薛长江，洪源平，尹　峰，戴恒才，陈其荣，操　丰

（中核核电运行管理有限公司，浙江　海盐　314300）

我国运行核电机组安全改进措施分析

薛长江，洪源平，尹峰，戴恒才，陈其荣，操丰

（中核核电运行管理有限公司，浙江海盐314300）

为了全面提高我国运行核电厂安全性和应对超设计基准事故能力，文章根据福岛核事故中长期断电、堆芯熔毁、乏燃料池破损、厂房被淹等原因分析结果，结合了国家核安全局整改要求和国内运行核电整改进展，总结了包括完善严重事故导则、增加一回路和二回路应急补水、防水封堵、增加移动电源和非能动消氢复合器等改进措施及其技术要点。

福岛核事故；地震；氢爆；安全改进

日本福岛核事故后，世界有核国家纷纷重新审视核电发展政策，积极采取应对策略。2012年6月13日，结合运行和在建核电项目安全大检查结果，国家核安全局颁布了《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》，明确了福岛核事故后整改项目的技术要点，包括实体配置、应急响应、事故管理、人员技能和核安全文化素养等方面。其中，实体配置改进是基础，严重事故管理是关键［1-2］。

文章对福岛核事故出现的长期断电、堆芯熔毁、乏燃料池破损、厂房被淹等进行了原因分析，结合核安全检查整改要求，总结了包括完善严重事故导则、增加一回路和二回路应急补水、海堤加固或防水封堵、增加移动电源和非能动消氢复合器等改进措施的技术要点，剖析了成立核电厂核事故应急场内救援队的背景和意义，以提高运行核电厂的安全性和应对超设计基准事故能力。

1　完善严重事故导则，应对地震与海啸等极端事故叠加

福岛核事故是由超设计基准地震和超设计基准海啸两种极端外部事件叠加引起的。此前，国内运行机组的严重事故分析通常只考虑单一故障准则，不考虑极端事件的叠加。截至目前，国内各运行核电厂均已按核安全整改要求新增或完善严重事故导则，主要内容包括：

1）主控室严重事故初始响应导则；2）TSC正常运作后主控室严重事故导则；3）严重威胁状态树；4）反应堆冷却剂系统注水及流量评价；5）向蒸汽发生器注水；6）安全壳状态控制和向安全壳注水；7）安全壳氢浓度和可燃性控制、氢爆风险；8）缓解裂变产物的释放；9）长期余热导出需要的注入流量分析。

仅仅编制了严重事故导则远远不够，还要提高运行人员和应急人员的熟练程度和处置能力，一方面应按核安全整改进行课堂培训，学习已实施的改进措施；另一方面开展针对福岛核事故的严重事故现场演练，锻炼提高主控操纵员的应对能力和应急人员的响应速度，检验事故规程等文件的有效性，切实做到有备无患、常备不懈。

2　海堤加高与防水封堵，应对海啸和降水引发的外部洪水和内部水淹

九级地震后约1 h，高达10 m以上的海啸将福岛第一核电站应急柴油发电机房淹没，本已启动的应急柴油机组全部丧失功能。目前，我国所有运行核电机组均靠近海滨，同样面临着海啸等极端天气风险。有必要采取有效措施主动应对海啸、强降水引发的外部洪水和内部水淹，主要内容如下：

1）根据厂址条件梳理和排查可能引起水淹事故的各项因素，复核确认原设计所采用的设计基准洪水位的有效性，重点应考虑最新的观测分析数据以及建厂以来厂址周边环境变化等因素。为此，秦山核电基地开展了最大台风浪计算，如图1所示。

图1　最大台风浪计算模型断面测点分布图Fig.1　Measuring points distribution of the maximum typhoon wind-wave calculation model

2）根据厂址条件确定适当的超设计基准水淹场景（如设计基准洪水位叠加百年一遇强降雨），复核厂区排洪能力、评估厂区积水深度。根据评估结果，采取地上防水淹措施，防止厂区积水不受控制地进入核岛厂房、重要厂用水泵房、应急柴油发电机厂房等安全重要厂房。

3）全面排查与安全重要厂房相连接的地下管廊等通道，重点考虑水淹可能导致电厂三大安全功能失效的地下管廊和房间，采取地下防水淹措施。要求通过地下管廊等通道的地下防水淹措施，保证在上述水淹场景下和应急补水能力接入之前，至少有一个余热排出的安全序列可用。秦山第二核电厂1号、2号机组电气厂房（LX）-3.4 m电缆贯穿墙体处增加的MCT材料永久防水封堵，如图2所示。

图2　LX厂房-3.4 m层电缆采用MCT模块封堵Fig.2　MCT water blocking for cables at level -3.4 m of building LX

4）必要时，应开展地下防水淹措施的专项技术研究，待技术成熟后对于贯穿部位实施有效的地下防水措施。地下防水淹措施和地上防水淹措施一般均应采用永久性防水封堵，对于无法采用永久性的，可以采用临时防水淹措施。

5）根据设计评价和核安全整改要求，秦山第一核电厂300 MW机组已完成海堤加固加高项目。

3　增加一回路和二回路应急补水措施，防止堆芯失去冷却和熔毁

由于长时间断电和堆芯注水迟缓导致失去冷却的福岛第一核电站部分机组反应堆压力容器熔穿，熔滴与安全壳底板钢筋混凝土发生化学反应，直接破坏了安全壳的完整性，导致大量放射性物质渗入土壤。另外，沸水堆只有一个蒸汽回路，反应堆产生的放射性蒸汽直接进入常规岛推动汽轮发电机发电。全厂失电反应堆无法注水冷却时，只能排放高放蒸汽，造成环境污染。

目前国内在役的压水堆核电机组设计上通过蒸汽发生器实现一回路、二回路的热量交换。事故工况下，除了可向堆芯注水进行冷却外，还可以通过蒸汽发生器二次侧持续“充—排”的方式带走一回路热量。为防止堆芯长期失去冷却而熔毁，可采取一回路和二回路应急补水等措施［3］。

3.1一回路应急补水

一回路应急补水需满足：1）通过移动泵和管线向一回路应急补水的流量应能满足停堆6h后堆芯余热排出的需要。2）应考虑一回路机械密封泵轴轴封水泄漏的补水措施。3）所设置的设备应保证事故后至少72 h的运行需求。4）为了使应急补水措施有效，考虑一回路可用的泄压手段，保证适当的应急补水流量。

通过查阅流程图等设计资料，可以利用安全壳喷淋系统与安全注入系统的连接段H4管线实现补水操作。原设计已在该管线上预留尺寸为DN150的短管，并采用管帽封堵，通过焊接方式在管道预留的管帽上增加接口，补水软管可通过应急通道连接至厂房外部的消防车或移动补水泵补水水源，如图3所示。

图3　可实现一回路应急补水的现场管帽Fig.3　Local pipe cap for emergency water makeup to the main coolant system

3.2二回路应急补水

二回路应急补水目的是通过二回路持续“充—排”的方式排出堆芯热量，其可用时间、投用时间等技术要求与一回路基本一致。此外，一回路、二回路应急补水装置的性能参数应尽量匹配，以便配备相同设备。

压水堆核电机组二回路应急补水管线大多设置在辅助给水系统（ASG）上，既可以在辅助给水箱（ASG001BA）正常补水管线上增加接口，也可以在ASG001BA底部的排放管线末端增加补水接口。后者改造方案简单易行且不影响其原有排放功能，同时在事故下可以实现对水箱的补水操作，为首选方案。

4　配备移动电源车并实施接口改造，应对厂内外全部电源丧失

强震直接毁坏了福岛第一核电站外部电网，海啸将已成功启动的应急柴油发电机全部淹没。此后应急堆芯隔离冷却系统靠蓄电池继续工作了8 h直至全厂断电，仪表指示和现场照明全部失去，某种意义上，福岛第一核电厂就是在丧失厂用电及最终热阱的情况下发生了严重的核事故［4］。在超设计基准事故下，当丧失全部电源时，通过配备移动式应急电源作为应急措施，为重要用电负荷及仪表提供临时动力，有助于事故处理人员准确把握机组总体状态，为恢复厂内外交流电源争取时间。

1）移动电源的负荷至少应包括核电厂安全参数的监测和控制，必要的通讯、通风和照明、主泵密封，移动泵及其他临时设施。多堆厂址应配备至少两套设备，其中一套应额外考虑一台低压安注泵或一台辅助给水泵的负荷需求。

2）移动柴油发电机应具有低温启动功能和报警功能，可选用非安全级。自身所带燃料应保证至少4 h的满功率连续运行，并可通过燃料补充实现连续72 h运行。

3）移动柴油发电机组的连接电缆可通过直连应急母线的方式实现快速敷设和连接。为应急母线接入移动电源所设置的固定电气接口及相关电缆桥架应按抗SL2设计并满足防水要求。

4）根据核安全检查及整改要求，秦山核电基地已经统一采购配置了多台中、低压移动柴油发电车并完成了相应接口改造。分别计算辅助给水泵800 kW和设备冷却水泵630 kW两种载荷下的电压降百分比，均能满足“电动机启动造成的发电机电压降百分比≤25%”的验收准则要求。

5　配置非能动消氢复合器，严防安全壳发生氢气爆燃或爆炸

强震引起福岛1号机组反应堆压力容器（RPV）泄漏，裸露的燃料棒锆-2合金包壳与高温水蒸气发生锆-水反应产生大量氢气并导致RPV压力快速上升。为防止RPV超压破坏，开启RPV卸压阀，卸压后导致反应堆厂房内氢氧急剧复合发生氢爆。一方面，早期沸水堆安全壳设计中未考虑氢氧复合系统；另一方面，操作人员核安全意识淡薄，贻误时机，既没有及时向堆芯注入含硼水，也没有人为破坏安全壳密封性。

国家核安全局在《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》中明确要求：在严重事故下应能维持安全壳的完整性。要考虑可燃气体的燃爆效应，应能消除威胁安全壳完整性的大体积氢爆燃，应研究可能威胁安全壳完整性的压力容器内、外蒸汽爆炸，并采取适当的措施。

1）完善严重事故下安全壳内氢气源项、氢气行为和安全壳完整性分析，分析时应考虑提高富集度及长燃料循环后燃料活性区包壳金属100%与主冷却剂反应产生的氢气总量。按其在安全壳内均匀分布计算，氢气浓度应小于10%。

2）应避免安全壳完整性因局部区域氢气积聚后可能产生的燃烧或爆炸而破坏，同时尽可能减少氢燃爆对严重事故缓解系统和设备的影响。

3）目前，国内运行核电厂已在安全壳大气控制系统原有的移动式能动氢复合器基础上，增加了可应对超设计基准事故且不依赖外部供电的非能动消氢复合器，其设计功能主要保证在设计基准事故-失水事故下，控制安全壳内整体和局部的空间中氢气体积浓度小于4%。在超设计基准事故下，控制100%燃料包壳与冷却剂反应产生的氢气在安全壳内均匀分布的体积浓度不超过10%［5］。秦山第二核电厂1、2号机组加装的非能动消氢复合器如图4所示。

图4　非能动消氢复合器Fig.4　Passive autocatalytic recombiner

6　加强状态监测并提高持续补水能力，应对乏燃料池破损和失去冷却

福岛核事故中多个乏燃料水池因强震引发渗漏，导致水位快速下降、水温异常上升，乏燃料组件逐渐裸露并且长时间失去冷却，最终因锆-水反应释放的氢气引发了氢爆。为此，国家核安全局对运行核电厂提出了加强乏燃料池状态监测和提升持续补水能力的要求。

1）目前，国内运行核电机组乏燃料池监测仪表均是基于正常运行和基准事故工况设计的非核级、无抗震要求的普通仪表。有必要增加在超设计基准事故下可用的液位和温度检测仪表，以获取事故后乏燃料水池状态的必要信息。

2）液位测量区间应包括从乏燃料开始裸露至满水位，可采用连续或间断式测量设备。间断式的测点布置应满足关键水位报警和指导操纵员补水操作的需要。温度测量应能够连续不间断进行。液位和温度测量应在主控室或其他适当位置设置相关的指示信息，并设置相应的报警。

3）应考虑丧失全部交流电源情况下，保证乏燃料池液位和温度测量系统的供电。

4）在水位降到乏燃料池组件裸露水位前，需完成应急补水措施准备。补水流量可根据乏燃料池液位变化进行调节，并考虑乏燃料池最大设计基准热负荷对应的沸腾蒸发损失和虹吸保护，补水应能满足事故后至少72 h燃料不裸露。

5）正常运行时乏燃料池冷却和补水靠PTR系统完成，也可通过核岛除盐水系统或核岛消防水系统获得应急补水。位于K厂房五层的乏燃料池厂房门外设计K厂房的消防干管，垂直方向连通整个K厂房各楼层。应急补水可以通过该管道进行，在厂房0 m一层接入外部供水水源，在五层可以连接软管接入乏燃料水池进行补水。

7　成立核电厂核事故应急场内救援队，提高应急响应能力和协同作战水平

福岛核事故后，当地消防力量响应迅速，但是缺乏处置复杂核事故的技术能力，而东电公司下属的专业救援与应急处置队伍却响应迟缓，延误了最佳处置时机，导致事故后果持续恶化。

按照“常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境”的方针，我国核应急管理工作实行国家、地方和核电厂三级管理体系，分别负责全国、本地区和本单位的核事故应急管理工作。2014年5月起，在国家核安全局的统一部署和全力支持下，国内两大核电运营集团公司中核集团和中广核集团分别在秦山和大亚湾核电基地相继成立了核电厂核事故应急场内救援队，以提高应急响应能力和协同作战水平。

8　结束语

福岛核事故对世界核电产业发展产生了深远影响。为应对能源供应紧张、生态环境恶化和全球气候变暖等问题，我国积极发展核电的基本方针没有改变。核电业界应全面总结和认真吸取福岛核事故教训，深入贯彻纵深防御的设计理念，建立健全核安全监管和应急管理体系，培育和提升工作人员核安全文化素养，提高厂外事件和超设计基准事故应对能力，通过改进实体配置和文件配置全面提升核电站安全性，确保我国核电事业安全、健康、可持续发展。

［1］ 张忠岳.福岛核事故引发的若干思考［J］.中国核电，2012，5（4）：380.（ZHANG Zhong-yue. Some Thoughts Arising from Fukushima Accident［J］. China Nuclear Power，2012， 5 （4）：380.）

［2］ 叶奇蓁.中国核电的安全与发展［J］.中国核电，2012，5 （4）：294.（YE Qi-zhen.The Safety and Development of Nuclear Power in China［J］. China Nuclear Power， 2012， 5 （4）：294.）

［3 张琳，李文宏，杨红义. 福岛核事故后核电厂安全改进行动分析［J］. 原子能科学与技术，2014，48（3）：490. （ZHANG Lin， LI Wen-hong，YAN Hong-yi. Analysis of Nuclear Power Plant Safety Improvement Action After Fukushima Daiichi NPP Accident［J］. Atomic Energy Science and Technology，2014，48（3）：490.）

［4］ 焦峰，侯秦脉，车树伟. 核电厂丧失厂外电的经验反馈［J］. 中国核电，2013，6（2）：180.（JIAO Feng，HOU Qin-mai，CHE Shu-wei. Operating Experience Feedback on Lose of Offsite Power Supply for Nuclear Power Plant［J］. China Nuclear Power， 2013，6（2）：180.）

［5］ 管玉峰，房何，欧阳钦. 非能动式氢气复合器在田湾核电站的应用［J］. 中国核电：2012，5（2）：155.（GUAN Yu-feng，FANG He，OUYANG Qin. Application of Passive Autocatalytic Recombiners in Tianwan Nuclear Power Station［J］. China Nuclear Power， 2012， 5（2）：155.）

Inspirations of Fukushima Daiichi Nuclear Accident and the Safety Improvement of Domestic NPPs in Operation

XUE Chang-jiang，HONG Yuan-ping，YIN Feng，DAI Heng-cai，CHEN Qi-rong，CAO Feng
（Nuclear Power Operation Management Co.，Ltd.，CNNC，Haiyan of Zhejiang Prov. 314300，China）

In order to improve the operation safety and the abilities to deal with beyond design basis accidents of the domestic nuclear power plants in operation，this article summarized some improvement methods and their technical requirements，including modification of severe accident guidelines， arrangement of emergency water makeup of the main coolant loop and the secondary loop， waterproof capping，arrangement of movable power supply and passive hydrogen recombiner， according to reason analyses for long-term blackout， core meltdown， spent fuel pool failure，important building submergence and the improvement requirements put forward by the National Nuclear Safety Administration，.

Fukushima daiichi nuclear accident；earthquake；hydrogen explosion；safety improvement

TM623Article character：AArticle ID：1674-1617（2015）02-0137-05

TM623

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1674-1617（2015）02-0137-05

2015-02-02

薛长江（1973—），男，山东人，本科，高级工程师，主要从事核电厂运行管理工作。