堆系统设计研究

毕道伟

（上海核工程研究设计院，上海 200233）

0 引言

在地震条件下，核电厂的系统、设备和构筑物有可能受到损坏，进而影响核电厂的安全运行，因此核电厂一般均配备了地震监测系统，通过对地震动数据进行采集、分析后通知操纵员进行相关地震响应操作。虽然地震监测系统在核电厂设计中一般属于强制要求，但是目前我国以及国际上在役及在建的多数核电站并不具备地震自动停堆功能。事实上，除从俄罗斯引进的田湾核电站外，我国商用核电站均未设置地震自动停堆系统（ASTS）。

日本福岛事故发生后，核电厂在地震条件下的安全性引起了广泛关注。作为福岛事故的重要经验教训，许多国家都强调提升核电厂抗震设防及地震次生灾害的应对。与核电厂抗震设防密切相关的地震自动停堆问题也得到了更多的探讨和关注。2011年5月国际原子能机构（IAEA）核电厂仪控工作组（TWG-NPPIC）会议上，建议重点考虑增设ASTS系统以应对超设计基准的严重事故。印度、韩国等国在开展安全检查后，也建议增设ASTS系统作为安全改进措施。

我国核安全监管机构也针对国内核电厂抗震设计提出了新的更高要求。我国《新建核电厂安全要求》中提出新建核电厂宜设置地震自动停堆系统。在石岛湾CAP1400示范项目安审中，也要求设计方增设地震自动停堆系统。

我国此前并无大型核电厂ASTS系统自主设计的经验，缺乏相关的法规标准，为增设ASTS这一安全改进措施的实施带来了一定的困难。国际上不少国家和地区已有ASTS工程实践的成功经验，因此本文对国际上已有ASTS设计进行了分析，并结合国际原子能机构相关要求，对我国ASTS设计需考虑的若干关键问题进行了研究并提出了若干建议，以期为我国核电厂ASTS系统的设计、制造和监管提供参考。

1 地震监测系统

地震是影响核电厂安全运行的重要因素，为保证电厂安全运行和震后对核电站安全性能的评价，根据有关法规规定，核电站必须设置地震仪表，以监测地震动和抗震I类构筑物等的响应。

不同标准对地震仪表的设计要求可能略有不同，但总体上差异不大[1,2]。根据我国能源行业标准NB/T 20076[2]，核电厂至少应在如下位置布置测点：1）自由场；2）安全壳基础；3）安全壳内一个构筑物的两个不同标高；4）与安全壳构筑物的地震动反应不同的、独立的、抗震I类构筑物基础；5）上述独立抗震I类构筑物的一个标高。

无论发生何种地震，只要传感器监测的地震动水平超出预设阈值，就将触发记录仪开始记录地震数据，并向主控制室发出“地震触发”报警。主控制室运行人员接到报警后将启动地震响应程序。相关人员将在机柜处利用自由场传感器数据，利用专用软件计算反应谱和累计绝对速度（CAV），当满足相关准则时向主控制室发出“超过运行基准地震（OBE）”报警。此报警发出后，主控制室操纵员将按照相关的规程执行手动停堆操作。

目前我国绝大多数核电厂仅安装了地震监测系统，因此地震情况下只能由操纵员根据相关的报警信号执行手动停堆。

2 现有ASTS设计情况

国际上一些国家基于各种考虑因素，或早或晚地设计并安装了ASTS系统。下面对典型的ASTS系统设计进行介绍。

2.1 日本[3,4]

日本位于环太平洋火山地震带，板块相互挤压导致地震频发。因此日本的核电站从选址、设计和建造过程均格外关注地震对核电站安全性的影响。日本经济产业省（METI）第62号条例规定，每个核电机组必须安装ASTS。日本福岛事故分析表明，在事故发生以前ASTS已自动触发并使反应堆停堆。

由于ASTS系统在日本应用较早，因此大部分是模拟系统。ASTS为安全级系统，通过三轴向加速度传感器获取地震动信号，在机柜中进行滤波、定值器逻辑和表决逻辑处理。若信号超过整定值，则发送至反应堆保护系统，触发停堆。根据日本电气协会4601准则，ASTS整定值通常设置为0.9S1。

2.2 俄罗斯[3]

俄罗斯设计的核电站都设置了工业抗震保护系统（IAPS）。该系统是反应堆保护系统的一部分，因此是安全级系统。

IAPS的主要功能是：1）记录地震对反应堆装置的影响；2）当地震超过设定阈值时产生离散信号发送到反应堆保护系统，生成自动保护停堆信号；3）产生切断工艺设备的信号（环吊、换料机、运输车）；4）在地震前、地震期间和地震后，记录并显示X，Y和Z轴方向的加速度值。

2.3 美国[3-5]

美国有两座核电站安装了ASTS系统，均在加利福尼亚州，分别是迪亚部落峡谷核电站和圣奥诺弗雷核电站。事实上，这两座电站安装ASTS并非美国核管会（USNRC）的要求，而是反应堆安全咨询委员会（ACRS）基于安全的考虑建议设置的。因为当时在核电站厂址附近新发现了Hosgri断层，导致修正后的设计基准地震超出安全级设备的抗震鉴定水平。

2.4 韩国[6]

2007年7月在日本发生的里氏6.8级地震对柏崎刈羽核电站造成了重大破坏，韩国核安全监管机构从中吸取了教训，并基于核电站安全和提升公众信心的考虑，要求所有核电站安装ASTS系统。韩国已从2009年9月至2013年1月完成了对国内所有在役核电站安装ASTS的工作。目前韩国国内已经有26个机组安装了ASTS。

韩国所有核电站的ASTS均采用统一设计，安全分级为非1E级。设置了4个三轴向加速度传感器，地震信号经调理后发送到逻辑机柜，在机柜中完成定值器比较及2/4表决，输出两路停堆信号分别控制两台棒电源机组出口断路器。

2.5 中国台湾地区[3,4]

台湾地区位于亚欧板块和菲律宾海板块的复杂交界处，属于地震频发区。1999年集集（Chi-Chi）地震造成了巨大破坏，促使台湾当局要求台湾电力公司所有6台在役机组加装ASTS系统。2006年恒春（Hengchun）地震和2007年日本新澙县6.8级地震后台湾地区完成了ASTS系统的最终安装投运。台湾地区ASTS设计理念与日本较为相似，也是安全级系统，并最终通过触发反应堆保护系统进行停堆。

2.6 中国大陆[3]

中国大陆的大型核电中，仅田湾核电站设置了ASTS系统。俄罗斯设计称之为工业抗震保护系统（IAPS）。田湾IAPS具有地震监测和地震停堆双重功能，共设置14个传感器，其中8个传感器涉及停堆保护。8个传感器分两组，UJA08米标高安装4个，分别进入4个保护序列，形成A组2/4的停堆逻辑；UJA22.5米标高安装4个，形成B组2/4停堆逻辑。每个传感器都是三轴向传感器（X,Y,Z），当其中一个轴监测到的震动超出设定的保护阈值后，则向反应堆保护系统发出该序列保护启动的开关量信号。

IAPS停堆整定值设置如下：UJA08米标高处的A组：X=0.1g，Y=0.1g，Z=0.1g。UJA22.5米 标 高 的 B组：X=0.22g，Y=0.25g，Z=0.1g。

2.7 其他国家[5]

意大利不要求核电站设置地震自动停堆系统，但早期的两座核电站Latina和Garigliano设置了ASTS系统。印度两座核电站Kakrapar和Narora安装了ASTS。

3 若干关键问题探讨

3.1 设置的必要性

如前所述，国际上仅有部分国家设置了ASTS系统，且不同国家所采用的安全分级、停堆整定值也不完全相同。这种现状与IAEA在安全导则NS-G-1.6《核电厂抗震设计及鉴定》[6]中所持观点一致。关于是否设置ASTS，参考文献[6]给出了7条准则，其中最主要的两条如下：

第一条准则指出，是否设置该系统应充分考虑核电厂厂址的地震震级、频率和持续时间，对于非地震活跃带的厂址一般无需设置地震自动停堆系统。

第二条准则与核电厂的抗震能力有关，参考文献[6]指出地震自动停堆系统主要提供额外的保护措施，多数用在对核电厂抗震设计基准做修改提升的情况。

综上，对于非地震活跃带厂址一般无需设置ASTS系统。若设置也主要用于提供额外的保护措施，不承担安全功能。关于ASTS的安全功能详见下节论述。

3.2 安全功能及分级

安全分级基于物项所执行的具体功能，只有提供或支持完成任意一项或多项安全功能所必要且充分的物项才能划分为安全级。安全功能是基于电厂设计基准事件（DBE）确定的，用于识别安全级物项的3个基本安全功能是：

1）反应堆冷却剂压力边界（RCBP）的完整性。

2）反应堆停堆并维持安全停堆状态的能力。

3）预防或缓解事故后果的能力（潜在厂外放射性剂量达到法规相当值）。

在不设ASTS系统的情况下，也不影响电厂在DBE条件下保证上述3个安全功能的实现，因此ASTS并非安全级系统。实践中多数核电站并未设置ASTS系统，且现有ASTS设计中1E级和非1E级并存的情况，也表明ASTS并不执行安全功能。

但是，ASTS的具体实施确实会对其安全分级产生连带影响。例如，俄罗斯和台湾地区ASTS接入反应堆保护系统，故而设计为1E级。而韩国ASTS未接入反应堆保护系统，故而可设计为非1E级。

此外，已有运行经验也表明在地震条件下，其他运行工况也可间接触发反应堆紧急停堆[4]。例如，日本虽然设置了ASTS系统，但是2003年前的20年未发生过ASTS触发的停堆。此间确曾发生过若干由地震载荷所致电站运行瞬态触发的停堆。1993年日本本州北部发生里氏5.8级地震，在距震中30km的女川核电站1号机组产生0.121g的地面加速度。该厂址抗震设计S1和S2值分别为0.250g和0.375g。地面峰值加速度（PGA）达0.200g时，因中子注量率超过整定值导致反应堆紧急停堆。福岛事故后不久的2011年8月23日，美国维吉尼亚州发生里氏5.8级地震，导致靠近诺斯安娜核电站发生自动停堆。事后分析表明，地震引起中子注量率快速变化，触发了反应堆保护系统自动停堆。

上述运行事件表明，地震引起的工艺系统瞬态也可导致某一个或多个保护参数超过整定值而触发反应堆紧急停堆。设置ASTS系统的作用，则是为核电厂提供了额外的纵深防御保护。有研究表明[5]，设置ASTS系统能缩短停堆系统在地震下的响应时间。例如相比汽轮机跳闸或丧失厂外电源等触发停堆，ASTS能提前5~20s停堆。这一提前量有助于降低反应堆堆内余热、缓解事故或防止事故进一步恶化。

综上，ASTS不直接执行安全功能，而是提供了纵深防御功能为核电厂增加额外保护措施，因此其安全分级应为非1E级。为进一步提升ASTS系统的其可靠性，按1E级设计提高要求是可以的，但这并不意味着其执行安全功能。

另外，无论按1E及或非1E级设计，考虑到其监测参数的特殊性，均应按照抗震I类进行设计。

3.3 停堆参数及整定值

经研究发现，美国、俄罗斯、日本、韩国、中国台湾及现有ASTS系统设计中停堆参数均选择了峰值加速度。关于停堆整定值，不同国家则基于各自不同的考虑，整定的原则略有不同。

在日本整定值分为低触发和高触发，其中低触发整定值约50%S1~90% S1，并以90% S1居多。高触发整定值则一般为40%S2~60% S2。

美国核管会（NRC）虽然并无关于ASTS的强制要求，但是在RG1.166中规定，当地震超过OBE时应手动停闭反应堆。

印度核电站ASTS停堆整定值的设置要求不超过OBE。台湾地区核电站ASTS停堆整定值设置为OBE-0.05g。

田湾核电站IAPS中A组的停堆整定值分别为X=0.1g，Y=0.1g，Z=0.1g。而田湾核电站设计的OBE为0.1g，因此其整定值对应于OBE。而B组传感器标高较高，考虑了楼面放大，故而整定为： X=0.22g，Y=0.25g，Z=0.1g。

由上可见，各国整定值设置虽略有差异，但基本都设置在OBE附近。

3.4 停堆驱动设备

基于不同的ASTS设计方案，可以通过驱动不同的设备实现反应堆紧急停堆。日本、俄罗斯及中国台湾地区的设计，ASTS停堆信号接入反应堆保护系统，因此其输出信号并不直接送到被驱动设备，而是接入反应堆保护系统，与其他保护参数进行逻辑组合后，实现整体符合逻辑判定后，触发停堆断路器触发停堆。这种驱动原理如图1所示。

韩国ASTS采用了非1E级设计，因此不同于中国台湾设计，ASTS的输出信号不能直接进入反应堆保护系统，也不能直接触发反应堆停堆断路器实现紧急停堆。为了切断控制棒驱动机构线圈的供电，韩国ASTS采用了类似我国ATWS（预期未能停堆的瞬态）缓解系统的设计方案，通过驱动棒电源机组出口断路器实现紧急停堆，参见图2。

具体驱动何种设备地震条件下的紧急停堆，取决于ASTS设计方案及电厂的总体设计。对非1E级设计，可考虑通过触发棒电源机组出口断路器实现停堆。

图1 台湾ASTS系统架构图Fig.1 Taiwan ASTS system architecture diagram

图2 韩国ASTS系统架构图Fig.2 Korea ASTS system architecture diagram

4 结论

我国在役运行的核电站中，除田湾核电站外均为设置ASTS系统。这些电站利用已有的地震监测系统的报警功能，并结合电站的地震响应规程，对地震事件进行应对。当计算表明地震超过OBE的情况下，由操纵员手动操作触发反应堆停堆。

福岛事故后，为了进一步提高核电厂的安全性，我国及其他一些国家提出增设ASTS系统以应对地震导致的事故风险。本文系统总结了国际上主要国家设计特点，对这些系统的设计进行比对分析，再结合实际的运行经验反馈，提出如下若干关键设计准则，为我国开展ASTS自主设计提供参考。

1）我国核电厂选址一般都远离地震高发地带，根据IAEA技术见解可不设置地震自动停堆系统。运行经验表明，即使不设置ASTS系统，也可由工艺系统运行瞬态触发反应堆保护系统自动紧急停堆。

2）ASTS不直接承担3个基本的安全功能，而是执行纵深防御功能，为核电厂提供额外的保护。

3）从功能分级上看，ASTS不执行安全功能，安全分级应为非1E级。考虑到其监测参数的特殊性，应按抗震I类进行设计。

4）ASTS自动停堆参数一般选用峰值加速度，整定值一般取OBE对应的峰值加速度。

5）采用非1E级设计的ASTS，可通过触发棒电源机组出口断路器实现停堆。

[1]Nuclear Regulatory Commission.Regulatory Guidance 1.12,Nuclear Power Plant Instrumentation for Earthquakes[S].Washington, United States of America, 1997.

[2]国家能源局.NB/T 20076-2012,中华人民共和国能源行业标准,核电厂地震仪表准则[S].北京：原子能出版社,2012.

[3]International Atomic Energy Agency.Seismic Instrumentation System and its Use in Post Earthquake Decision Making at Nuclear Power Plants [R].ISSCEBP-WA4 TECDOC Draft, Vietnam,Austria, 2013.

[4]World Nuclear Association.Nuclear Power Plants and Earthquakes[OL].London, United Kingdom, 2014.http://www.worldnuclear.org/in fo/Safety- and-Security/Safety-of-Plants/Nuclear-Power-Plants-and-Earthquakes/

[5]W.J.O’ Connell, J.E.Wells.On the Advisability of an Automatic Seismic Scram[R].NUREG/CR-2513.Washington, United States of America, 1981.

[6]J.C.Jung, Development of the Digitalized Automatic Seismic Trip System for Nuclear Power Plants Using the Systems Engineering Approach [J].Nuclear Engineering and Technology, 2014,46(2)：235-245.