福岛后乏池补水工程的设计与改进

□ 王 超 韩 双 赵自奕

2011年3月11日，日本福岛核电厂突遇里氏7级强烈地震并引发海啸，多个机组的乏燃料水池在相当长的一段时间内暂时失去冷却的能力，并导致乏燃料水池(以下简称乏池)水温异常升高。堆芯和乏池在数次注入海水后产生氢气和氧气，打开排气阀后，氢气和氧气进入反应堆厂房顶部发生爆炸，厂房结构遭到严重损坏，放射性物质大量释放到环境中。

福岛核事故后，国家核安全局会同有关部委对我国正在运行和正在建造的核电厂开展了核安全检查，为了进一步提高我国核电厂的核安全水平，规范各核电厂共性的改进行动，国家核安全局依据检查结果对各核电厂提出改进要求，组织编制了《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》(以下简称《通用技术要求》)，作为核电厂后续改进行动的指导性文件。为了使乏池更加安全，通过增加乏池补水设计，增加了乏池补水的渠道，降低了我国核电站在经受该类突发事件时的风险。本文对福岛后国内核电站乏燃料水池增加补水措施进行了分类，阐述了乏燃料水池增加补水的设计，分析验证了乏燃料水池增加补水管道满足功能要求。

二、乏池补水设计

(一)现行乏池冷却系统。乏燃料水池是电厂乏池冷却系统的一部分，下面简要说明现在我国主要核电厂的乏池冷却系统功能。

1．现役二代堆型。现役二代堆型源自法国，我国多项目在役及在建核电机组采用该堆型。现役二代堆型的乏燃料冷却系统全称为:反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和净化系统。该系统中乏池的主要作用为:一是承载乏燃料水池中的燃料元件，通过泵和换热器导出其剩余释热。二是通过泵和除盐器过滤器净化去除乏燃料水池中的裂变产物和腐蚀产物，限制乏燃料水池的放射性水平，清除乏燃料水池水中的悬浮物，保持水中良好的能见度。三是乏燃料水池充以硼浓度为2100 ppm的硼水，且有足够的水层，为操作人员提供良好的生物防护;四是保证乏燃料处于次临界状态。

2．国外某三代堆型。国外某三代堆型系统，我国“十二五”新建核电厂多采用了该堆型。该三代堆型的乏燃料冷却系统全称为:乏燃料水池冷却系统。该系统中乏池的主要作用为:一是保持乏燃料水池的水位淹没乏燃料格架。二是除盐器净化乏燃料水池的循环水和换料用水，使其放射性水平维持在一个可接受的水平。三是利用从水池吸水，通过换热器然后再返回乏燃料水池的方式排出乏燃料水池中的衰变热。四是使乏燃料水池从沸腾中恢复，在乏燃料水池正常冷却丧失和温度迅速升高(包括水池沸腾)的情况下，该系统能停止水池沸腾并降低水池温度到正常水平。五是净化乏燃料水池的水。

3．我国使用三代堆型。该堆型是前苏联压水动力反应堆的第三代堆型，我国在役在建核电站均有项目采用该堆型。该堆型的乏燃料冷却系统全称为:乏燃料水池冷却系统，其显著的特征是乏燃料水池内置，过滤除盐功能剥离，这种设计使系统大为简化，系统间的协作更为紧密。其乏池相关功能包括:一是导出乏燃料水池内的乏燃料的余热。二是将乏燃料水池的硼酸溶液引入该系统净化。三是必要时保证将乏燃料水池的硼酸溶液引入堆芯捕集器。

4．乏燃料水池安全研究。无论是哪种堆型，其乏池在系统中的主要功能就是承载乏燃料，通过系统导出乏燃料排出的余热，净化水池中的裂变产物和腐蚀产物。假设乏燃料水池发生失去冷却或者发生泄漏事故，那么核电厂的安全将会受到极大的威胁，最终可能导致更加严重的类似福岛核电站的后果。因此，乏池补水的重要性在核电站事故后显得尤为突出。

(二)乏池补水方案设计。上述各种核电站堆型决定了其各自乏池系统的不同，而系统方案设计主要考虑核电站的堆型，以下方案是根据堆型的不同而设计的系统方案。

1．二代核电站堆型。按照原二代机组的设计，在事故工况下，运行人员可以根据情况选择从反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统中的换料水箱、核岛除盐水分配系统或核岛消防系统获得应急补水。考虑到福岛核事故的经验反馈，拟在原有补水措施的基础上再增加一条应急补水管线。该型机组在系统方面补水的设置是相同的，可以从图1上看出，这类机组的补水管线均是由一根室外引入的管线，通过移动式水泵或者消防车将应急水源引入乏池。

2．某前苏联三代核电站。该型核电站有其乏池的特点，即为乏池布置在反应堆厂房的内部，但由于原反应堆厂房结构设计没有合适的备用贯穿件，所以从场外直接引一条管线进到反应堆厂房不现实。从系统功能的角度考虑，在其原乏池及硼酸储罐水净化系统的管道上增加接口是最佳的选择。

图1 乏燃料水池增设应急补水管线方案示意图

3．“十二五”后某新型三代堆型。该项目反应堆厂房内置一个换料水箱，该系统其它设备多按照非抗震的要求设置。为了满足地震后的功能要求，乏池补水考虑的是在补水箱和辅助补水箱两个水箱进行取水对乏池补水，且单独通过外接的一条补水管道进行补水，这些系统管道和设备都是有抗震要求的，选择的这几条途径可以满足在地震的状况下补水管线的可用性。

(三)方案小结。国内各个电站的设计理念有所不同，国内的核电站乏池补水设计各有特点。参考已经实施的在役、在建电站的补水设计以及第三代非能动的设计理念，在后续电站乏池补水应考虑除正常工况下补水外增加两条补水管线:一是非能动补水管线;二是单独布置的系统补水管线。这两条管线的设置既能满足事故后72小时非人员介入时的乏池冷却，也能保证满足单一故障准则的要求。

三、结语

通过对上述国内核电站的乏池补水分析，建立了乏池补水改进的流程和实施办法，明确了乏池补水管道的方案设计，并且在相应的核电厂进行了改造实施，相应乏燃料水池应急补水操作纳入了严重事故管理导则和相关规程，提高了核电站乏燃料水池在事故后的安全性，大大降低了事故后核扩散的风险。