余热排出系统事故对通风系统功能需求影响分析

丁小川，田 苗，刘 亚，张 勇，毛 欢

(1.中国核电工程有限公司，北京 100840；2.生态环境部核与辐射安全中心，北京 102401)

某新机组在参考电厂基础上，设备分级参照2014年发布的SSG-30《核电厂构筑物，系统和部件的安全分级》进行了调整，以满足安全状态、设计扩展工况等新的安全要求。受此影响余热排出系统(RHR)原母管拆分为独立的两列，RHR在安全壳外的设备和管道移至燃料厂房(K厂房)集中布置。相比于M310等机组，某新机组需要考虑RHR连接期间管线破口事故(设计基准事故，极限事故)，其中RHR安全壳外管线破口(下文简称余排管线破损事故)造成的放射性物质释放影响燃料厂房通风系统(VFL)等；此外，为满足HAF102—2016[1]第6.2.1.2节关于冷却剂压力边界隔离的要求，需要考虑界面LOCA(即一回路冷却剂通过与反应堆冷却剂系统相接的低压系统在安全壳外丧失)的影响，考虑到事故发生频率，该事故为设计扩展工况。

针对余排管线破损等事故，部分核电机组采用新增辐射监测仪表、碘回路的设计方案，事故下根据辐射信号启动碘回路对泄漏所在房间进行碘排风；针对上述两个新增RHR事故，本项目需要结合放射性后果等评估对VFL等通风系统的功能需求，进而为确定通风系统的设计方案提供指导。

1 通风系统功能需求分析

1.1 余排管线破损事故影响分析

1.1.1 余排管线破损事故假设与分析[2]

根据参考文献[2]，事故分析中假设最大内径的RHR管线发生双端剪切断裂，一回路初始温度、压力、衰变热取RHR接入时对应参数，稳压器水位取最小值。破口导致一回路压力迅速下降，ΔTsat降低，一回路水装量减少，安全注入系统投运后触发RHR管线隔离，一回路水装量随着安注投运逐步恢复。对主泵停运及不停运的情况进行了分析，系统的热工水力计算采用CATHARE程序，保守起见事故计算中不考虑RHR根据安注信号隔离。根据计算，最恶劣的工况为主泵停运工况，安全注入系统在200 s内投运，最高包壳温度<230 ℃。

1.1.2 放射性后果计算与分析

余排管线破损事故属于设计基准事故中的极限事故，在上述事故分析基础上，计算其对非居住区(600 m)及规划限制区(5 000 m)边界处公众造成的潜在放射性后果。计算时假设源项直接释放到环境中，不考虑燃料厂房等的屏蔽作用，事故持续时间保守按照2 h考虑[3-4]。

余排管线破损事故源项见表1，造成的公众个人有效剂量和甲状腺当量剂量计算结果见表2，在不考虑燃料厂房等的屏蔽作用时，事故造成的放射性剂量满足参考文献[5]中的要求。

表1 事故源项Table 1 Accident source term

余排管线破损事故与贮气罐破损事故(稀有事故)、容控箱破损事故(稀有事故)类似，即不考虑厂房等的屏蔽作用也满足验收准则的要求(见表1、表2)。

表2 放射性剂量结果Table 2 Radiation dose results

1.1.3 通风系统功能需求影响分析

NUREG 0800第6.5.1节[6-7]中规定，如果失水事故后对应的辐照后果小于10CFR100规定的限值，则不需要设置过滤系统，计算结果表明针对余排管线破损事故可以不设置碘排风。

对比贮气罐破损事故、RCV容控箱破损事故，这两个事故后放射性物质由核辅助厂房通风(VNA)系统收集后经核辅助厂房烟囱排放，当触发烟囱惰性气体低量程β活度高2报警时，操作员将VNA系统手动切换至碘回路运行，相关功能为非安全级，详见表3。

余排管线破损事故的区别在于VFL系统排风口直接排往VNA烟囱，不经过VNA的碘回路，因此在RHR系统破口时，放射性物质有必要经过VFL碘过滤器后再排放，相关功能为非安全级；考虑到事故后果，可以由操作员在确定余排管线破口事故后，手动启动VFL碘回路对RHR房间进行小流量排风，除此之外无需设置其他自动动作。

针对事故后放射性监测，余排管线破损事故的源项及后果(见表1～表2)大于贮气罐破损事故、RCV容控箱破损事故，利用VNA烟囱惰性气体低量程、高量程β活度仪表监视余排管线破损事故是足够的。

VFL现有的核级碘吸附用于应对燃料装卸事故，由于该事故的源项[3]要远远大于余排管线破损事故的源项，因此针对余排管线破损事故，VFL系统碘吸附器活性炭体积等无需改动。

余排管线破损事故后，事故规程中需要确认破口位置，根据当前系统设计，可由核辅助厂房烟囱、燃料厂房辐射监测表定位K厂房的泄漏；同时RHR系统管道破裂时泄漏水进入地漏，已设置了相应的液位报警以进一步确认泄漏位置，满足事故诊断的要求。

1.2 功率运行期间界面LOCA影响分析

为应对界面LOCA，RHR系统需能承受一回路正常运行压力不破裂，根据对阀门、泵、换热器、法兰和垫片的分析，界面LOCA下会通过RHR泵轴发生泄漏，两台泵泄漏率≤12 m3/h[8]，此泄漏可由化学和容积控制系统补偿，泄漏持续30 min后隔离RHR系统停止泄漏。放射性后果计算时假设源项直接释放到环境中，不考虑核燃料厂房等的屏蔽作用，非居住区边界600 m处公众在整个事故持续期间可能受到的最大有效剂量为2.25 mSv[8]，放射性后果满足验收准则的要求。

从前述分析可以看出，VFL系统在该事故下提供非安全级通风，主控室操作员根据事故规程将VFL手动切换至碘回路对RHR房间进行小流量排风。

2 结论

NUREG 0800第6.5.1节中规定了可以不设置碘通风的情景，实践中建议充分利用现有的通风系统，在不增加成本或仅增加微小成本的情况下实现辐射防护最优化。

根据GB 6249的要求，核辅助系统相关的放射性废气统一通过VNA烟囱监视后排放，同时VNA系统也设置有碘回路，这为失水事故后通风系统设计提供了便利条件。

由于余排管线破损事故、界面LOCA后泄漏量较少，不考虑通风系统也满足验收准则要求；本项目根据已有仪表进行事故规程诊断，并根据诊断结果由主控室操纵员利用VFL碘回路提供碘通风，不需要新增辐射监测仪表及碘回路。

余排管线破损事故、界面LOCA等安全壳外主冷却剂丧失事故后通风系统功能需求设计流程总结见图1。

图1 设计流程简图Fig.1 Design process

可以看出，如果RHR系统无法布置在K厂房，还可以结合源项、位置等在其他设置有碘排风的厂房中优选后布置在相应厂房。

上述设计方案对VFL等通风系统影响较小，简化了系统运行，相关方法可在同类事故下通风系统功能需求分析时参考。