AP1000乏燃料池非能动冷却系统事故后冷却能力分析

苏 夏（上海核工程研究设计院，上海 200233）

AP1000乏燃料池非能动冷却系统事故后冷却能力分析

苏 夏
（上海核工程研究设计院，上海 200233）

AP1000乏燃料池冷却系统采用了先进的非能动设计理念，事故后以池水升温-沸腾的方式带走衰变热，并通过持续的非能动安全补水保证乏燃料安全。对AP1000乏燃料池冷却系统的事故后冷却能力进行分析发现，在核电厂正常换料工况和应急整堆芯卸载工况下，安全水源重力注水能保证事故后72 h内乏燃料安全；在核电厂正常整堆芯换料过程中应等待约56 h，以保证非能动安全壳冷却水箱可为乏燃料池补水，确保堆芯和乏燃料池安全。长期补水可以通过预留的安全接口持续进行。补水手段事故后有效，仅需操纵员有限干预。相对传统乏燃料池冷却系统设计，AP1000能更好地应对冷却丧失的事件。

AP1000；乏燃料池冷却；非能动安全补水；升温-沸腾

核电厂堆芯中的燃料达到燃耗深度之后，自反应堆中卸出移到乏燃料池（SFP）储存。SFP的抗震结构设计可以确保水池完整性和燃料安全；覆盖乏燃料的池水深度为工作人员提供足够的辐射防护；燃料格架的设计和可溶毒物（硼）可以保证乏燃料的次临界安全；乏燃料池冷却和净化系统（SFS）为乏燃料池水提供足够的冷却，带走衰变热。

福岛核事故之后，乏燃料池冷却和长期补水问题受到广泛关注。AP1000是目前国际上最先进的、安全的第三代核电技术，其SFS系统采用了先进的非能动设计理念来实现事故后冷却。文章将基于AP1000 SFS的非能动设计特点，从冷却能力、水源分配、长期冷却和补水有效性等几个方面详细分析AP1000乏燃料池的事故后冷却能力及其应对措施，并比较分析在福岛核事故下AP1000相对于二代核电站SFS的优越性。

1 AP1000 SFS系统冷却能力分析

AP1000 SFS系统采用了先进的非能动设计理念：SFP正常冷却通过非安全级的能动设施（冷却泵以及热交换器）来实现，全厂断电或地震等事故后的冷却则通过池水升温、蒸发、沸腾的形式带走衰变热，并通过持续72 h的非能动安全补水保证乏燃料覆盖。

1.1 乏燃料的正常冷却[1]

AP1000乏燃料池冷却系统由两条机械系列组成，每一个系列包括一台冷却泵、一台热交换器，两个设备系列共用进、出口总管。典型的核电厂换料工况下，两条冷却系列均投入运行，可以将池水温度限制在50 ℃之下；在应急整堆芯卸载的紧急工况下，余热排出系统（RNS）的一个系列也要投入运行，保证池水温度低于60 ℃。

乏燃料池正常冷却期间，非安全级的液位监测仪表可以保证乏燃料活性区之上的水深大于等于3 m，为人员提供辐射防护。

通常，AP1000乏燃料池水维持约2 700 ppm（1 ppm=10-6）的硼浓度，保证足够的次临界裕度。

1.2 乏燃料的事故后冷却[2]

在全厂断电或地震等事故工况下，乏燃料池正常能动冷却将长期失效，池水会和组件升温到饱和状态，然后开始沸腾。水位会由于沸腾蒸发逐渐下降。SFS设有直流电源供电的1E级、抗震液位监测仪表，在主控室发出低液位报警，提醒操作员为SFP补水。

SFP池水升温到饱和状态所需的时间t用式（1）计算：

式中：M为SFP总有效水量，kg；HS为池水饱和状态焓值，J/kg；H0为池水初始焓值，J/kg；Q(t)为t时间内乏燃料池中累积的衰变热，J。

SFP开始沸腾后，其沸腾蒸发速率f(m3/h)可用式（2）计算：

式中：q为时均衰变热功率，W；Qs为池水蒸发潜热，J/kg；为池水密度（饱和状态），kg/m3。

沸腾情况下的补水速率至少应等于蒸发速率，才能维持池水液位，保证乏燃料不裸露。

根据式（1）和式（2），可以计算出事故工况下冷却乏燃料对安全水源的补水流量和总量要求。AP1000核电厂的设计中，安全水源包括非能动安全壳冷却水箱（PCCWST）、乏燃料池（SFP）、冲洗池（CWP）和装料池（CLP）；事故后这些水源以非能动重力注水方式为乏燃料池提供补水冷却，能保证事故后72 h的乏燃料安全。

其中PCCWST是AP1000非能动安全壳冷却系统（PCS）中的冷却水箱，在AP1000设计基准事故工况下，PCCWST必须向安全壳穹顶非能动重力疏水，湿洒安全壳外壁面，将安全壳内部热量带出，保证安全壳完整性。电站正常运行期间，PCCWST需为安全壳冷却备用。PCCWST位于安全壳上部。

需注意在AP1000设计中，事故后乏燃料池水沸腾是带走衰变热的设计冷却方式，允许水位下降到燃料格架顶部之上的位置。由于池水不断沸腾蒸发，在燃料操作区域产生蒸汽和放射性污染，要控制该区域不允许人员进入。

（1) 事故后72 h内的乏燃料冷却

工况1：正常换料完成后立即发生事故

AP1000核电站设计每隔18个月进行一次正常换料，每次换料仅需卸载部分（44%）堆芯燃料。燃料卸载到乏燃料池之后，池中的衰变热达到峰值7.2 MW，其中有1.73 MW是核电厂历史运行中卸出乏燃料产生的衰变热。随后衰变热随着储存时间逐渐递减。

假设核电厂完成正常换料之后立即发生事故，SFS正常冷却失效，乏燃料池水将在事故发生之后6.9 h池水开始沸腾，液位逐渐下降。需将装料池（CLP）和冲洗池（CWP）与乏燃料池（SFP）连通，为SFP重力补水。随后3个池水液位同步下降，经过计算可知，事故后第72小时，乏燃料上方的水深可以维持在0.5 m。

结论：正常换料情况下，只要池中的衰变热小于等于7.2 MW，装料池和冲洗池中的安全水源能在72 h内维持乏燃料被水覆盖，无需PCCWST投入。

工况 2：应急整堆芯卸载后立即发生事故

核电厂乏燃料池冷却能力设计中，还需考虑应急整堆芯卸载的保守工况：假设核电厂已完成一次正常换料（44%换料）并恢复功率运行，此时又发生紧急状况，需要卸出一个完整的堆芯储存在乏燃料池中。这种情况下，池中的衰变热峰值将达到17 MW。此工况对冷却能力和补水能力的要求最苛刻。

假设在应急整堆芯卸载之后立即发生事故，SFS正常冷却失效，乏燃料池水将在事故发生之后2.3 h开始沸腾，液位逐渐下降。操纵员需要在2 h内手动将冲洗池和装料池投入运行，为SFP重力补水。经过计算可知，乏燃料池水将在第31小时下降到燃料格架顶部，随后要求PCCWST投入使用，为SFP重力注水。

应急整堆芯卸载完成后，堆芯中的全部燃料都已移到乏燃料池中，安全壳内无衰变热源，无需进行安全壳冷却，此时PCCWST可全部用于SFP冷却。操纵员应手动打开PCS到SFP的重力注射管线上的隔离阀，建立补水通道；并将补水流量调节到与沸腾蒸发速率相当的水平，既可以维持池水始终覆盖乏燃料，又可以避免过量补水从SFP相连管道的破口流失。

经过计算，要求PCCWST峰值补水流量达到27 m3/h,随后补水需求随时间逐渐降低。PCCWST的储量约2 940 m3，能保证至少72 h的乏燃料冷却。

结论：应急整堆芯卸载工况下，装料池、冲洗池和PCCWST中的安全水源能在至少72 h内维持乏燃料被水覆盖，保证安全。

（2) 事故后72 h～7 d的冷却

如果在DBA之后72 h～7 d内，需要的补水超出安全水源的能力，则由非能动安全壳冷却辅助水箱（PCCAWST）通过PCS的再循环泵为SFP补水，维持水位始终覆盖乏燃料。补水流量可以通过阀门调节，与衰变热变化匹配。

（3) 事故后长期冷却

考虑到如果有类似福岛核事故的影响，事故7 d后的SFP的长期冷却需要借助其他厂内水源、厂外水源或者移动水源（消防水车），使用临时的移动泵，通过PCS系统的安全抗震补水接口和安全级管线输送到SFP。

1.3 PCCWST用于SFP补水的有效性

AP1000非能动安全壳冷却系统PCS在核电厂设计基准事故后要投入运行，将热量从安全壳大气传递到环境，防止安全壳因超温/超压造成失效，保证安全壳完整性。反应堆停堆后，安全壳内的热量（反应堆衰变热）不大于6 MW时，PCS仅通过空气自然对流冷却就可以带走热量，位于安全壳上方的PCCWST无需为安全壳冷却备用，可完全用于SFP补水冷却。当反应堆衰变热大于6 MW时，PCCWST中的水依靠重力流向安全壳，湿洒安全壳表面，靠蒸发、对流、热传导和热辐射的冷却方式带走安全壳内的热量。AP1000 PCS在事故后72 h内不需要任何操纵员干预，此时PCCWST中的水不能用于SFP冷却。

AP1000核电站堆芯中有157个燃料组件，停堆120 h后开始换料操作，此时整堆芯衰变热为13.14 MW。

考虑到核电厂实际换料时，往往采取整堆芯卸载、整堆芯回装的方式。因此需要对整堆芯卸料过程中衰变热在安全壳和乏燃料池之间的分配情况进行分析，验证PCCWST用于SFP补水的有效性。

13.14 MW－安全壳中的热量+1.73 MW=乏燃料池中的总衰变热 （3）

其中，1.73 MW是电厂历史运行中卸出乏燃料产生的衰变热。

根据1.2节的分析，只要卸载到乏燃料池中的堆芯燃料比例不超过44%，即SFP中的总衰变热不大于7.2 MW，即使发生事故导致乏燃料池丧失冷却，使用装料池和冲洗池中的水源就能满足事故后72 h冷却要求，无需PCCWST投入。

根据式（3），此时安全壳内热量=13.14 MW－7.2 MW+1.73 MW=7.67 MW＞6 MW。

PCCWST必须完全地为事故后安全壳72 h冷却备用。

上述结果意味着：假如在堆芯卸载比例超过44%之后发生了事故，导致SFP冷却丧失，此时SFP中的衰变热大于7.2 MW，72 h内需要PCCWST投入补水；但安全壳中的热量仍大于6 MW，PCCWST必须完全地为事故后安全壳72 h冷却备用，以满足AP1000 PCS事故后72 h不干预的原则。

为了防止这种情况的发生，要求卸料比例达到44%时等待一段时间，等待时间t的分析过程如下所示：

1）每次从堆芯卸出的单个燃料组件的衰变热约为0.8 MW。

2）由图1可知，保守考虑以停堆120 h的时间点为起点，SFP中的衰变热随等待时间逐渐降低。每降低0.8 MW则意味着操纵员可以从堆芯中再卸出一根燃料组件到乏燃料池。SFP衰变热每降低0.8 MW的时间间隔如图1所示。

3）堆芯中燃料产生的衰变热曲线如图1所示。每一个燃料组件从堆芯中移出将使堆芯衰变热阶跃降低0.8 MW。

4）如此操作，在停堆176 h时，堆芯中的衰变热将下降到6.08 MW，操纵员可以开始从堆芯中持续卸料，安全壳中的热量不会超过6 MW。即使在卸料过程中发生事故，乏燃料能动冷却丧失；PCCWST可在72 h内投入，为乏燃料池补水。

工况3：核电厂正常整堆芯换料过程中发生事故

基于上述分析，为保证乏燃料池的72 h安全冷却，核电厂整堆芯换料过程中，堆芯卸料比例达到44%之后需要等待约56 h，等待过程中可以每隔一段时间（见图1）从安全壳中卸出一个燃料组件，直到第176小时。176 h之后，即使发生事故导致乏燃料冷却丧失，PCCWST中的水可在72 h内投入，为SFP补水。因此，核电厂可以继续完成整堆芯卸料。

56 h是基于保守数据估算，在实际的电厂运行中，安全水源装料池和冲洗池中的水位比计算使用的水位更高，操纵员在合适的时候将补水水源投入运行，能为SFP带走更多衰变热，因此实际的等待时间将更短。

图1 堆芯衰变热变化曲线Fig.1 Curve of decay heat in the reactor core

2 补水措施有效性分析

2.1 补水手段有效性

在如果有类似福岛核事故的情况下，AP1000有以下设计特点，可以确保乏燃料池补水的有效性：

1) AP1000乏燃料池冷却的安全功能是通过池水升温和沸腾来实现的。

2) 乏燃料池SFP、装料池CLP、冲洗池CWP以及非能动安全壳冷却水箱PCCWST均为抗震I类，SSE地震事故下，安全水源有效。

3) 核电厂技术规格书保证上述安全水源的规定水量。

4) 冲洗池和装料池向SFP的安全补水是通过管道重力注水实现的，相关管线和手动阀门均为安全抗震设计。

5) PCCWST向SFP的补水是重力注水，相关管线、手动阀门均为安全抗震设计。

6) 在事故最初的2 h内，操纵员可以手动使装料池闸门密封失效，将装料池和乏燃料池连通。

7) 在事故最初的2 h内，操作员可以手动打开相关补水阀门，冲洗池中的水重力注入乏燃料池中。

8) 在事故8 h内，操作员可以手动打开PCS补水阀门，PCCWST为乏燃料池重力补水。

9) PCCWST补水流量可调节，避免过度补水引起的水量流失。

2.2 硼稀释影响

AP1000的乏燃料池正常硼浓度为2 700 ppm，允许的最低硼浓度为800 ppm，在允许硼浓度下，所有异常或事故工况都能保证足够的次临界裕度，维持k有效增值系数小于0.95。

福岛事件之后，补水作为乏燃料池冷却的首选方式，可能产生硼稀释。AP1000的乏燃料池设有1E级、抗震I类、直流电源供电的液位指示仪表，仪表范围可以从燃料格架顶部测量到近乏燃料池顶部。事故后补水运行时，操纵员可以根据液位仪表的指示，手动调节PCS补水流量，避免过度补水引起的水量流失和可溶硼流失。可以避免硼稀释影响。

2.3 辐射屏蔽[2]

AP1000 SFS设计不同于传统核电厂，事故后冷却是通过持续的非能动安全补水—池水升温、沸腾的形式带走衰变热。允许液位下降到燃料格架顶部之上，保证乏燃料覆盖即可。

在事故初期，SFP尚未沸腾，补水管道阀门所在的房间仍然可以进入，操纵员可以按要求进行操作，手动连通装料池CWP、冲洗池CLP和PCCWST水源，为SFP补水。

事故后长期运行时，燃料操作区域由于池水升温沸腾而充满了水蒸气，禁止人员进出该区域，也不需要人员进入操作。

3 超设计基准事故后冷却[2]

考虑超设计基准事故下SFP万一排空，乏燃料裸露在空气中，燃料元件的温度在衰变热的作用下逐渐升高，直至发生锆水反应，产生氢气。

除了前面所述的补水冷却措施，AP1000 SFS还设置了喷淋子系统，应对这种超设计基准事故。在乏燃料池的东、西两侧墙上分别安装16个喷嘴，分别使用非能动安全壳冷却水箱和消防系统的水源，为SFP喷淋补水；单侧管嘴数量和分布的设计可以为SFP的主要区域提供足够的冷却水，带走燃料的衰变热。

4 相对传统设计的优势

传统SFS系统是安全有关系统，设有两条冷却序列，每个序列包含一台泵和一台热交换器。两个序列互为备用，正常换料工况下可以保证池水温度小于等于50 ℃。传统核电厂设计中，乏燃料池的冷却有效性依赖于电源有效性，发生事故后如果电源不能及时恢复，将导致乏燃料裸露。在如果有类似福岛事故的情况下，无法保障乏燃料安全。

AP1000 SFS采用非能动重力补水的方式冷却乏燃料，安全水源能保证事故后72 h冷却，将液位始终维持在燃料格架顶部之上，确保乏燃料安全，为核电厂应急或人员响应留出足够的时间。非能动补水不依赖电源有效性。系统还为事故后长期补水留有接口。AP1000还为应对引起池水排空的超设计基准事故设置了喷淋系统，保证燃料安全。

综上所述，AP1000的乏燃料池非能动冷却系统在安全性、经济性、冗余性、灵活性等方面均有较大的优势。

[1] 孙汉虹，等. 第三代核电技术AP1000 [M]. 北京：中国电力出版社，2010.（SUN Han-hong, et al. AP1000 Gen III Nuclear Power Technology[M]. Beijing: China Electric Power Press, 2010.）

[2] AP1000设计控制文件（DCD Tier 2 chapter 9）.（AP1000 Design Control Document (DCD Tier 2 Chapter 9).）

Post-accident Cooling Capacity Analysis of the AP1000 Passive Spent Fuel Pool Cooling System

SU Xia
（Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute, Shanghai 200233, China）

The passive design is used in AP1000 spent fuel pool cooling system. The decay heat of the spent fuel is removed by heating-boiling method, and makeup water is provided passively and continuously to ensure the safety of the spent fuel. Based on the analysis of the post-accident cooling capacity of the spent fuel cooling system, it is found that post-accident first 72-hour cooling under normal refueling condition and emergency full-core offload condition can be maintained by passive makeup from safety water source; 56 hours have to be waited under full core refueling condition to ensure the safety of the core and the spent fuel pool. Long-term cooling could be conducted through reserved safety interface. Makeup measure is available after accident and limited operation is needed. Makeup under control could maintain the spent fuel at sub-critical condition. Compared with traditional spent fuel pool cooling system design, the AP1000 design respond more effectively to LOCA accidents.

AP1000；spent fuel pool cooling；passive and safety makeup；heating-boiling

TL36 Article character: A Article ID: 1674-1617(2013)02-0124-05

TL36

A

1674-1617(2013)02-0124-05

2012-11-27

苏 夏（1981—），女，山西交城人，硕士，工程师，从事核电站核岛工艺系统方面的工作。