乏燃料水池冷却的工况分类和安全评价原则研究

李 娟，赵丹妮，刘 宇，崔贺锋

（生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082）

确保乏燃料水池内燃料组件的充分冷却[1]是核动力厂设计中要考虑的一个重要方面，核动力厂配套设计的乏燃料水池主要用于贮存乏燃料组件和换料卸出的已辐照燃料组件，水池内的衰变热通过乏燃料水池冷却系统带出。早期在核动力厂设计中仅评估乏燃料水池冷却系统的冷却能力，并未明确考虑乏燃料水池冷却相关的工况分类。

最新发布的核安全导则针对确定论分析及燃料装卸和贮存系统设计，要求考虑与乏燃料水池相关的核动力厂状态。根据核安全导则的最新要求，并参考相关标准规范，本文研究了针对乏燃料水池冷却需考虑的工况分类，并就不同工况下的温度限值准则和单一故障假设给出了建议和指导。

1 乏燃料水池冷却相关的工况分类

1.1 相关导则和标准的要求

近年来为匹配《核动力厂设计安全规定》（HAF 102—2016）的要求[2]，配套核安全导则均进行了修订升版，《核动力厂确定论安全分析》（2021 版）[3]和《核动力厂燃料装卸和贮存系统设计》（HAD 102/15—2021）[4]中均要求考虑与乏燃料水池相关的核动力厂状态，包括正常运行、预计运行事件、设计基准事故和设计扩展工况。核安全导则中针对乏燃料水池冷却给出的典型假设始发事件示例（见表1），其工况分类依据的发生频率与堆芯相关事故工况分类保持一致。

表1 核安全导则中有关乏燃料水池典型的假设始发事件示例Table 1 Typical postulated initiating events in nuclear safety guides for the spent fuel pool

美国国家标准ANSI/ANS-57.2—1983《轻水堆核电厂乏燃料贮存设施的设计要求》[5]中关于乏燃料贮存设施工况分类依据的发生频率考虑有所不同（见表2），ANSI/ANS-57.2 中的Ⅱ类和Ⅲ类工况，按发生频率对应于我国导则的预计运行事件，Ⅳ类工况对应于设计基准事故。

表2 ANSI/ANS-57.2 中有关乏燃料水池冷却的工况分类Table 2 Condition classification of spent fuel pool cooling in ANSI/ANS-57.2

1.2 国内关于乏燃料水池工况选取的实践

AP1000 依托项目针对乏燃料水池冷却系统的异常运行工况[6]考虑有：

（1）一台乏燃料水池冷却系统泵失效；

（2）乏燃料水池冷却系统泄漏；

（3）厂外电源丧失；

（4）全厂断电，即厂外电源和所有备用柴油发电机全部丧失。

国内EPR 机组首次在安全分析报告第15章的事故分析中描述了与乏燃料水池冷却相关的工况[7]，工况选取如下：

预计运行事件：失去一列乏燃料水池冷却系统或失去一列支持系统（功率运行，热停堆和中间停堆工况）。

设计基准事故：

（1）长期厂外电源丧失（＞2 小时）时乏燃料水池的冷却（功率运行，热停堆和中间停堆工况）；

（2）失去一列乏燃料水池冷却系统或失去一列支持系统（反应堆完全卸料工况）；

（3）与乏燃料水池连接系统的可隔离管线故障；

（4）不可隔离的小破口或余排模式下可隔离的安注系统破口（DN＜250 mm），造成乏燃料水池排水（换料停堆工况）。

设计扩展工况：丧失全部乏燃料水池冷却系统。

1.3 乏燃料水池冷却相关工况的选取建议

参考我国核安全导则和美国技术文件ANSI/ANS-57.2 中关于乏燃料水池各工况下的事件清单，并综合考虑能动和非能动核电机组关于乏燃料水池冷却系统及其支持系统的设计特点，基于事件发生频率，将ANSI/ANS-57.2中的Ⅱ类和Ⅲ类工况归为预计运行事件，Ⅳ工况归为设计基准事故，结合工程设计实践，对部分事件进行了合并优化，本文对乏燃料水池冷却不同工况下需考虑的典型事件建议如表3所示。

表3 关于乏燃料水池冷却典型事件的选取建议Table 3 Suggestions on selection of typical spent fuel pool cooling events

关于不同工况下最大热负荷的假设，除预计运行事件的“非正常情况下的整个堆芯卸出”，其他工况均按正常停堆换料时乏燃料水池内的最大热负荷进行分析评价。鉴于目前国内压水堆核电机组全部采用整堆芯卸料的模式，正常工况下水池内的最大热负荷需考虑：

（1）停堆D天后全堆芯的衰变热功率，D为换料大修停堆后到堆芯卸料完成的时间；

（2）乏池满载时水池内贮存N批正常卸料的乏燃料组件的衰变热功率。

异常卸料工况时最大热负荷考虑换料大修后刚把燃料装入堆芯，由于紧急情况立即又将整堆芯燃料全部卸入乏池，并考虑乏池满载时所有已贮存乏燃料的衰变热功率。

对于丧失厂外电源建议不再限定丧失时长，而直接作为预计运行事件考虑。对于乏燃料池水装量减少（小泄漏）主要考虑水池衬里的泄漏。

设计基准事故中安全停堆地震可能造成用于正常运行的乏燃料水池冷却系统不可用，如AP1000 机组用于正常运行的能动的乏燃料水池冷却系统为非安全级非抗震Ⅰ类设计，在该工况下采用安全级的补水蒸发手段来保证乏燃料水池冷却。对于既用于正常运行又用于设计基准事故缓解的乏燃料水池冷却系统，由于系统本身已按安全 3 级抗震Ⅰ类设计，能够抵御安全停堆地震，并满足单一故障准则，在该工况下仍能执行乏燃料水池冷却的功能。

2 乏燃料水池冷却工况的温度限值

2.1 典型乏燃料水池冷却系统设计

乏燃料水池冷却系统要求在所有工况下为乏燃料水池内的燃料组件提供足够冷却，目前可选的有两种方案。第一种是能动的乏燃料水池冷却系统按安全3 级、抗震Ⅰ类设计，该系统既用于正常运行又用于缓解假设始发事件；第二种是能动的乏燃料水池冷却系统按非安全级非抗震设计，仅用于正常运行。事故工况下依靠安全级抗震Ⅰ类的液位监测仪表、补给水源和燃料厂房上的释放面板（事故工况自动打开），通过补水-蒸发的手段来满足乏燃料水池冷却要求。

2.2 不同工况下的温度限值准则建议

HAD 102/15—2021 对于预计运行事件要求应能及时恢复余热排出能力，使池水温度恢复到可接受水平；事故工况（包括设计基准事故和设计扩展工况）下要求依靠固有安全特性、能动/非能动系统的运行、或二者结合起来保证已辐照燃料的余热排出。由于乏燃料水池冷却系统的设计有不同的选择方案，核安全导则仅给出基本原则要求，并未明确给出不同工况下具体的温度限值。

ANSI/ANS-57.2 第5.3.3 节要求在工况Ⅱ产生整体沸腾之前和在工况Ⅲ、Ⅳ超过水池结构设计限值之前，具有恢复丧失的强迫冷却的能力。美国核管会标准审查大纲NUREG-0800 第9.1.3 节要求为防止事故工况下乏燃料水池水装量的明显减少，可以通过提供足够的冷却剂补给能力，以及通过乏燃料水池冷却系统设计，使得冷却剂既不会流失也不会因虹吸效应而降到规定水位之下。

法国EDF 发布的《900 MW 压水堆核电厂系统设计和建造准则》（RCC-P）91 版[8]对于乏燃料水池冷却系统要求：

（1）每个系列能排出由乏燃料释放出的全部剩余功率，此时假定最终热阱的温度为其设计基准温度；

（2）系统应设计成使乏燃料贮存水池的温度与保持其金属密封衬里的强度所要求的温度相适应。

早期大亚湾核电厂的系统设计手册中对于乏燃料水池冷却系统设有两个系列，具体设计要求为单台泵和单台热交换器的排热能力要符合：

（1）正常最多贮存10/3 个堆芯设计，最后一个1/3 堆芯贮存了14 天（从反应堆停堆至最后1/3 堆芯卸料结束所需时间），池水水温不超过50 ℃；

（2）考虑13/3 个堆芯的特殊贮存，即基于上述已定义的10/3 个堆芯加上一个完全卸出的堆芯，要求池水温度不超过80 ℃。

第（1）条的热负荷考虑的是反应堆部分卸料的换料方式，第（2）条的热负荷考虑的是紧急整堆芯卸料工况。目前大亚湾核电厂的乏燃料水池已实施扩容改造，贮存容量增加，相应的热负荷也有所增加，但对于冷却系统设计需要遵循的温度准则没有变化。

我国二代改进型机组和“华龙一号”机组在乏燃料水池冷却系统设计时，对池水温度限值要求基本参考大亚湾核电厂的早期设计原则，不同点在于现在国内机组正常运行时已全部采取整堆芯卸料的换料方式，且卸料时间有所缩短，导致乏燃料水池内热负荷的增加，故大部分机组增设了一个冷却系列[9]（见图1）或只新增一台冷却泵。

图1 乏燃料水池冷却系统的典型设计Fig.1 The typical design of the spent fuel pool cooling system

EPR 机组系统设计遵照的《EPR 安全和工艺技术规范》（ETC-S）[10]中对于乏燃料水池冷却系统未说明具体的冷却要求，EPR 机组的乏燃料水池冷却系统有三个系列，整堆芯卸料工况期间，两个系列运行可以保持池水温度低于50 ℃。事故分析中对于乏燃料水池冷却相关的预计运行事件和设计基准事故，其安全准则为池水水温不超过80 ℃。

AP1000 机组用于正常运行能动的乏燃料水池冷却系统设有两个系列，要求：

（1）针对部分堆芯换料，两个冷却列运行可以保持池水水温低于50 ℃；

（2）针对整堆芯卸料，两个冷却列运行也可以保持池水水温低于50 ℃。

此外正常余热排出系统的一个系列也可以用于乏燃料水池冷却。事故工况下乏燃料水池的冷却由池水中的热容提供，通过补水-蒸发将水位维持在乏燃料组件以上。

对于乏燃料水池冷却系统全部丧失的设计扩展工况，《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》（试行）[11]要求增设抗震Ⅰ类的液位仪表和乏燃料水池应急补水措施，以保证该工况下池水水位不会造成燃料组件裸露。

综上，根据国内外导则标准要求，结合各类机组工程实践，针对乏燃料水池冷却相关的预计运行事件建议温度安全限值设为80 ℃；对于设计基准事故，采用能动冷却方式的，建议温度安全限值设为80 ℃；采用非能动冷却方式的，保证池水水位始终在燃料组件之上；对于设计扩展工况，保证燃料组件不裸露。

3 单一故障在工况分析中的考虑

3.1 单一故障准则的应用范畴和例外条款

单一故障准则应用的目的是降低具有不可接受后果的核电厂状态的频率，即假设一个系统中的任意单个部件失效，设计仍能实现其预定的系统功能。《核动力厂设计安全规定》（HAF 102—2016）中关于单一故障准则要求“必须对核动力厂设计中所包括的每个安全组合都应用单一故障准则”，安全组合定义为用于完成某一特定假设始发事件下所必需的各种动作的设备组合，其使命是防止预计运行事件和设计基准事故的后果超过设计基准中的规定限值。即在预计运行事件和设计基准事故分析时需考虑单一故障。

《压水堆安全重要流体系统单一故障准则》NB/T 20402—2017RK 关于不考虑单一故障的情况[12]在第5.3 条规定“若按技术规格书要求，允许安全重要流体系统冗余设置的多个系列中的一个系列在短期维修期间暂时不可用，在此期间不必假设在其他系列中有单一故障”；第5.5 条规定“若假设始发事件是具有双重目的的安全重要流体系统（即该系统既是正常运行所需，又是反应堆停堆和减轻始发事件的后果所需）的两个或多个系列中的一个系列故障，则在系统其余的一个系列或多重系列中不必假设单一故障。其条件是该系统按照抗震Ⅰ类要求进行设计，能从厂内和厂外获得电源，按安全分级相应的质量保证、试验、在役检查标准进行建造、运行和检查”。美国国家标准ANSI/ANS-58.9—1981 中第4.3 和4.5 节[13]也给出了同样的分析指导。

3.2 单一故障在乏燃料水池冷却工况中的考虑建议

对于我国二代改进型、“华龙一号”、EPR和VVER 机组的乏燃料池冷却系统，既用于正常运行又用于减轻始发事件后果，是一个具有双重功能的安全重要流体系统，针对始发事件为“乏燃料水池冷却系统或其支持系统一列不可用”，分析中不再假设单一故障。其他预计运行事件和设计基准事故均需考虑单一故障，设计扩展工况分析中也无需考虑单一故障。

4 总结和讨论

根据最新核安全导则的要求，参考美国ANSI/ANS-57.2 的指导，结合我国典型乏燃料水池冷却系统的设计和国内工程实践，本文建议的乏燃料水池冷却的工况如表3 所示。同时建议预计运行事件的温度限值准则为80 ℃，设计基准事故的温度限值准则为80 ℃或保证池水水位在燃料组件之上。乏燃料水池冷却工况分析时，标准中列举的例外工况可以不叠加考虑单一故障准则。

关于乏燃料水池冷却相关的工况选取和温度限值准则，本文根据相关导则标准要求和工程实践，仅给出相关意见建议，后续还需要行业内进行探讨，形成行业共识并获得监管机构认可。