福島后乏池補(bǔ)水工程的設(shè)計(jì)與改進(jìn)

□ 王 超 韓 雙 趙自奕

2011年3月11日，日本福島核電廠突遇里氏7級(jí)強(qiáng)烈地震并引發(fā)海嘯，多個(gè)機(jī)組的乏燃料水池在相當(dāng)長(zhǎng)的一段時(shí)間內(nèi)暫時(shí)失去冷卻的能力，并導(dǎo)致乏燃料水池(以下簡(jiǎn)稱乏池)水溫異常升高。堆芯和乏池在數(shù)次注入海水后產(chǎn)生氫氣和氧氣，打開排氣閥后，氫氣和氧氣進(jìn)入反應(yīng)堆廠房頂部發(fā)生爆炸，廠房結(jié)構(gòu)遭到嚴(yán)重?fù)p壞，放射性物質(zhì)大量釋放到環(huán)境中。

福島核事故后，國(guó)家核安全局會(huì)同有關(guān)部委對(duì)我國(guó)正在運(yùn)行和正在建造的核電廠開展了核安全檢查，為了進(jìn)一步提高我國(guó)核電廠的核安全水平，規(guī)范各核電廠共性的改進(jìn)行動(dòng)，國(guó)家核安全局依據(jù)檢查結(jié)果對(duì)各核電廠提出改進(jìn)要求，組織編制了《福島核事故后核電廠改進(jìn)行動(dòng)通用技術(shù)要求》(以下簡(jiǎn)稱《通用技術(shù)要求》)，作為核電廠后續(xù)改進(jìn)行動(dòng)的指導(dǎo)性文件。為了使乏池更加安全，通過(guò)增加乏池補(bǔ)水設(shè)計(jì)，增加了乏池補(bǔ)水的渠道，降低了我國(guó)核電站在經(jīng)受該類突發(fā)事件時(shí)的風(fēng)險(xiǎn)。本文對(duì)福島后國(guó)內(nèi)核電站乏燃料水池增加補(bǔ)水措施進(jìn)行了分類，闡述了乏燃料水池增加補(bǔ)水的設(shè)計(jì)，分析驗(yàn)證了乏燃料水池增加補(bǔ)水管道滿足功能要求。

二、乏池補(bǔ)水設(shè)計(jì)

(一)現(xiàn)行乏池冷卻系統(tǒng)。乏燃料水池是電廠乏池冷卻系統(tǒng)的一部分，下面簡(jiǎn)要說(shuō)明現(xiàn)在我國(guó)主要核電廠的乏池冷卻系統(tǒng)功能。

1．現(xiàn)役二代堆型?，F(xiàn)役二代堆型源自法國(guó)，我國(guó)多項(xiàng)目在役及在建核電機(jī)組采用該堆型?，F(xiàn)役二代堆型的乏燃料冷卻系統(tǒng)全稱為:反應(yīng)堆換料水池和乏燃料水池冷卻和凈化系統(tǒng)。該系統(tǒng)中乏池的主要作用為:一是承載乏燃料水池中的燃料元件，通過(guò)泵和換熱器導(dǎo)出其剩余釋熱。二是通過(guò)泵和除鹽器過(guò)濾器凈化去除乏燃料水池中的裂變產(chǎn)物和腐蝕產(chǎn)物，限制乏燃料水池的放射性水平，清除乏燃料水池水中的懸浮物，保持水中良好的能見度。三是乏燃料水池充以硼濃度為2100 ppm的硼水，且有足夠的水層，為操作人員提供良好的生物防護(hù);四是保證乏燃料處于次臨界狀態(tài)。

2．國(guó)外某三代堆型。國(guó)外某三代堆型系統(tǒng)，我國(guó)“十二五”新建核電廠多采用了該堆型。該三代堆型的乏燃料冷卻系統(tǒng)全稱為:乏燃料水池冷卻系統(tǒng)。該系統(tǒng)中乏池的主要作用為:一是保持乏燃料水池的水位淹沒乏燃料格架。二是除鹽器凈化乏燃料水池的循環(huán)水和換料用水，使其放射性水平維持在一個(gè)可接受的水平。三是利用從水池吸水，通過(guò)換熱器然后再返回乏燃料水池的方式排出乏燃料水池中的衰變熱。四是使乏燃料水池從沸騰中恢復(fù)，在乏燃料水池正常冷卻喪失和溫度迅速升高(包括水池沸騰)的情況下，該系統(tǒng)能停止水池沸騰并降低水池溫度到正常水平。五是凈化乏燃料水池的水。

3．我國(guó)使用三代堆型。該堆型是前蘇聯(lián)壓水動(dòng)力反應(yīng)堆的第三代堆型，我國(guó)在役在建核電站均有項(xiàng)目采用該堆型。該堆型的乏燃料冷卻系統(tǒng)全稱為:乏燃料水池冷卻系統(tǒng)，其顯著的特征是乏燃料水池內(nèi)置，過(guò)濾除鹽功能剝離，這種設(shè)計(jì)使系統(tǒng)大為簡(jiǎn)化，系統(tǒng)間的協(xié)作更為緊密。其乏池相關(guān)功能包括:一是導(dǎo)出乏燃料水池內(nèi)的乏燃料的余熱。二是將乏燃料水池的硼酸溶液引入該系統(tǒng)凈化。三是必要時(shí)保證將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。無(wú)論是哪種堆型，其乏池在系統(tǒng)中的主要功能就是承載乏燃料，通過(guò)系統(tǒng)導(dǎo)出乏燃料排出的余熱，凈化水池中的裂變產(chǎn)物和腐蝕產(chǎn)物。假設(shè)乏燃料水池發(fā)生失去冷卻或者發(fā)生泄漏事故，那么核電廠的安全將會(huì)受到極大的威脅，最終可能導(dǎo)致更加嚴(yán)重的類似福島核電站的后果。因此，乏池補(bǔ)水的重要性在核電站事故后顯得尤為突出。

(二)乏池補(bǔ)水方案設(shè)計(jì)。上述各種核電站堆型決定了其各自乏池系統(tǒng)的不同，而系統(tǒng)方案設(shè)計(jì)主要考慮核電站的堆型，以下方案是根據(jù)堆型的不同而設(shè)計(jì)的系統(tǒng)方案。

1．二代核電站堆型。按照原二代機(jī)組的設(shè)計(jì)，在事故工況下，運(yùn)行人員可以根據(jù)情況選擇從反應(yīng)堆換料水池和乏燃料水池的冷卻和處理系統(tǒng)中的換料水箱、核島除鹽水分配系統(tǒng)或核島消防系統(tǒng)獲得應(yīng)急補(bǔ)水?？紤]到福島核事故的經(jīng)驗(yàn)反饋，擬在原有補(bǔ)水措施的基礎(chǔ)上再增加一條應(yīng)急補(bǔ)水管線。該型機(jī)組在系統(tǒng)方面補(bǔ)水的設(shè)置是相同的，可以從圖1上看出，這類機(jī)組的補(bǔ)水管線均是由一根室外引入的管線，通過(guò)移動(dòng)式水泵或者消防車將應(yīng)急水源引入乏池。

2．某前蘇聯(lián)三代核電站。該型核電站有其乏池的特點(diǎn)，即為乏池布置在反應(yīng)堆廠房的內(nèi)部，但由于原反應(yīng)堆廠房結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)沒有合適的備用貫穿件，所以從場(chǎng)外直接引一條管線進(jìn)到反應(yīng)堆廠房不現(xiàn)實(shí)。從系統(tǒng)功能的角度考慮，在其原乏池及硼酸儲(chǔ)罐水凈化系統(tǒng)的管道上增加接口是最佳的選擇。

圖1 乏燃料水池增設(shè)應(yīng)急補(bǔ)水管線方案示意圖

3．“十二五”后某新型三代堆型。該項(xiàng)目反應(yīng)堆廠房?jī)?nèi)置一個(gè)換料水箱，該系統(tǒng)其它設(shè)備多按照非抗震的要求設(shè)置。為了滿足地震后的功能要求，乏池補(bǔ)水考慮的是在補(bǔ)水箱和輔助補(bǔ)水箱兩個(gè)水箱進(jìn)行取水對(duì)乏池補(bǔ)水，且單獨(dú)通過(guò)外接的一條補(bǔ)水管道進(jìn)行補(bǔ)水，這些系統(tǒng)管道和設(shè)備都是有抗震要求的，選擇的這幾條途徑可以滿足在地震的狀況下補(bǔ)水管線的可用性。

(三)方案小結(jié)。國(guó)內(nèi)各個(gè)電站的設(shè)計(jì)理念有所不同，國(guó)內(nèi)的核電站乏池補(bǔ)水設(shè)計(jì)各有特點(diǎn)。參考已經(jīng)實(shí)施的在役、在建電站的補(bǔ)水設(shè)計(jì)以及第三代非能動(dòng)的設(shè)計(jì)理念，在后續(xù)電站乏池補(bǔ)水應(yīng)考慮除正常工況下補(bǔ)水外增加兩條補(bǔ)水管線:一是非能動(dòng)補(bǔ)水管線;二是單獨(dú)布置的系統(tǒng)補(bǔ)水管線。這兩條管線的設(shè)置既能滿足事故后72小時(shí)非人員介入時(shí)的乏池冷卻，也能保證滿足單一故障準(zhǔn)則的要求。

三、結(jié)語(yǔ)

通過(guò)對(duì)上述國(guó)內(nèi)核電站的乏池補(bǔ)水分析，建立了乏池補(bǔ)水改進(jìn)的流程和實(shí)施辦法，明確了乏池補(bǔ)水管道的方案設(shè)計(jì)，并且在相應(yīng)的核電廠進(jìn)行了改造實(shí)施，相應(yīng)乏燃料水池應(yīng)急補(bǔ)水操作納入了嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則和相關(guān)規(guī)程，提高了核電站乏燃料水池在事故后的安全性，大大降低了事故后核擴(kuò)散的風(fēng)險(xiǎn)。