压水堆核电厂内部水淹危害性分析方法初步探索

郭丁情

（深圳中广核工程设计有限公司，广东深圳518026）

内部水淹是威胁核电厂安全的风险源之一。历史上曾多次发生核电厂内部水淹事件，其中包括1992年秦山核电厂的换料水箱失水事件和1998年华盛顿核电厂2号机组内部水淹事件等。

根据《核动力厂设计安全规定》（HAF 102—2004）要求，核电厂设计中要考虑内部水淹，“必须提供适当的预防和缓解措施，以保证核安全不受到损害。”《核动力厂安全评价与验证》（HAD102／17—2006）中也明确要求核电厂安全分析的始发事件包括内部水淹。

本文首先根据国内外核电厂内部水淹防护设计的标准及实践，对内部水淹危害性分析方法进行初步探讨及归纳，接着以国内百万千瓦级压水堆核电厂典型房间（K216装卸区）为对象，进行水淹危害性分析，并给出分析结果及结论。国内核电厂在工程上尚无全面的内部水淹危害性分析实践，本文初步探讨的典型房间（K216装卸区）的水淹危害性分析方法具有工程实践的参考意义，可推广至核电厂全范围的内部水淹分析，并且，对于核电厂内部水淹概率安全评价也具有参考意义。

1 方法概要

根据国内外核电厂内部水淹防护设计的标准［4，5］及实践，对内部水淹危害性分析方法进行探讨及归纳后，建立下述两个简要的逻辑图以表示核电厂内部水淹危害性的分析过程。

图1 水淹危害性分析逻辑图（源方法）Fig.1 Logic of the internal flooding hazard analysis（source analysis method）

第一种方法，如图1所示，从已确定的水淹源开始（例如某一区域的假想管道破裂或防火喷淋），确定对防淹构筑物、系统和部件的影响；第二种方法，如图2所示，则是从确定的一个防淹物项（安全设备）开始，分析任何假想水淹源引起的可能后果。

图2 水淹危害性分析逻辑图（设备分析方法）Fig.2 Logic of the internal flooding hazard analysis（equipment analysis method）

本文分析参照第一种分析方法，其主要步骤包括：

（1）识别可能的水淹源和水淹路径；

（2）识别可能受影响的安全设备（安全设备是指事故中起到缓解功能的设备）；

（3）分析水淹防护措施；

（4）评价安全设备是否受到水淹影响，是否失效及其影响（包括设备由于淹没引起性能劣化）。

2 典型房间的水淹危害性分析

2.1 分析假设及输入

2.1.1 分析假设

本文研究目的是对国内百万千瓦级核电厂内部水淹危害性分析方法进行探索，并考虑所选取房间内需具备多个水淹源，管道种类多、尺寸、压力等参数范围分布广，且布置有安全功能的设备，因此，选取国内已有的百万千瓦级压水堆核电厂的某特定房间（K216装卸区）作为分析对象。

根据国外核电厂内部水淹危害性分析实践以及相关的国内外技术标准规范，本分析具体假设如下：

（1）管道的故障模式（泄露或破裂）如表1所示。

表1 管道故障（泄漏或破裂）模式Table 1 Failure modes of pipe breakage or leakage

（2）对于低能管道产生的水淹，只考虑公称直径大于25mm（约为1英寸）的管道。

（3）管道破裂导致的水淹量，计算破口隔离前泄露的水淹量。

（4）若管道存在破裂的故障模式，则保守地假设管道发生双端剪切断裂，水淹流量的计算采用以下公式，即：

其中：S为管道横截面面积（内径对应的横截面），m2；

g为重力加速度，9.8m2／s；

h为压头；

m为水柱。

（5）若管道仅存在泄漏的故障模式，则采用以下的水淹流量的计算公式，即：

其中：

0.62为流量丧失因子，无量纲；

ND为管道名义直径，m；

e为管道厚度，m。

（6）公式（1）和（2）计算关系式成立的假设是管道破口的压力维持和管道破裂前相同。

（7）假设管道破裂后具有功能监测（Function detection），并据此假设，本分析涉及的管道破口流体泄漏的持续时间为1h（即1h内能有效隔离破口）。

（8）假设防火门、屏蔽门、水密封门均能够阻挡水的漫延。

（9）计算房间水淹高度时，房间内水淹面积为房间面积减去设备的占地面积。

2.1.2 分析输入

本分析输入大致可以分为以下几类：

（1）K216房间内的管道清单（包括管道内介质类别、温度、压力参数等）

经统计，K216房间内有43段管道，表2给出其中的两段管道及其参数，作为示例。

表2 K216房间内管道清单示例Table 2 Examples of pipes in room K216

（2）K216房间及其相邻房间面积及房门类型

K216相邻房间信息可见图3。

K216房间及相邻房间面积可见表3。

K216附近房间与房间之间门的类型信息汇总于表4。

（3）K216及其相邻房间内设备及其基础高度和占地面积

K216房间水淹可能影响的房间及设备信息汇总于表5。

图3 K216房间及相邻房间信息Fig.3 Layout of K216and its adjacent rooms

表3 K216房间及相邻房间面积Table 3 Areas of K216and its adjacent rooms

表4 房间与房间之间门的类型Table 4 Door types of K216and its adjacent rooms

表5 K216房间水淹可能影响的房间及设备信息Table 5 Equipment possibly affected by the flooding in K216

续表

（4）K216及其相邻房间内的水淹防护措施

在K216和K210房间内共设有3个排水管径为150mm的地漏，参考建筑给水排水设计规范（GB 50015—2003），对于不通气的排水立管，150mm管径的排水能力为7L／s，即25.2m3／h，房间总共排水能力为75.6m3／h（25.2×3=75.6m3／h）。

2.2 分析过程

2.2.1 水淹源项的识别与分析

（1）水淹源项

根据2.1.1分析假设及2.1.2分析输入，采用公式（1）和（2）分别对K216房间内的43段管道破裂或泄漏的水淹量计算计算，计算结果显示：K216房间内管道可能产生水淹流量，其最大的水淹流量为62.6m3／h，并根据“管道破口流体泄露的持续时间为1h”的假设条件，则其产生的水淹总量为62.6m3。

（2）水淹路径

水淹源发生在K216房间内，根据表4“K216及相邻房间的房门类型”及“防火门、屏蔽门、水密封门能够阻挡水的漫延的假设”，水淹仅能在K216、K210和K212房间内漫延，即水淹从K216漫延至K212和K210房间。

（3）水淹面积

根据在K216房间内发生水淹后的漫延路径，以及表3给出的K216及相邻房间的面积，可以得到在不考虑设备占地面积条件下的水淹面积为：

若考虑K216房间及其相邻房间内设备的占地面积，则考虑设备占地面积条件下的水淹面积约为371m2。

2.2.2 可能危及的安全设备分析

对表5“K216房间水淹可能影响的房间及设备信息”进行筛选分析，即可得到水淹可能危及到的安全设备，如表6所示。

表6 K216房间水淹可能危及安全设备清单Table 6 Safety equipment possibly affected by the flooding in K216

2.3 分析结果

根据2.2节分析，结果表明：

1）在不考虑水淹防护措施的情况下，K216房间内可能的最大水淹总量为62.6m3，最大水淹高度169mm，而K216房间内安全设备的高度分别为110mm和150mm（参见表6），因此，对该房间内的安全设备构成威胁；

2）若考虑该房间的水淹防护措施，即考虑房间内地漏的排水功能（75.6m3／h的排水能力），则K216内的水淹不会对安全设备造成危害。

3 结论

通过对国内百万千瓦级压水堆核电厂典型房间（K216装卸区）内的水淹危害性分析，分析结果及其意义如下：

（1）K216房间内的水淹源不会对核电厂的安全设备构成威胁，因此，不会对核电厂的安全构成威胁；

（2）国内核电厂在工程上尚无全面的内部水淹危害性分析实践，本文初步探讨的典型房间（K216装卸区）的水淹危害性分析方法具有工程实践的参考意义，可推广至核电厂全范围的内部水淹分析；此方法对于核电厂内部水淹概率安全评价同样具有参考意义；

（3）本文探讨的水淹危害性分析方法在分析假设上具有一定的保守性，但较为简便，易于工程上实践。

［1］ ELECTRICTE DE FRANCE，FRAMATOME.RCC-P 900PWR，Design and Construction Rules for System Design of 900MWe PWR Nuclear Power Plants（Rev.4（Sept.1991）Modified 1995）［S］.France：1995.

［2］ 黄卫刚，杨志超，戴忠华，等.水淹厂房的风险分析［J］.水电和新能源，2011，93（1）：58-62.

［3］ 刘海滨，张琴芳，仇永萍.核电厂内部水淹一级概率安全评价［J］.原子能科学技术，2010.9，44（suppl）：261-263.

［4］ 中国核工业总公司.EJ／T 335-1998轻水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则［S］.北京：中国核工业总公司，1998.

［5］ 中国核工业总公司.EJ／T 1079-1998轻水堆隔间淹没效应防护准则［S］.北京：中国核工业总公司，1998.

［6］ 国家核安全局.HAF102-2004核动力厂设计安全规定［S］.北京：国家核安全局，2004.

［7］ 国家核安全局.HAD102／17-2006核动力厂安全评价与验证［S］.北京：国家核安全局，2006