田湾核电厂3、4号机组风险指引型防水淹设计改进措施研究
2017-09-25杨英豪肖军朱桂学顾晓慧张佳佳
杨英豪,肖军,朱桂学,顾晓慧,张佳佳,*
(1.上海核工程研究设计院 上海 200233;2.环境保护部核与辐射安全中心 北京 100082;3.江苏核电有限公司 连云港 222042)
田湾核电厂3、4号机组风险指引型防水淹设计改进措施研究
杨英豪1,肖军2,朱桂学1,顾晓慧3,张佳佳2,*
(1.上海核工程研究设计院 上海 200233;2.环境保护部核与辐射安全中心 北京 100082;3.江苏核电有限公司 连云港 222042)
针对内部水淹的防护,传统的确定论安全评价是从维持安全功能的角度定性分析内部水淹对机组核安全的影响,无法给出定量的风险评价。而核电厂风险指引型管理是以确定论分析为基础,利用概率安全评价的分析结果进行风险影响评价,以此来论证决策的合理性和必要性。本文基于田湾核电厂3、4号机组内部水淹概率安全评价分析结果,针对内部水淹风险贡献最大的汽轮机厂房循环水母管破裂的水淹情景,提出了3种设计改进方案,然后通过对各种改进方案进行了对比研究和评估,给出3种改进方案的优缺点及实施后对内部水淹堆芯损坏频率的影响,并给出了推荐的设计改进建议。
内部水淹;风险指引型;设计改进
内部水淹是核电厂的主要风险源之一,在核电历史上,内部水淹事件时有发生,虽未导致严重后果,但多起水淹事件给核电厂带来了较大的经济损失。针对内部水淹的防护,传统的确定论安全评价是从安全功能的角度定性分析设备因水淹失效后对安全功能的影响[1],无法给出定量的风险评价。内部水淹概率安全评价,不仅可以定量评估内部水淹风险,还可以发现核电厂在应对内部水淹方面存在的薄弱环节,从而提出针对性的改进措施,指导平衡设计与设计改进,降低由于水淹事件导致核电厂发生事故的风险[2,3]。福岛事故后,我国核安全监管部门就明确要求开展包括内部水淹概率安全评价在内的外部事件概率安全评价工作[4]。
随着概率安全评价技术日益成熟,以美国为代表的核电发达国家正逐渐向采用确定论与概率论方法相结合的风险指引型管理模式过渡,在进行综合决策时,不仅要基于传统的确定论,还要利用概率安全评价的分析结果以及见解来进行风险影响评价[5,6]。我国国家核安全局也发布了《技术政策:概率安全分析技术在核安全领域中的应用》,鼓励概率安全评价在我国核安全领域中的应用,提高核动力厂安全水平和核安全监管效率[7]。
目前,国内新建核电厂均根据国家核安全局的要求正在开展或已经完成了内部水淹概率安全评价工作,对核电厂的防水淹设计进行了详细评估[8]。田湾核电厂3、4号机组也在上海核工程研究设计院的帮助下开发完成了内部水淹概率安全评价模型,对这两台机组防水淹设计情况进行了详细的评估[9]。通过评估,田湾核电厂3、4号机组核岛厂房内各安全列之间均做了良好的实体分割,但常规岛部分防水淹设计还存在优化的空间[9,10]。在本研究中,就针对田湾核电厂3、4号机组内部水淹风险贡献最大的水淹情景进行分析,提出设计改进建议,并针对各项改进建议进行评估论证,以期有效支持田湾核电厂3、4号机组设计改进,提高核电厂防水淹能力。
1 田湾核电厂3、4号机组内部水淹概率安全评价分析情况介绍
1.1 田湾核电厂3、4号机组内部水淹概率安全评价简介
田湾核电厂3、4号机组内部水淹概率安全评价模型主要参考了美国电力研究院内部水淹概率安全评价导则[11]的分析方法,遵从了ASME/ANS RA-Sa-2009[12]、能源行业标准NB/T20037.3-2012[13]和RG1.200[14]的技术要求,充分借鉴了国内核电厂内部水淹概率安全评价经验,并结合了田湾核电厂3、4号机组的实际布置情况和参考电厂(田湾核电厂1、2号机组)的运行经验开发完成。
2015年年初,上海核工程研究设计院着手开展田湾核电厂3、4号机组内部水淹概率安全评价项目电厂资料收集相关工作。在资料收集、定性筛选、定量分析以及人因分析4个阶段的工作中,针对项目不同阶段的重点工作,对田湾核电厂1、2号机组(作为3、4号机组的参考电厂)和3、4号机组进行了4次电厂巡访和人员访谈的工作,并于2016年6月开发完成了内部水淹概率安全评价模型且编制了概率安全评价报告[9]。
1.2 田湾核电厂3、4号机组内部水淹概率安全评价分析结果
田湾核电厂3、4号机组风险贡献较大的前三个内部水淹情景见表1,其中对堆芯损坏频率贡献最大的为IF-UMA-LOOP(汽轮机厂房循环水系统发生严重水淹引起丧失厂外电始发事件),占内部水淹堆芯损坏频率的83.32%。其次为IF-UMA-LNHR(汽轮机厂房内除IF-UMA-LOOP情景外其他水淹情景引起丧失二次侧热量排出始发事件)和IF-UQA(冷却水泵房内水淹引起丧失二次侧热量排出始发事件),堆芯损坏频率分别占内部水淹总堆芯损坏频率的12.64%和4.03%。其余水淹情景的堆芯损坏频率贡献均很小。
1.3 水淹情景IF-UMA-LOOP介绍
汽轮机厂房凝汽器地坑内布置有循环水母管,如图1[15]左侧部分所示,该管道一旦发生破裂可能导致严重的水淹后果。从破口泄漏的海水将很快淹没凝汽器地坑,并淹至电厂地坪标高(图1中的8m标高),进而通过8m平台的设备吊装孔(尺寸为2.7m×3.6m)漫延到图1右侧的-0.1m层电气配电间,导致配电间内的四列6kV正常运行电源BBA~BBD开关柜等设备失效,引起丧失厂外电源始发事件。该情景的堆芯损坏频率占功率工况内部水淹总堆芯损坏频率的83.32%。
表1 内部水淹风险贡献占前3位的水淹情景Table 1 Top three flooding scenarios of internal flooding PSA
通过水淹漫延分析与水淹高度计算,汽轮机厂房内循环水母管破裂后约16分钟淹没BBA~BBD开关柜,如图2所示。而通过操纵员访谈:主控室在接到报警后,将派现场操纵员去现场查看,现场操纵员将现场情况通过电话反馈给主控室,主控室操纵员再结合其他信号和参数综合诊断,手动隔离循环水泵。从主控室报警信号到现场操纵员到达现场核实水淹事件大约需10分钟,从主控制室诊断到隔离循环水泵大约需5-10分钟,人员干预中止水淹的时间窗口不足以阻止水淹漫延至BBA~BBD开关柜。所以该水淹情景中,暂不考虑人员操作隔离水源的作用。
图1 汽轮机厂房循环水母管与中压配电间布置图Fig.1 Arrangement diagram of circulating waterpipe and 6 kV AC power in turbine building
图2 汽轮机厂房/配电间水淹高度Fig.2 Flood height versus time in turbine building and distribution room
2 设计改进方案及对比研究
2.1 设计改进方案描述
从内部水淹概率安全评价分析结果可以看出,汽轮机厂房循环水系统发生严重水淹引起丧失厂外电始发事件的水淹情景对内部水淹总堆芯损坏频率贡献最大。本研究主要针对该情景提出以下3种设计改进方案:
(1)优化循环水泵停泵信号,一旦发生泄漏量较大的管道破裂事故,即触发停泵信号,以阻止水淹事故进一步恶化。
(2)在凝汽器侧和配电间侧增设防水淹封堵,避免凝汽器侧的管道破裂对中压母线产生影响。
(3)汽轮机厂房,摆放凝汽器地坑里面增加大量程液位计,将液位信号反馈到主控室;并将该液位计的测量结果与汽轮机厂房卷帘门卷起信号相关联,即如果出现高液位现象,卷帘门自动卷起。
2.2 三种改进方案分析
2.2.1 优化循环水泵停泵信号
通过梳理现有循环水泵停泵信号,其中有一条停泵信号为:“循泵启动的1分钟内,运行中循泵出口压力PAB23CP001(002/003)三取二低于0.07MPa时报警,由DCS自动停泵。” (经过确认,该停泵信号不仅针对“循泵启动的1分钟内”,正常运行状态下,该信号均可导致停泵)。
由图3[16]可以看出,循环水泵出口压力传感器PAB23CP001(002/003)安装在-10.54m高度,为正常情况下海平面以下10.54m。正常情况下的海水压头大于0.07MPa,即仅海水压头足以保证不会由于破口导致的压头损失,不会导致停泵,需要主控室操纵员根据报警及其他信号综合判断后,手动停泵。而根据前面分析的水淹事件发生后的时间窗口,已来不及缓解事故。因此,可考虑增设或者调整该低压停泵信号,在出现循环水管道较大破口时,可触发该信号停泵,水淹事件可以及时得以缓解。但具体低压停泵信号阈值有待进一步研究。
图3 循环水泵安装图Fig.3 Circulating water pump installation diagram
2.2.2 增设防水淹封堵
防水淹封堵是电厂常用的防水淹措施,主要措施包括实体墙、防水门、门槛等。通过对可能的漫延路径的封堵,达到阻止电气设备受水淹影响的目的。
在田湾3、4号机组汽轮机厂房中,循环水母管管道破裂后泄漏的海水漫延至配电间主要有以下几条漫延路径:
(1)淹至电厂地坪标高(8m标高),通过8m平台的设备吊装孔(2.7m×3.6m)漫延到-0.1m层电气配电间,这条漫延路径流通面积最大。
(2)在汽轮机厂房5m标高处,有几处开孔较小的贯穿孔可漫延至配电间一侧,流通面积较小。
(3)通过8m平台的若干个门洞和电缆、管道井漫延到-0.1m层电气配电间,该路径流通面积总和较设备吊装孔小。
通过对以上漫延路径进行防水淹封堵,可以基本达到防止配电间遭受水淹的目的,但凝汽器侧的设备,包括主给水泵等仍可能由于水淹导致失效。
2.2.3 增设大量程液位计并联动汽轮机厂房卷帘门卷起
在田湾核电厂3、4号机组目前的设计中,集水坑液位传感器探测到水位“高”信号,并触发地坑泵启动。但由于地坑泵排水量相比循环水母管破裂的泄漏量过小,不足以排出如此大的泄漏量,而且没有其他排水措施,因而在循环水母管破裂后不到20分钟即淹没电气配电间。若能够及时探测到水淹事件并采取措施排出循环水母管泄漏出的海水,则至少可以避免电气配电间遭受水淹失效。因此,提出“增设大量程液位计并联动汽轮机厂房卷帘门卷起”的设计改进建议,并进行水淹高度计算验证分析结果。
通过水位高度计算,一旦水淹水位达到一定高度,液位计探测到水淹,触发水位高信号并反馈到主控室,同时启动地坑泵和打开汽轮机厂房卷帘门。由于卷帘门宽度达到6.15m,足以排出循环水母管泄漏的海水,电气配电间不会由于水淹导致失效,但凝汽器地坑中的电气设备如凝结水泵等仍将由水淹导致失效,如图4所示。
图4 打开卷帘门后汽轮机厂房/配电间水淹高度Fig.4 Flood height versus time in turbine building and distribution room after opening the rolling shutter door of turbine building
2.3 各改进方案堆芯损坏频率结果对比
通过在内部水淹概率安全评价模型中模拟以上3种设计改进方案的影响,建立内部水淹概率安全评价模型,计算3种方案改进后的内部水淹堆芯损坏频率见表2。
表2 三种方案改进后的内部水淹堆芯损坏频率Table 2 CDF induced by internal flooding after design improvements
从上表可以看出,三种改进方案对内部水淹总堆芯损坏频率的贡献基本相同,主要是因为三种方案实施后,都可以有效避免4列6kV中压母线因水淹而失效。而该事件是在内部水淹堆芯损坏频率贡献中占支配性的事件,因此降低比例达到83%左右。同时,可以看出,方案一改进后的堆芯损坏频率与方案二、三略有不同,主要是因为:方案一中,循环水泵停泵信号导致循环水母管的泄漏流量及时终止,不会导致补给水系统、辅助给水泵等系统和设备失效;而方案二、三只能在一定程度上避免6kV中压母线失效,辅助给水泵等电气设备仍可能因水淹失效。
2.4 各种改进方案对比研究
通过对以上各种改进方案的研究,整理出各改进方案的优缺点,见表3。
表3 各类改进方案的优缺点Table 3 Advantages and disadvantages of various improvement measures
3 总结建议
上述三种方案分别从源头、漫延路径和疏排水三个方面考虑制定改进措施,各有优缺点,也都能在一定程度上缓解事故。从效果来看,方案一能够较好得缓解该事故,电气配电间不会由水淹导致失效,同时也能够避免凝汽器侧电气设备由水淹导致失效;而方案二、三仅能确保电气配电间不会由水淹导致失效,不能有效防止凝汽器侧电气设备由水淹导致失效。从改进方案的实施难度上来看,方案二仅需要做好防水淹封堵即可,而方案一、三涉及到电气仪控信号的改造,可能施工难度较大,方案一还需要外部单位协助计算,以确定最佳停泵信号压力阈值。
从纵深防御的角度考虑,建议能够从多个方面进行设计改进,从源头上避免能够淹到电气配电间的水淹事件发生,从漫延路径上阻止其漫延到配电间的可能性,从监控和疏排水的角度来及时发现和缓解水淹事件的后果。因此,在本研究中,建议结合三种改进方案的优缺点,实施如下改进方案:
(1)进一步研究循环水泵停泵信号的压力整定值,一旦发生泄漏量较大的管道破裂事故,即触发停泵信号。
(2)考虑到a路径(设备吊装孔)无法实施封堵,建议加高设备吊装孔的围堰;对b、c路径的开口进行防水淹封堵。
(3)在凝汽器地坑增设若干大量程液位传感器,并优化相关防护规程。
[1] 唐晓明,刘晓爽,吕兴兵,等.核电厂内部水淹确定论安全评价方法及应用[J].原子能科学技术,2014(04):662-666.
[2]张佳佳,杨英豪,肖军,等.核电厂内部水淹事件定量化研究[J].核安全,2016,15(03):84-88.
[3]刘海滨,张琴芳,仇永萍.核电厂内部水淹一级概率安全评价[J].原子能科学技术,2010(s1):261-263.
[4]环境保护部(国家核安全局),国家发展改革委等. 核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标[R].2012.
[5]US. Nuclear Regulatory Commission, An Approach for Using Probabilistic Risk Assessment in Risk-Informed Decisions on Plant-Specific Changes to the Licensing Basis[R]. RG1.174,Revision1,2002.
[6]王朝贵.核电站风险指引管理研究[J].核动力工程,2007,28(1):94-98.
[7]国家核安全局. 技术政策:概率安全分析技术在核安全领域中的应用[R], 2010-2.
[8]宫宇,李春. 关于核电厂内部水淹概率安全分析报告格式与内容要求的若干考虑[C].第五届核能行业概率安全分析(概率安全评价)研讨会.青岛,2016年:169.
[9]上海核工程设计研究院.田湾3、4号机组水淹概率安全评价报告[R],2016.6.
[10]杨英豪,李肇华.田湾核电站3、4号机组内部水淹概率安全评价研究[C].第五届核能行业概率安全分析(概率安全评价)研讨会.青岛,2016年:173.
[11]Electric Power Research Institute. Guideline for Performance of Internal Flooding Probabilistic Risk Assessment[R], Dec 2009.
[12]American Society of Mechanical Engineers. Standard for Level 1/Large Early Release Frequency Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications[R], Feb 2009.
[13]NB/T 20037.3-2012,应用于核电站的概率安全评价 第3部分:水淹[S].国家能源局,2012.
[14]US. Nuclear Regulatory Commission,An Approach for Determining the Technical Adequacy of Probabilistic Risk Assessment Results for Risk-Informed Activities[R].RG 1.200, Revision 1,2007.
[15]季梅. 田湾核电站3、4号机组工程项目3号机组汽轮机厂房建筑总图 1-1剖面图,LYG-3-NGY1-31-1UMA 0011-DG-0001-H[Z].Rev.B,东北电力设计院,2014.
[16]刘亚凤. 田湾核电站3、4号机组工程项目3号机组冷却水泵房安装工程冷却水泵1-1断面图,LYG-3-NGY1-31 -1UQA9921-DG-0002-H[Z].Rev.B,东北电力设计院,2015.
StudyonImprovementMeasuresofRisk-informedFloodProtectionDesignofTianwanNPPUnits3&4
YANG Yinghao1, XIAO Jun2, ZHU Guixue1, GU Xiaohui3, ZHANG Jiajia2,*
(1.Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute, Shanghai 200233,China;2.Nuclear and Radiation Safety Center, Beijing 100082, China; 3.Jiangsu Nuclear Power Corporation, Lianyungang 222042, China)
For the protection against internal flooding, the traditional deterministic safety assessment is a qualitative analysis of the influence of internal flooding on the safety of unit, from the point of maintaining safety features, and the quantitative risk assessment cannot be obtained. The risk-informed management of NPS, utilizes the result of probabilistic safety analysis (PSA) for risk assessment, on the basis of deterministic methodology, in order to demonstrate the rationality and necessity of decision-making. This paper gives an introduction of the results of internal flooding PSA of Tianwan NPP units 3 & 4. Three design improvement measures are proposed for the flooding scenario of the circulating water pipe rupture in the turbine building, which contributes the highest CDF of internal flooding PSA. Then through the comparative study of various improvement measures, advantages and disadvantages of them are given, and the optimized design suggestions for the Tianwan NPP units 3 & 4 are presented.
internal flooding, risk-informed, design improvement
2017- 04- 25
2017- 05- 28
环保公益性行业科研专项,项目编号:201309054
杨英豪(1987—),男,湖北钟祥人,工程师,现主要从事核电厂概率安全评价工作
:TL364
:A
:1672- 5360(2017)02- 0029-06