压水堆核电厂安全壳内碎片源的踏勘方法介绍

李 春，依 岩，刘 宇，张庆华

(环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082)

压水堆核电厂安全壳内碎片源的踏勘方法介绍

李 春，依 岩，刘 宇，张庆华

(环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082)

安全壳地坑是许多压水堆核电厂设计为在失水事故后为堆芯冷却和安全壳排热提供再循环水的专设安全设施。安全壳内的潜在碎片源在事故中可能堵塞安全壳内的地坑滤网，从而造成安全壳地坑性能下降。为了评价安全壳地坑在破口事故后能否满足设计要求，首先应确定潜在碎片源的类型以及它们在安全壳内的位置。安全壳内现场踏勘就是寻找与定位碎片源的有效方法，并能够提供一些进行安全壳地坑性能分析的必要信息。介绍了压水堆核电厂安全壳内碎片源的一些踏勘方法。

安全壳地坑;碎片源;踏勘

1 引言

为了对付破口失水事故，保证核电厂堆芯冷却和余热排出，传统的压水堆核电厂设置了专设安全设施，包括应急堆芯冷却系统(ECCS)和安全壳喷淋系统 (CSS)。安全壳地坑为ECCS和CSS事故情况下提供长期水源，这些水是来自于破口的泄漏或喷淋后的冷却剂回流水［1］。通常在安全壳地坑处设有滤网，用来拦截安全壳内的各种碎片，防止碎片堵塞滤网，从而保证应急堆芯冷却系统泵或安全壳排热系统泵在从地坑取水时拥有足够的净正吸入压头。最新的研究成果［2］表明:即使有很少量的纤维状隔热保温材料输送到地坑滤网处，也足以严重堵塞地坑滤网，导致泵的吸入压头显著下降，从而威胁到核电厂的安全。为了确保压水堆核电厂在需要地坑再循环的失水事故 (LOCA)或其他高能管道断裂事故过程中，碎片堵塞不会妨碍或阻止ECCS和CSS在再循环模式下的运行，进行电厂特性分析以确定安全壳内碎片积聚是否会妨碍或阻止ECCS和CSS的再循环运行是十分必要和紧迫的。为了评价安全壳地坑滤网在事故后满足设计要求，首先就要求电厂运行者应该确定假定LOCA事故后潜在碎片源的类型以及它们在安全壳内的位置。在核电厂计划停堆检修时进行适当的支持性现场踏勘工作可以收集将来用于地坑性能评价的信息。

2 踏勘前的准备活动

2.1 熟悉设计以及执照申请文件

在进行现场踏勘之前，必须审查关于地坑的设计基准和执照申请文件。其内容包括: (1)安全壳地坑设计:列出安全壳地坑的设计要求，找到并审查已有的安全壳水池的高度、池水温度和地坑净正吸入压头 (NPSH)计算及其计算依据。查找地坑内部结构图。(2)地坑的设计基准:识别、定位、摘录并列出安全壳地坑执照申请要求以及承诺。根据不同电厂的特定设计，设计基准瞬态可能是需要安全壳地坑再循环的事故 (如需要安全壳喷淋的二回路事故)，而不是通常所说的一回路失水事故(LOCA)。(3)历史碎片源:鉴别出在电厂运行历史上曾经出现过的碎片源。例如，运行期间发现的安全壳内失效的保温材料材料、异物(如，电缆带子)等。(4)输运计算:获得并且审查局部流速的计算报告，定位计算中考虑的碎片以及碎片的水力学特性。(5)地坑堵塞的考虑，获得并且审查电厂以前对地坑滤网堵塞可能性的评估。

2.2 获得并且审查建造和维修记录

踏勘之前应取得并且审查已经确定的与影响事故后地坑性能有关的物质 (如保温材料、油漆、涂料等)的使用和维修记录。它们包括:(1)保温材料的安装:安全壳内用的是何种保温材料;哪些地方 (设备、贯穿件及管道)使用了这种保温材料;保温材料的安装形式(装入小袋还是直接用带子捆绑);保温材料的检查记录 (如果能够获得);可能引起保温材料变化的设计变更。(2)安全壳内使用的涂层材料记录:使用了何种油漆、涂层材料;哪些地方使用了这种材料;涂层材料的质量保证规程、使用说明书以及监督检查记录;对购买的设备使用什么样的涂层材料以及曾经使用过涂层材料的资料;如果电厂使用了“未经鉴定”的涂层材料，应取得使用情况的说明。(3)外部物质排除程序:取得并审查电厂的异物质排除程序，包括核清洁程序，在程序中识别特殊物质和确定可能异物。

2.3 选择进行详细踏勘的区域

对安全壳内某些限制区域进行详细的踏勘是有可能实现的。可以通过下列方法以便在安全壳内进行详细踏勘并找到这些区域:(1)找到那些需要地坑再循环的设计基准瞬态。根据电厂设计不同，设计基准瞬态也可能需要从安全壳地坑的再循环，特别是需要安全壳喷淋启动的假想二回路系统破口事故，而不是通常的一回路LOCA。(2)对于第一步确定的瞬态识别其潜在的破口位置。(3)为了详细检查，基于适当的由于喷射造成的影响区域 (美国核管会推荐的是L=12D的球体区域，D是破口直径，L是以破口位置为球心的球的半径)以及假定破口位置直线距离上的障碍物 (这些障碍物仅考虑坚固的和大的结构，这些结构将阻碍或改变由破口中产生的喷射流或压力波的方向)，识别安全壳内的这些区域。(4)识别那些特殊的需要另外的检查和物质定量化的环境和区域。(5)制定一项计划，对二次破坏 (如喷淋和浸没)的影响进行检查。

一旦计划制定完成，所有在影响区域内的保温材料、油漆、涂层材料以及异物都应详细地进行检查。至于其他的安全壳区域需要更多的一般性检查以确保在详细检查区域之外的其他部分的保温材料不会被安全壳喷淋或浸没直接破坏。

2.4 踏勘需要准备的东西

需要准备一些物品用来保证现场踏勘活动的顺利进行，它们包括:用来标示的安全壳内布置地形图、用来标示的管线等距图、工艺流程图表、辐射防护分区图、合适的脚手架和梯子、皮尺、确定绝缘材料层厚度的测量探针、合适的手电筒或高亮度光源、数码相机和摄像机、无损磁力测微计 (测量铁类金属的油漆涂层厚度)、取样包 (用以收集保温材料样品、掉落的油漆涂层材料和其他感兴趣的物质)、取样刀、记号笔。

2.5 踏勘的时机选择

应在停堆换料重新起堆之前并且安全壳内建筑物已经经过核清洁之后进行踏勘，这样可以确保因为换料被临时带入安全壳内的异物已经被移出。

3 现场踏勘

在现场踏勘活动中，应详细的寻找并记录:保温材料的位置和数量，“未经鉴定”的油漆涂层材料的数量和位置，异物的数量和位置以及其他一些需要现场踏勘并记录的信息。

3.1 保温材料

在NRC发布的通用安全问题GSI-191《碎片堆积对于PWR地坑性能影响的评估》报告中认为安全壳内保温材料，特别是纤维状的物质，如玻璃纤维保温层，过滤媒质，防火屏障材料以及含有纤维的电缆绝缘等，是造成地坑滤网堵塞的潜在碎片源。现场踏勘对核实核电厂实际情况与已有的设计文件之间符合性非常有意义。保温材料可能会在电厂运行过程中因为管道更换以及焊缝检查等而发生变化，这样使得目前使用的保温材料可能与电厂初始设计时使用的不完全一致。踏勘工作需要在熟悉设备隔热保温材料的安装以及在负责ECCS系统的工程师指导下进行。

踏勘所有管道、设备、构筑物、贯穿件和防火屏障，同时测量已安装的隔热保温材料。压水堆核电厂安全壳内使用的保温材料一般有几种 (表1)，虽然列出的不是全部在安全壳内使用的保温隔热产品，但它们可以作为在踏勘中要寻找保温产品的例证。

表1 压水堆安全壳内通常使用的隔热保温产品

踏勘工作应首先从主系统开始，然后延伸至其他管道、设备、留在安全壳内的临时性设备、在支吊架或生物屏蔽墙内的构筑物和贯穿件 (它们可能被假定的高能管道破口影响并进而影响安全壳地坑的再循环)。为了更完整地完成踏勘，所有在支吊架或生物屏蔽墙内的，以及潜在的由于支吊架或生物屏蔽墙开孔可能造成影响的主系统部件和管线都应调查勘定。

同时，其他可能采用了纤维状物质的部件也应进行踏勘。例如，所有包覆隔热层的设备、贯穿件隔热层、防火屏障、通风系统中空气清洁过滤接触媒、电缆架以及安全壳内的电缆。

针对具体核电厂的现场踏勘应详细地记录每一种隔热保温材料的信息，包括识别从一种保温材料到另一种保温材料的转换 (如某管道上临时使用的垫子而不是原来使用的含纤维的NUKON或Transco保温层等)。现场踏勘的记录应包括以下信息:管子数量、安全壳内系统结构和设备(包括蒸汽发生器管线管道防甩装置、供热通风管道风机支撑结构、防火屏障贯穿件阀体、压力容器上封头电缆架等)的保温材料类型、位置及数量。保温材料厚度、管道尺寸、保温材料长度(如果有宽度也应记录)、捆扎带、套筒以及包装方式等、套筒建造安装的详细资料 (点焊或者预应力套筒)、套筒或者包装的一般情况、捆绑保温材料的方法以及捆绑带的数量、其他关于保温材料类型和安装的信息。

核电厂应基于假定破口位置以及可能阻挡破口喷射的影响和压力波的障碍物位置，评估在踏勘时应包括的系统、构筑物和设备。这些障碍物应足够大和坚固，并能够阻碍来自假定破口位置喷射或改变压力波的方向。它们 (如墙体等)应该被识别并记录。如果保温层是金属反射层 (RMI)，同样也要记录这种保温材料层是铝或者是不锈钢。

作为最低要求文档应包括:标示着不同保温材料类型的流程图或者包含上述信息的电子表格。安全壳内留下的临时设备的位置也应在图中标示出。另外，使用数码像机拍摄的隔热层、包套、保护层以及包套或保护层如何在管道上安装的静止图像或数码照片对将来的参考都是很有帮助的。

控制和记录核电厂安全壳内不同类型隔热材料使用和位置的规程也可作为一项可选的或补充的支持评估潜在地坑碎片源的信息来源。

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3.2 油漆涂层材料

在GSI-191中，NRC认为安全壳内的涂层材料是潜在的碎片源之一。踏勘的重点是区分安全壳内可能在正常或事故工况下脱落的油漆涂层材料。需要注意的是为了使分析结果更保守，安全壳内处于假定LOCA事故破坏区域内(ZOD)的所有涂层材料 (可接受的、经设计基准事故(DBA)鉴定的或是其他的)都应作为失效来处理。

除了位于破坏区的这些涂层材料以外，使用“可接受的”或是“经DBA鉴定的”涂层材料的压水堆，通常认为这些涂层材料不会显著增加可能在正常或事故情况下运行时产生的涂层材料碎片。相反的，所有的没有被区分为“可接受的”或“经DBA鉴定的”涂层材料，或者，虽然涂层材料原先使用的是“可接受的”或“经DBA鉴定的”，但是当观察到这些涂层材料存在降级时，则尽可能地考虑他们作为导致安全壳地坑内再循环的设计基准事故中可能的碎片源。

踏勘活动应在涂层材料专家或者熟悉安全壳内涂层材料的使用和维护方面的人士指导下进行。表2列举了一些压水堆安全壳内常用的一些“可接受的”和“经DBA鉴定的”涂层材料。

表2 压水堆安全壳内通常使用的典型的涂层材料

使用涂层材料但不是“可接受的”或“经DBA鉴定的”系统、部件和构筑物一般有:安注箱、反应堆冷却剂系统支撑、操作吊车、阀门、电气柜、反应堆冷却剂泵、传感器、地震台架及支柱、反应堆内部环吊、封头环吊、传送器及仪表、热交换器支撑、反应堆冷却剂泵电动机及支架和固定架。

涂层材料的踏勘应包括全面的安全壳容积，并不能局限于支吊架墙体或者可能不能被隔离的主系统破口影响的区域，因为颗粒状碎片可能由暴露在事故后环境条件下的“非经鉴定”涂层材料产生。

配合安全壳布置图的使用，安全壳内踏勘活动要记录下“经鉴定的”或“可接受的”涂层材料，以及“不合格的”或“非经鉴定的”涂层材料。

关于安全相关的涂层材料，应记录在定义的关于安全壳地坑事故影响区域 (ZOI)的涂层材料层的类型。如果在这些区域使用多个安全相关的涂层材层，可以在整个定义的ZOD区域假设使用的是最轻的那层涂层材料 (或者另外记录下所有能够获得的每层涂层材料)，其他应该尽可能获得的数据是这些安全相关的涂层材料每层各自的厚度。关于不合格的涂层材料，应尽可能记录下涂层材料的类型(如醇酸磁漆或环氧漆)、大约的区域和厚度。

3.3 异物

遗留在安全壳内的异物在事故后可能变成可移动的，从而加大地坑滤网处的碎片量。因此，在安全壳踏勘中，鉴别潜在的可能会随着LOCA或安全壳喷淋系统冲刷而传送到安全壳地坑的异物是十分重要的。

踏勘应在熟悉安全壳内清洁程序的或在换料大修时在清洁活动负责人的指导下进行，并且让安全壳异物排除程序的实施负责人以及相关系统工程师审评踏勘计划和结果。下面列出的许多安全壳内异物已经被目前的电厂清洁程序或者异物排除程序移走。如果踏勘活动中依然存在其中的一些异物，建议在目前的核电厂清洁程序或异物排除程序里添加相应的内容从而使之完善，以尽可能减少遗留在安全壳内的异物。在安全壳内异物踏勘中需要确认的异物包括:带子、设备标签、建筑和维修碎屑、临时设备、污垢，灰尘和碎布片等。

灰尘、污垢和碎布片以及安全壳内的其他碎片源和纤维状物质，都应在评估事故后地坑性能时考虑。收集关于污垢、灰尘和碎布片的信息是为了定量的评价这些碎片源。为了评价这些物质的数量，直接测算这些碎片源的数量是困难的而且也不现实，可以采用下述方法对这类碎片进行定量。

寻找并记录 (通过笔记或者拍照)安全壳内污垢、灰尘和碎布片的累积区域，这些区域的异物一般多于安全壳内发现此类物质的一般区域。也就是说，寻找这些碎片累计的富集区域。发现这种累积碎片后，确定并记录这种异物累积的自然状态 (是污垢、碎布片、沙砾、沙子或是几种物质的组合等)。

用塑料袋收集并标示这些累积碎片的样品，如果可能的话，这些样品日后可以用来评估收集到的污垢和灰尘样品的颗粒组成，尺寸和密度。需要注意的是这些样品可能被沾污，必须按照相应的物理保健程序小心处理。

安全壳内可能遗留的污垢、灰尘和碎布片等物质的位置包括:设备表面、地板凹槽、电缆架以及墙和隔间的边角等处。通常安全壳内踏勘的区域有:可能使用或者遗留上述异物的地方，还有被安全壳内喷淋水影响或者假定的LOCA事故后由于换料水箱的疏排水而导致的事故后淹没的区域。这些区域包括支吊架墙体外侧、楼梯上、设备死角、安全壳内有门槛的地方。在踏勘之后记录下安全壳内外部物质的类型和位置。

可能形成碎片源的异物应通过详细而精确的重量和颗粒尺寸区分，如果可能，这种区分应能达到实际的程度。安全壳内临时性设备的位置和特性也应记录以用来支持带有潜在碎片源(例如:油漆、标签、带子)的设备的评价。实际上，这些外部物质应该在通常的核清洁活动中从安全壳内移走。

3.4 安全壳踏勘中需要注意的其他问题

安全壳踏勘中需要注意由安全壳喷淋产生的碎片源。这是因为有些管道是直接暴露在安全壳喷淋之下的，其保温材料可能会因为老化、降级等原因，在喷淋的作用下而产生碎片。

安全壳内流道的踏勘路线从管道破口泄漏或喷淋处最终到安全壳地坑。在流道的踏勘中，应能识别出堵塞点或滞留区，这些地方可能会因安全壳内碎片的堵塞而造成流体无法正常回流至安全壳地坑。

安全壳地坑滤网的情况可能会影响地坑在再循环运行时的性能，在进行安全壳踏勘时应该确认滤网及地坑的状态与设计符合一致。

4 小结

在进行地坑性能的评估时，应基于现实存在的碎片材料为计算依据。现场踏勘活动是在收集和熟悉电厂与安全壳地坑性能相关的设计简图及执照申请承诺的相关文件基础上进行的。对核电厂踏勘调查主要目的是核实或补充设计及维修文件。不同电厂的踏勘活动范围可能不同，最小的推荐范围是所有电厂在进行电厂踏勘的时候要确认潜在碎片源物质及其数量与电厂目前的设计一致。同样，不同核电厂潜在碎片源的组成亦可能不相同，上述一般压水堆核电厂安全壳内碎片源的通用踏勘方法有些方面可能并不适用于某些特定核电厂，但这并不影响上述方法在具体电厂的应用，具体电厂可以具体分析。

［1］U.S.NRC.Regulatory Guide1.82.Sumps for Emergency Core Cooling and Containment Spray Systems，1974

［2］U.S.NRC.GSI-191 Technical Assessment:Parametric Evaluations for Pressurized Water Reactor Recirculation Sump Performance.NUREG/CR-6762，Vol.1，2002

［3］U.S.NEI02-01 Condition Assessment Guidelines:Debris Sources Inside PWR Containments.Revision 1，September，2002.

The Introduction on Debris Source Walkdowns inside PWR NPP Containments

LIChun，YIYan，LIU Yu，ZHANG Qinghua
(Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China)

Containment sump is the Engineered Safety Features for providing recirculation coolant for core cooling and containment heat removal in the design of PWR NPP after loss of coolant accident.The potential debris inside the containment can result in clogging the containment sump strainer，and the sump performance will degrade.To evaluatewhether the sump could satisfy the design requirements following a loss of coolant accident，the debris type and location should be identified.Debris sourcewalkdowns inside containment is an effectivemethod to search and locate the debris and provides some necessary information for containment sump performance analysis.This paper introduced some guidance for debris source walkdowns inside PWR NPP containment.

containment sump;debris sources;walkdown