核电厂设备闸门开关带来的放射性物质释放风险研究

张晓杰，徐田元，王天月，车 娟

（1.华龙国际核电技术有限公司，北京 100036；2.中广核研究院有限公司，广东 深圳 518000）

《核动力厂设计安全规定》（HAF 102—2016）[1]是核电厂设计中需要遵循的最重要的核安全法规之一，2016 年HAF 102 升版后相对于2004版HAF 102 提出了一些新的监管要求，对于这些新要求，大部分都已经有相关的研究和对策。但是在HAF 102—2016 中还有一些新要求，却蕴含着不可忽视的安全要求。在当前的压水堆核电厂设计中还需要对这些要求进行详细研究。

压水堆核电厂设置了气闸门和设备闸门，分别用于必要时人员和设备进出反应堆厂房的通道。相较于2004 版HAF 102，2016 版HAF 102第6.3.4.3 节对于设备闸门提出了新要求，要求“贯穿安全壳的设备或材料运输闸门的设计，必须保证在需要对安全壳进行隔离时能够快速和可靠地关闭”[1]。2004 版HAF 102 中没有对设备闸门提出要求，要求气闸门“保证反应堆运行和设计基准事故期间至少有一道闸门处于密闭状态”[2]。通过这项要求可以保证，如果发生事故，至少有一道气闸门处于密闭状态，从而隔离事故造成的放射性物质释放。

当前压水堆核电厂的气闸门都可以做到快速地即开即关，通过两道气闸门来满足单一故障准则，但是设备闸门无法做到像气闸门一样快速关闭，设置两道设备闸门来满足单一故障准则也不现实。目前关于设备闸门的研究大都侧重于设备闸门的设计、制造、运行和维修等[3-10]，尚未有人针对设备闸门打开期间的放射性物质释放风险进行研究。本文将从确定论安全分析与概率论安全分析相结合的角度来研究设备闸门打开期间的安全风险，并根据研究结果给出相关建议。

1 设计工况分析

设备闸门是核电厂整个寿期内大型设备进出安全壳的唯一通道，也是核电厂安全壳承压边界的重要组成部分[11]。以国内主流三代压水堆核电堆型华龙一号为例，核电厂进行换料大修时，设备闸门至少要开关3 次。第一次开关设备闸门是在核电厂进入维修冷停堆状态之后，一回路未充分打开的模式，开启设备闸门，通过设备闸门运送整体螺栓拉伸机和其他维修设备进入反应堆厂房。设备闸门第二次开关是在卸料结束后，电厂处于反应堆完全卸料模式，此次开启是为了运送维修检查工具和屏蔽容器等设备。第三次开关设备闸门是在压力容器顶盖关闭后，电厂处于一回路未充分打开的模式，此次开启的目的是运出维修设备。进行设备闸门开关操作时，反应堆厂房气闸门必须首先打开，维修人员通过气闸门进入设备闸门工位，进行设备闸门开关相关的工作，工作内容和时间如下：

（1）拧开设备闸门螺栓，起吊设备闸门，使设备闸门处于完全开启，耗时2 h；

（2）运入（或运出）整体螺栓拉伸机等维修工具，耗时4 h；

（3）放下设备闸门，拧紧设备闸门螺栓，使设备闸门处于关闭状态，耗时2 h。

每次进行上述工作过程中，作为第三道屏障的安全壳打开时间合计约为8 h。设备闸门第一次和第三次开启期间压水堆核电厂可能会发生的事故包括：丧失余热排出、完全丧失热阱、余排管线破口、丧失厂外电源、丧失直流电、全厂断电、硼误稀释。事故发生后，电厂必须确保反应性控制、热量导出和放射性包容三大安全功能。

上述事故中，丧失余热排出、完全丧失热阱和全厂断电都属于没有造成堆芯明显损伤的工况（DEC-A）。余排管线破口属于极限事故（DBC-4），发生频率范围为10-4～10-6；短时间丧失厂外电源（不超过2 h）属于预计运行事件（DBC-2），发生频率范围为10-2～1；长期丧失厂外电源（大于2 h）属于稀有事故（DBC-3），发生频率范围为10-4～10-2。

2 事故进程分析

维修冷停堆状态一回路未充分打开的模式下，在设备闸门开启期间，如果发生余排管线破口类事故，在破口发生的瞬间，就会有大量放射性物质向环境释放。破口发生后首先需要对破口进行隔离，如果破口隔离失败或者破口不可隔离，一回路冷却剂会持续通过破口流出，大量放射性物质会持续通过设备闸门向环境释放。在此破口类事故中，设备闸门能否快速关闭非常重要，其关闭时间最好控制在余热排出管线发生破口发生的瞬间。而实际上设备闸门的关闭无法通过信号自动控制，需要由人工现场操作，至少需要2 h。一旦发生余热排出系统管线破口事故，由于设备闸门处于打开状态，放射性物质将直接释放到环境。

设备闸门开启期间发生丧失余热排出或者完全丧失热阱事故，也存在发生堆芯损坏并造成大量放射性物质释放的风险。维修冷停堆状态一回路未充分打开的模式要求至少一台蒸汽发生器可用，发生丧失余热排出或者完全丧失热阱事故后，堆芯余热无法通过设备冷却水和重要厂用水系统导出，会立即投运应急给水系统，堆芯余热由蒸汽发生器导出。如果应急给水系统失效，会投运二次侧非能动余热排出系统进行冷却。如果二次侧非能动余热排出系统失效，操纵员会手动启动一次侧充排，导出堆芯余热。如果一次侧充排失效，保守认为电厂将会发生堆芯损坏。发生堆芯损坏时，如果设备闸门处于开启状态，那么放射性物质会通过设备闸门向外释放。

设备闸门开启期间发生硼误稀释事故，也存在发生堆芯损坏并造成大量放射性物质释放的风险。发生硼误稀释事故之后，如果自动隔离稀释源失败，则需要操纵员手动隔离稀释源，如果隔离稀释源失败则会导致堆芯损坏。

另外如果发生丧失直流电事故会造成安全设施相关的控制、仪表设备不可用；如果发生全厂断电事故，会影响正常运行电和应急电，导致正常运行系统和设计基准事故缓解系统同时瘫痪，只能依靠二次侧非能动热量导出系统带出堆芯热量，依靠重力进行一回路补水。虽然发生失电事故后设备闸门可以实现手动关闭，但是由于设备闸门关闭耗时较长，如果发生失电事故且设备闸门处于开启状态，对电厂的安全性也是极大的考验。

设备闸门开启期间，压水堆核电厂可能会发生预计运行事件、设计基准事故和设计扩展工况，如果事故发生后设备闸门不能进行快速关闭，将导致安全壳直接与环境连通，增加放射性物质向环境释放的风险。尤其是发生余热排出管线破口类事故时，会瞬间造成大量放射性物质释放。

3 概率论安全分析

从概率安全分析的角度来看，如果在设备闸门开启期间，各种事故导致的堆芯损坏频率（CDF）和大量放射性物质释放频率（LRF）在总的CDF 和LRF 中的贡献不突出，那么设备闸门开关时间和开关方式就是合理的，是可以接受的。这也符合HAF102 提出的采用确定论和概率论相结合的方式进行安全分析的要求。但是目前国内压水堆核电厂的概率安全分析中均未考虑设备闸门开启期间各种事故导致的CDF 和LRF 值，也没有此方面的相关研究。

设备闸门开启期间如果发生堆芯损坏，因为安全壳处于开口状态，安全壳执行放射性物质包容功能失效，会直接导致大量放射性物质释放，所以设备闸门开启期间，大量放射性物质释放频率（LRF）与堆芯损坏频率（CDF）相等。设备闸门第二次开关是在卸料结束后，电厂处于反应堆完全卸料模式，反应堆厂房内不会发生堆芯损坏和放射性释放。本文根据设备闸门开启时核电厂所处运行工况下的CDF 值，利用公式（1）估算了国内某6 个压水堆核电项目设备闸门第一次和第三次开启期间因内部事件造成的LRF 值，结果如表1 所示。

表1 设备闸门第一次开启期间内部事件造成的LRF 值Table 1 LRF value caused by internal events during the first opening of the equipment hatch

其中：LRFEO——设备闸门开启期间内部事件导致的大量放射性物质释放频率；

CDFE——设备闸门开启所处的运行工况下内部事件导致的堆芯损坏频率；

TEO——设备闸门开启时间；

TE——设备闸门开启所处运行工况持续时间；

P——发生堆芯损坏后安全壳系统缓解失败的可能性，在此处P为1。

如表1 所示，设备闸门开启造成的LRF 值在内部事件LRF 值中占比最高可达35.89%，可见设备闸门开启对放射性物质释放频率的影响非常大。

其中项目1、项目2 和项目3，设备闸门第一次开启导致的LRF 在内部事件LRF 中的占比如图1～图3 所示。

图1 项目1 内部事件LRF 各支配性事故序列占比Fig.1 The proportion of the dominant accident sequence of the internal event LRF in Project 1

图2 项目2 内部事件LRF 各支配性事故序列占比Fig.2 The proportion of the dominant accident sequence of the internal event LRF in Project 2

图3 项目3 内部事件LRF 各支配性事故序列占比Fig.3 The proportion of the dominant accident sequence of the internal event LRF in Project 3

以项目1 为例，设备闸门开启导致的LRF在内部事件LRF 支配性事故中排第4 名，前3名分别为：

（1）压力容器破裂，直接导致大量释放；

（2）高压熔堆，堆腔注水失败，一回路注水失败，发生大量释放；

（3）高压熔堆，一回路卸压失败，发生大量释放。

这些序列都是导致大量放射性物质释放的重要事故，是核电厂在设计过程中需要重点关注并进行重点防御的。

4 应对建议

为降低设备闸门开启期间核电厂放射性物质释放风险，本文提出以下几方面的建议：

首先，建议后续在进行压水堆核电厂概率安全分析工作时，要针对设备闸门开启进行更细致的分析，以获得设备闸门开启导致LRF 的支配性事故序列，如果可能建议将此类事故序列列入DEC 管理，增加预防和缓解措施，降低其发生频率。

其次，设备闸门开启期间，可以通过实施行政管理措施，尽量缩短开启时间，提高响应速度，尽可能做到快开快关。

同时，研发设备闸门自动控制系统和非能动关闭方式，也是未来可以考虑的方向。

5 结论

目前国内压水堆核电厂的堆芯损坏频率和大量放射性释放频率都能够满足国内国际标准要求。但是根据事故进程分析和概率论分析，设备闸门开启对放射性物质释放频率具有显著影响，设备闸门开启造成的LRF 值在内部事件LRF 值中占比最高可达35.89%。从设计平衡和设计优化的角度出发，在进行压水堆核电厂设计时应对设备闸门予以重点关注，采取积极的应对和缓解措施，尽量降低其影响。