福建福清核电厂一期工程乏燃料水池概率安全分析

李 琳

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

福建福清核电厂一期工程乏燃料水池概率安全分析

李 琳

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

以福建福清核电厂一期工程乏燃料水池为研究对象，对可能威胁乏燃料水池安全的内部始发事件进行了概率安全分析。评价了乏燃料水池中燃料元件损坏的风险，并将实施应急补水及液位连续监测这两项设计改进后的定量化结果与改进前的定量化结果进行比较分析。结果表明，改进项的实施明显降低了乏燃料水池燃料元件损坏的风险。

乏燃料水池；概率安全分析；内部始发事件；应急补水；液位连续监测

目前，国内外绝大多数核电厂一级概率安全分析（PSA）均是将分析评价的放射性释放源仅限于反应堆堆芯，认为乏燃料水池等其他场所发生事故的可能性较小或事故的后果不如堆芯熔化严重。但日本福岛核事故的经验教训表明，如果乏燃料水池的水在事故后长时间内不能得到冷却或补充，水的蒸发可能会导致乏燃料元件裸露、过热和损坏。

本工作主要针对电厂运行状态（POS）划分、始发事件分析、事件序列定量化等乏燃料水池PSA要素进行讨论，对于事件序列分析、数据分析等采用与堆芯PSA一致的方法与步骤，成功准则的热工计算、人员可靠性分析等以相关专业提供的计算结果作为输入，建立乏燃料水池PSA模型，定量分析乏燃料水池燃料元件损坏的频率及主要风险贡献因素，在此基础上进一步对增加应急补水管线和液位连续测量装置后的风险进行定量计算和对比。

1 电厂运行状态划分

结合美国核学会（ANS）低功率和停堆PSA方法标准的技术要求［1］，参考福建福清核电厂的技术规范，根据乏燃料水池的余热水平、与其他腔室的连接状态将乏燃料水池的状态划分为2个POS，表1列出POS的划分及相关参数。不同POS下乏燃料水池与其他腔室的连接关系示于图1、2。

表1 POS的划分及相关参数Table 1 Definition and related parameters of plant operational state

图1 POSN下乏燃料水池示意图Fig.1 Schematic of spent fuel pool at POSN

图2 POSR下乏燃料水池示意图Fig.2 Schematic of spent fuel pool at POSR

在换料停堆运行模式下，电厂进行燃料元件转运操作，此时乏燃料水池内的燃料元件数目随换料工作的时间进程不同而有所区别。为便于分析，保守认为一旦进入换料冷停堆工况，所有燃料组件均位于乏燃料水池中。

2 始发事件分析

乏燃料水池的潜在风险主要有两方面：1）丧失冷却能力，乏燃料水池水温持续升高，水池发生沸腾，水池水位由于蒸发而下降，导致乏燃料元件裸露；2）乏燃料水池泄漏，水池水位持续下降，没有补水或补水能力不够导致乏燃料元件裸露。

事故后的缓解措施主要是恢复冷却或进行补水。因此，在分析中将导致乏燃料水池水位下降（超出正常补水能力范围）或冷却手段丧失的事故作为始发事件进行分析。具体始发事件清单列于表2［2-3］。

表2 PSA始发事件列表Table 2 List of PSA initiating event

3 事故序列定量化

本次分析定义燃料损坏状态为：乏燃料水池的水位持续下降，最终乏燃料元件裸露而导致放射性释放。

根据一级内部事件概率安全评价的技术要素及分析方法，选取8组始发事件，建立17棵事件树，其中有99个导致燃料元件损坏的事件序列，177个导致乏燃料水池发生沸腾的事件序列。定量计算得到乏燃料水池总的燃料元件损坏频率（FDF）为2.24×10-7堆-1·年-1，乏燃料水池发生沸腾的频率为7.95×10-4堆-1·年-1，其结果列于表3～5。

表3 不同POS及始发事件下的FDFTable 3 Fuel damage frequency at different POSs and initiating events

表4 支配性序列下的FDFTable 4 FDF of dominant event sequence

表5 导致燃料元件损坏的支配性最小割集Table 5 Dominant minimum cutsets of fuel damage

从始发事件的角度而言，PTR系统大漏是导致燃料元件损坏的最主要因素，约占总燃料元件损坏频率的32.14%。在这种事故情况下，PTR系统无法向乏燃料水池提供冷却，水池水装量也会由于破口的存在而不断流失。另外，丧失厂外电对燃料元件损坏频率的贡献也很大，其中，在POSR下丧失厂外电导致的风险约为1.47×10-8堆-1·年-1。这主要是由于电厂换料大修进展至反应堆换料水池满水开始卸料后，对主变压器和辅助变压器依次隔离，实施检修，隔离时间几乎跨越整个换料停堆运行状态，造成主变压器和辅助变压器试验维修不可用度较高，进而导致丧失厂外电类始发事件的频率较高。

POSN的持续时间远长于POSR，是主要的风险贡献工况。但由于POSR下电厂会进行大量的隔离、检修（如主变压器、辅助变压器的隔离检修，RRI／SEC两列进行隔离、鉴定，应急柴油发电机A／B列实施主隔离等），单位时间内燃料元件的损坏风险远高于POSN下的损坏风险。

乏燃料水池事故后的报警信号不能触发自动动作，主要依靠操纵员手动操作来恢复乏燃料水池的冷却或向乏燃料水池补水，因此，从支配性事件序列和支配性最小割集的结果可看出，在乏燃料水池事故后，人因失误对燃料元件的风险贡献明显增加，支配性事件序列及支配性最小割集中均包含了人员操作失误的贡献。

4 改进项影响分析

4.1 增设应急补水管线

考虑福岛核事故的经验反馈，福建福清核电厂一期工程拟在原有补水措施的基础上再增加1条应急补水管线。即敷设1条从燃料厂房外到乏燃料水池的应急补水管线，燃料厂房外留有标准接管，以便在紧急情况下，使用临时泵或消防车等补水设备为乏燃料水池补水。图3示出应急补水方案流程示意图。

图3 应急补水方案示意图Fig.3 Schematic of emergency makeup

在运行人员无法从PTR系统、核岛除盐水分配（SED）系统或核岛消防（JPI）系统获得应急补水时，采用本方案设置的管道和设备为乏燃料水池补水。

在模型中考虑应急补水措施后，乏燃料水池总FDF为5.88×10-9堆-1·年-1，图4示出考虑应急补水手段前后POS及始发事件下FDF的变化。

图4 POS（a）和始发事件（b）下考虑应急补水的FDF比较Fig.4 Comparison of FDF considering emergency makeup by POS（a）and initiating events（b）

从始发事件角度而言，除大载重下落导致乏燃料水池的结构遭到严重破坏或导致燃料元件变形、损坏的风险［4］未改变外，其他始发事件在考虑应急补水手段后导致的燃料元件损坏频率大幅降低。

在SED系统或JPI系统提供乏燃料水池补水失败的情况下，增加应急补水手段明显降低了事故后燃料元件损坏风险，燃料元件损坏频率由2.24×10-7堆-1·年-1降至5.88× 10-9堆-1·年-1，增加应急补水管线是防止乏燃料水池内燃料元件裸露的一项重要改进项，这对提高乏燃料水池的安全性、降低燃料元件损坏频率具有非常重要的意义。

4.2 增设液位及温度连续测量装置

在福建福清核电厂一期工程PTR系统原有的设计中，对乏燃料水池状态的液位监测设有两个液位开关，信号送至主控室进行高、低液位报警。日本福岛核事故后，为增强对乏燃料水池状态的监测能力，在保持原有测量通道不变的情况下，采用美国FCI公司FCI-CL86连续液位及温度检测仪表（系统），增设液位及温度连续测量装置。

温度、液位报警设置列于表6。

表6 改进后乏燃料水池温度、液位报警设置Table 6 Set of temperature and level for modified spent fuel pool alarm signal

增加液位连续监测装置后，POSR下，一回路发生LOCA导致燃料元件损坏频率由1.22× 10-8堆-1·年-1降至5.70×10-9堆-1·年-1（图5）。

图5 液位连续监测装置对始发事件下FDF变化的比较Fig.5 Comparison of FDF considering modified water temperature／level monitor by initiating events

此外，乏燃料水池原有设计中的液位开关为非安全级设备，无抗震要求，在发生地震等外部灾害的情况下，无法监测乏燃料水池的液位。而增设的液位连续测量装置满足抗震要求，事故后能实时监测乏燃料水池液位，增强了对乏燃料水池状态的监测能力。

这一改进项有助于操纵员及时了解事故进展，实时监测乏燃料水池事故后的状态，特别是在发生地震等外部灾害的情况下对乏燃料水池液位的连续监测，有助于操纵员及时采取补水手段。

5 小结

1）福建福清核电厂一期工程功率运行和停堆工况下一级内部事件PSA的堆芯损坏频率为1.18×10-5堆-1·年-1，乏燃料水池功率运行和停堆工况下一级内部事件PSA的燃料元件损坏频率为2.24×10-7堆-1·年-1，约为堆芯损坏频率的2%，说明乏燃料水池燃料元件损害的风险相较堆芯而言较小。

2）PTR系统大漏和丧失厂外电是主要的风险贡献始发事件，特别是在换料工况下，丧失厂外电导致的风险很大。

3）在实施改进项后，乏燃料水池的风险水平明显降低，增加应急补水管线和液位连续测量装置对提高乏燃料水池的安全性、降低燃料元件损坏频率具有非常重要的意义。

4）由支配性事件序列和最小割集分布可知：人员动作是缓解乏燃料水池事故风险的关键操作，降低人误能有效提高乏燃料水池的安全性。

［1］ ANS.Low-power and shutdown PRA methodology standard draft［S］.USA：ANS，2005.

［2］ NRC.Operating experience feedback report：Assessment of spent fuel cooling，NUREG-1275［R］.USA：NRC，1997.

［3］ NRC.Loss of spent fuel pool cooling PRA：Model and results，INEL-96／0334［R］.USA：NRC，1996.

［4］ NRC.Control of heavy loads at nuclear power plants，NUREG-0612［R］.USA：NRC，1980.

Spent Fuel Pool Probability Safety Assessment of Fujian Fuqing Phase 1 Nuclear Power Plant

LI Lin
（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing100840，China）

Spent fuel pool probability safety assessment（PSA）for Fujian Fuqing Phase 1Nuclear Power Plant was studied.PSA for different internal initiating events to be possible to threaten the safety of spent fuel pool was conducted to evaluate the risk of fuel damage in spent fuel pool.The designs of improvement including emergency makeup and continuous level monitor were also evaluated.The result shows that comparing with traditional design，implementation of the improvement can significantly reduce the fuel damage risk of spent fuel pool.

spent fuel pool；probability safety assessment；internal initiating event；emergency makeup；continuous level monitor

TL334

A

1000-6931（2014）02-0285-06

10.7538／yzk.2014.48.02.0285

2012-11-16；

2013-06-18

李 琳（1985—），女，陕西渭南人，工程师，从事概率安全分析研究