卓迅佳，陈旭家，王淳谋

核电厂外部水淹裕量评估研究及应用

卓迅佳，陈旭家，王淳谋

（中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室，广东 深圳，518124）

外部水淹可导致核电厂运行事件甚至事故，核电厂应设防外部水淹并提供适当的设计裕量，以应对超设计基准外部水淹场景。目前核电厂外部水淹裕量的评估，在国内外有一定的初步分析工作或探索，但尚无成熟统一的方法。本文基于国内外的调研成果及工程实践，开发了一套适用于工程项目的核电厂外部水淹裕量评估方法，该方法以机组达到并维持安全状态为目标确定核电厂外部水淹裕量，识别外部水淹防护设计的薄弱项并提出对应的改进措施。通过对某核电厂开展外部水淹裕量的评估，论证了该方法的有效性。本研究成果可为在役改造或新建核电厂外部水淹裕量的评估提供借鉴意义。

外部水淹；裕量；核电厂

外部水淹是指来自厂址区域外的水淹源，比如降雨、溃坝、海啸、风暴潮等，会对核设施造成威胁的灾害[1]。在国外外部水淹已经导致了众多的核电厂运行事件甚至事故，最严重的是2011年3月11日日本大地震引发的强烈海啸，海水进入厂房导致应急柴油发电机中断运行，蓄电池被淹没导致发生核电厂堆芯融化事故，造成大量放射性物质向环境释放[2]。

福岛核事故后，国内外监管机构加强了对超设计基准外部灾害防护设计的审查。美国核管理委员会发布了《外部水淹整体评估导则》[3]，用于指导核电厂外部水淹整体评估；欧盟委员会决定对欧盟范围内的核电厂开展压力测试（Stress Test），外部水淹风险评估是重点工作之一[4]；2012年国家核安全局下发了《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》[5]，要求确定适当的超设计基准水淹场景，复核厂区排洪能力，评估厂区积水深度，根据评估结果采取防水淹措施，防止厂区积水不受控制地进入安全重要厂房。

目前国内外针对核电厂抗震的裕量评估已经有较成熟的研究，主要有基于事件树/故障树的地震裕量评价（SMA）方法[6,7]、基于成功路径的SMA方法[8]和基于PSA的SMA方法[9]。但是外部水淹裕量的评估方法及应用还处于研究阶段。易珂等[10]采用成功路径的方法分析了外部水淹事件对核电厂安全的影响。Brinkman J. L.等[11]提出采用现实的外部水淹场景开展外部水淹概率风险评估，但未进行全面的裕量评估。在美国核管理委员会发布的《外部水淹整体评估导则》[3]中，介绍了核电厂外部水淹裕量评估的三种方法，第一种是场景评估法（scenario- based evaluation），第二种是裕量类型评估法（margins-type evaluation），第三种是全概率风险评估方法（full-PSA evaluation）。该导则给出了这三种方法的分析流程，但是具体的操作过程还停留在理论层面，在超设计基准场景确定、需防护的安全重要设备识别、水淹设备失效准则等技术内容仍未确定，较难应用于工程实践。因此，基于以上国内外调研和工程实践，本文开发了一套适用于工程项目的核电厂外部水淹裕量评估方法，并对某核电厂开展外部水淹的裕量分析，识别核电厂外部水淹防护设计的薄弱项，并提出针对性的改进措施，以提升核电厂应对外部水淹的能力。

1 方法概述

本文借鉴美国核管理委员会发布的《外部水淹整体评估导则》[3]中介绍的评估方法的思路，结合欧盟“Stress Test”的实践经验以及国内地震裕量评价的实践，开发了一套核电厂外部水淹裕量评估方法，分析流程如图 1所示。

图1 外部水淹裕量评估方法流程图

该方法涉及的关键步骤包括：核电厂信息收集、外部水淹裕量评估的场景选取、外部水淹效应分析、外部水淹后果分析、机组达到并维持安全状态能力分析、修改核电厂设计和确定外部水淹裕量。在选定的外部水淹裕量评估场景下，如果机组可达到并维持在安全状态，则机组具有抵御该外部水淹场景的能力，否则根据厂址情况进行相应的设计变更，使机组能达到并维持在安全状态，提升核电厂应对外部水淹的能力。

1.1 核电厂信息收集

在进行外部水淹裕量评估前，需要收集核电厂关于外部水淹防护的基本信息，包括外部水淹源项及设计基准数据、主厂区防洪系统设计信息、厂房与外边界的孔洞及水密封堵信息和安全重要设备的布置信息等。此外，还需要进行核电厂现场巡访，收集核电厂的实际信息，找出核电厂现状与设计之间的差异。

1.2 外部水淹裕量评估的场景选取

外部水淹源项主要包括厂址降雨、天文潮、风暴潮、海啸和热带风暴产生的波浪等。厂址可行性研究阶段会对各种外部水淹源项进行筛选并确定水淹源项的设计基准值。为评估外部水淹超过设计基准后核电厂的响应，选取的外部水淹场景应为超设计基准外部水淹场景。

外部水淹场景有不同的选取方法，可考虑多种外部水淹源项的组合，也可考虑将水淹源项与水淹防护设施的部分或全部失效进行组合，需结合厂址的特征确定哪种方法更合适。

1.3 外部水淹效应分析

1.3.1 外部水淹漫延路径

厂区积水达到一定高度后，可通过厂房与外界连通的门和孔洞进入厂房，或者积水先进入地下廊道，再通过地下廊道与厂房的接口进入厂房，这两种方式也可能同时发生。

厂区积水进入厂房内部后，通常会向最底层漫延；积水通过地下廊道与厂房的接口进入厂房后，也会逐渐从厂房最底层开始累积。

1.3.2 洪水进入厂房水淹量及水淹高度计算

根据参考文献［12］，通过孔洞的水量可按公式（1）计算：

式中：——渗漏量，m3/h；

——流动面积，m2；

——排放系数，一般可取0.6；

——水淹水位，m；

——重力加速度，9.8 m/s2。

流过门缝的水流量可按公式（2）计算：

式中：——渗漏量，m3/h；

0——试验测得水位在0时的渗漏量，m3/h。根据工程经验，对于900 mm宽的单开门，可参考0为0.1 m时，0为12.1 m3/h，对不同宽度的门按比例计算渗漏量；

——厂区积水高度，m。

根据公式（1）和公式（2）计算得到在某个时间段内进入厂房或房间的进水量，将所有时间段内总的进水量除以所在厂房或房间的有效积水面积，即为最高淹没水位，如果核岛厂房之间有孔洞连通而没有做封堵，则需要考虑所有连通房间的有效面积之和。

1.4 外部水淹后果分析

当厂区积水进入厂房内部后，水淹可能对设备的功能造成影响。根据核电厂设备的类型以及实践经验，设备淹浸的失效判断准则如下：

（1）电动泵一般由电机和转动部件组成，分为立式和卧式两种，对卧式电动泵，水淹浸转动部件底座或电机底座设备失效，对立式电动泵，水淹浸联轴节即失效；

（2）水淹浸气动阀和电动阀阀体失效；

（3）水淹浸传感器或变送器失效；

（4）水淹浸纯机械设备不失效，如容器、管道、手动阀门等；

（5）水淹浸电气设备（如电气柜、控制柜、配电箱、配电盘等）失效，水淹浸电缆其功能不失效，但是与电缆相连的接线盒/箱淹浸失效。

1.5 机组达到并维持安全状态能力分析

判断机组是否可达到并维持在安全状态，需对外部水淹场景引起的始发事件进行梳理，再选择处理或缓解始发事件的成功路径。通过成功路径的梳理，找出维持成功路径所需的系统与设备，再结合外部水淹后果分析，确认成功路径是否丧失，从而判断机组是否可达到并维持安全状态。

为使机组达到并维持安全状态，必要的安全功能包括：

（1）控制反应性；

（2）排出堆芯余热，导出乏燃料贮存设施所贮存燃料的热量；

（3）包容放射性物质、屏蔽辐射、控制放射性的计划排放，以及限制事故的放射性释放。

外部水淹场景下，最可能引发包络性的始发事件包括：

（1）丧失厂外电源；

（2）丧失最终热阱。

针对CPR1000技术路线，丧失厂外电源和丧失最终热阱的停堆路径如图2和图3所示。对“华龙一号”“EPR”等核电技术路线，可根据丧失厂外电源和丧失最终热阱始发事件的处理策略确定成功路径以及成功路径上的系统和设备。

图2 CPR1000技术路线丧失厂外电源成功路径逻辑图

图3 CPR1000技术路线丧失最终热阱成功路径逻辑图

从图2和图3梳理可知，处理丧失厂外电源的成功路径有四条，处理丧失最终热阱的成功路径有两条。只要一条停堆路径可用，机组就可以达到并维持安全状态。机组在处理丧失厂外电源和丧失最终热阱事故工况中需要用的前沿系统梳理如下：

（1）反应堆保护系统；

（2）应急硼化系统；

（3）余热排出系统（仅用于应对丧失厂外电源）；

（4）应急给水系统；

（5）蒸汽排放系统（排大气）；

（6）安全注入系统；

（7）安全壳喷淋系统或非能动安全壳冷却系统；

（8）反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统。

前沿系统的支持系统主要包含：

（1）应急配电系统（仅用于应对丧失厂外电源）；

（2）直流系统；

（3）冷链系统（仅用于应对丧失厂外电源）；

（4）压缩空气系统和通风系统。

1.6 修改核电厂设计

如果机组不能达到并维持在安全状态，需考虑对核电厂的设计进行改进。主要针对在1.5节中识别出的外部水淹防护薄弱项采取相应的改进措施，常用措施包括提升设备的底座高度、修改设备的布置位置、采用可截断水淹路径的水密挡板等。

1.7 确定外部水淹裕量

通过1.1节至1.6节的分析，可确定核电厂实际能抵御的外部水淹场景，其与设计基准外部水淹场景之间的裕量即为核电厂具有的外部水淹裕量。

2 方法应用

本文基于某在役CPR1000核电厂开展外部水淹裕量评估，主要目的是介绍外部水淹裕量评估方法每一个步骤的实施过程，以验证该方法的有效性。

2.1 核电厂信息收集

核电厂的厂坪标高为9.50 m，安全重要厂房地面首层室内地坪标高为9.70 m（室内外高差为0.2 m）。核电厂主厂区排水系统采用厂址千年一遇降雨强度设计，并采用可能最大降雨量（PMP）进行校核，确保在PMP下厂区的积水高度不会超过0.2 m，积水不会进入安全重要厂房。厂址PMP历时累计降雨量如图4所示。

图4 厂址历时累计可能最大降雨量（PMP）

根据图4的厂址PMP降雨数据，可拟合得到在不同时间的降雨量公式：

式中：——历时，min；

——PMP下的降雨量，mm

2.2 外部水淹裕量评估的场景选取

根据厂址调研及核电厂的外部水淹防护设计信息，该厂址主要的外部水淹因素是厂区的降雨。为测试核电厂应对比设计基准更恶劣环境下的外部水淹防护能力，考虑由于排水管堵塞导致厂区排水能力下降的情况，选取了如下的10个外部水淹场景：

场景1：PMP+90%厂区排水能力；

场景2：PMP+80%厂区排水能力；

场景3：PMP+70%厂区排水能力；

场景4：PMP+60%厂区排水能力；

场景5：PMP+50%厂区排水能力；

场景6：PMP+40%厂区排水能力；

场景7：PMP+30%厂区排水能力；

场景8：PMP+20%厂区排水能力；

场景9：PMP+10%厂区排水能力；

场景10：PMP+0%厂区排水能力。

根据厂址条件及排水设计，考虑暴雨在10 min后形成全流域径流，根据参考文献［13］中的计算方法，考虑径流损失、水淹面积、积水深度等修正，得到公式（4）PMP下厂区积水高度与降雨时间和厂区排水能力的关系。

依据公式（4），时间步长按10 min计算，得到厂区在不同外部水淹场景下的24 h内最大厂区积水高度如图5所示。考虑到厂区三面环海一面靠山，靠海侧挡浪墙高于厂坪标高0.5 m，当厂区积水超过挡浪墙高度时，厂区积水外溢，积水高度不再增加。

2.3 外部水淹效应分析

根据外部水淹漫延的可能路径，结合实地核电厂巡访，可知地下廊道与厂房的接口进行了水密封堵，由于水密封堵的水头均按照超设计基准水位进行设计（该核电厂保守考虑地面以下统一按10 m水头设计），认为封堵措施有效。因此厂区积水只有通过核电厂地面层的门进入厂房内部。从厂区积水高于0.2 m开始，到厂区积水再次低于0.2 m时结束，计算从门缝进入厂房的流量。厂房水淹高度为进入厂房的进水量除以所在房间的有效积水面积。根据图5所示，场景1至场景4的厂区最大积水深度均不会超过首层室内外高差（即0.2 m），厂区积水不会进入厂房内部，因此，只考虑场景5至场景10，计算这些场景下安全停堆成功路径上设备所在厂房的水淹高度。安全停堆成功路径上的设备主要布置在反应堆厂房、柴油发电机厂房、燃料厂房、重要厂用水泵房和电气厂房。由于反应堆厂房与周边厂房有水密封堵，柴油发电机厂房地面首层地坪标高高于厂坪标高0.8 m，大于厂区可能积水的最大高度，不考虑进水。因此，重点计算燃料厂房、重要厂用水泵房及电气厂房的进水量及厂房水淹高度，结果如表1所示。对于重要厂用水泵房，由于在泵坑周边设置有0.2 m高的挡水围堰，因此考虑厂区积水达到0.4 m时才开始进水。

式中：——降雨时间，min；

——厂区排水能力，%；

D——厂区积水高度，m。

图5 PMP降雨下不同厂区排水能力24 h内的最大厂区积水高度

表1 不同外部水淹场景下厂房的水淹高度

2.4 外部水淹后果分析

通过燃料厂房、电气厂房和重要厂用水泵房的系统设备布置信息以及现场的巡访，得出不同厂房在不同的水淹高度下影响的安全重要系统设备及后果如表2所示。

表2 水淹的安全重要系统设备及后果

2.5 机组达到并维持安全状态能力分析

根据表1各厂房的积水高度以及表2中梳理的丧失厂外电源和丧失最终热阱事故工况中的前沿系统及其支持系统的布置位置。

在不同的外部水淹场景下各厂房水淹失效后果如表3所示。

续表

外部水淹 场景厂房厂房水淹 高度/mm水淹失效后果 场景8 （PMP + 20%厂区排水能力）燃料厂房1 105.07低压安注泵再循环功能及安全注入功能丧失 重要厂用水泵房3 986.52重要厂用水泵失效导致余热排出功能丧失 电气厂房446.95无 场景9 （PMP + 10%厂区排水能力）燃料厂房1 126.17低压安注泵再循环功能及安全注入功能丧失 重要厂用水泵房4 177.36重要厂用水泵失效导致余热排出功能丧失 电气厂房455.48无 场景10 （PMP + 0%厂区排水 能力）燃料厂房1 131.21低压安注泵再循环功能及安全注入功能丧失 重要厂用水泵房4 246.11重要厂用水泵失效导致余热排出功能丧失 电气厂房457.52无

通过上述分析可知，核电厂具有较强的应对超设计基准外部水淹场景的能力，从场景1至场景7，均不会导致核电厂安全停堆成功路径上设备功能的丧失。对场景8至场景10，外部水淹均会使低压安注泵再循环功能及安全注入功能丧失，同时重要厂用水泵失效，余热排出功能丧失，机组在丧失厂外电工况下不能维持安全状态，但具有在丧失最终热阱工况下维持安全状态的能力。

2.6 修改核电厂设计

通过表2及表3的分析，核电厂应对场景8至场景10的薄弱项为：

（1）低压安注泵与地坑的电动隔离阀以及低压安注泵与一回路的电动隔离阀的阀体电动部分由于安装位置低（阀体电动部分底部距离房间地面均为600 mm），易受水淹影响导致低压安注泵再循环功能及安全注入功能丧失；

（2）为重要厂用水泵通风的风机供电柜，由于安装位置低（距离房间地面1 250 mm），易受水淹影响使得重要厂用水泵失去通风冷却而失效，导致余热排出功能失效；

（3）重用厂用水泵的联轴节离地高度为3 200 mm，相对位置偏低，易受水淹影响。

因此可以针对这些薄弱项采取相应的改进措施，包括：

（1）将低压安注泵与地坑的电动隔离阀以及低压安注泵与一回路的电动隔离阀的阀体电动部分调至水淹高度以上；

（2）将为重要厂用水泵通风的风机供电柜安装高度调至水淹高度以上或安装在地面层。同时提升电动机与泵体的联轴节的高度，使之高于水淹高度；

（3）在燃料厂房和重要厂用水泵房大门处安装可拆卸防水挡板措施，防止外部的水进入厂房内部。

综合判断，方案（3）具有修改量少、代价低等优点。保守考虑燃料厂房、重要厂用水泵房、电气厂房、核辅助厂房和连接厂房与外界的边界门均安装了高度为300 mm的可拆卸防水挡板，采用较少的修改和较低的代价，就能使核电厂应对所有选取的超设计基准外部水淹场景。可大幅提升核电厂抵御超设计基准水淹场景的能力。

2.7 确定外部水淹裕量

核电厂设计基准水淹场景为千年一遇降雨强度叠加100%厂区排水能力，该场景下厂区最大积水深度为0 mm。当采用增加可拆卸防水挡板的措施后，核电厂可完全抵御PMP叠加0%厂区排水能力的超设计基准外部水淹场景，改进后核电厂具有的外部水淹裕量达到500.00 mm。

3 结论

本文基于国内外调研和工程实践，开发了一套适用于工程项目的核电厂外部水淹裕量评估方法，并基于某核电厂开展了外部水淹裕量评估，通过实例分析说明，通过采用本文分析方法，能够全面评估核电厂防外部水淹的裕量，识别出核电厂防外部水淹的薄弱项，通过针对性的改进措施，采用较少的修改和较低的代价便使核电厂大幅提升其水淹裕量，为在役改造或新建核电厂外部水淹裕量的评估提供借鉴意义。

［1］ IAEA. Design of Nuclear Installations Against External Events Excluding Earthquakes：IAEA Safety Standards Series No. SSG-68［R］. 2021.

［2］ 李丹. 国外核电厂外部水淹事件分析［J］. 核安全，2013，14（4）：74-78.

［3］ U.S. Nuclear Regulatory Commission. Guidance for Performing the Integrated Assessment for External Flooding［R］. JLD-ISG-2012-05，November 2012.

［4］ ENSREG. EU“Stress Tests”Specifications［R］. 2011.

［5］ 国家核安全局. 福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求［R］. 2012.

［6］ NRC. An approach to the Qualification of Seismic Margins in Nuclear Power Plants［R］. NUREG/CR-4334，1985.

［7］ NRC. Assessment of Seismic Margin Calculation Methods［R］. NUREG/CR-5270，1989.

［8］ EPRI. Methodology for Assessment of Nuclear Power Plant Seismic Margin［R］. EPRI NP-6041-SL，1991.

［9］ NRC. Interim Staff Guidance on Implementation of a Probabilistic Risk Assessment-Based Seismic Margin Analysis for New Reactors［R］. DC/COL-ISG-020，2010.

［10］易柯，孙涛. 外部水淹事故对核电厂安全影响分析［J］. 核科学与工程，2015，35（3）：519-524.

［11］ Brinkmanl J. L.. Realistic Modelling of External Flooding Scenarios A Multi-Disciplinary Approach［J］. 2016.

［12］国家能源局. 轻水堆隔间淹没效应防护准则：NB/T 20591［S］. 北京：核工业标准化研究所，2021.

［13］国家能源局. 核电厂雨水排水设计技术规程：NB/T 20497［S］. 北京：核工业标准化研究所，2018.

Research and Application of External Flooding Margin Evaluation for Nuclear Power Plant

ZHUO Xunjia，CHEN Xujia，WANG Chunmou

（State Key Laboratory of Nuclear Power Safety Monitoring Technology and Equipment，China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd，Shenzhen of Guangdong Prov. 518124，China）

External flooding can lead to events or even accidents in nuclear power plant. Nuclear power plant should be protected against external flooding and the appropriate design margin should be provided to cope with beyond design basis external flooding scenarios. At present, the assessment of external flooding margin of nuclear power plant has some preliminary analysis work or studies at home and abroad, but there is no mature and unified method. Based on the findings and engineering practices at home and abroad, this paper develops an external flooding margin evaluation method for nuclear power plant, which is suitable for engineering projects. This method determines the external flooding margin of nuclear power plant with the goal of achieving and maintaining the safe state of nuclear power plant, and identifies the weak items of external flooding protection design and corresponding improvement measures. This method is applied to evaluate the external flooding margin of a nuclear power plant, and the effectiveness of this method is demonstrated. The results of this study can provide reference for the evaluation of external flooding margin of existing or newly built nuclear power plants.

External flooding; Margin; Nuclear power plant

TL48TL421

AA

0258-0918（2023）03-0660-08

2022-03-31

卓迅佳（1986—），男，江西赣州人，硕士，现主要从事核电厂灾害防护方面研究