压水堆核电厂冷源丧失事件风险分析

李凌超

摘 要 近年来，核电厂冷源挑战事件发生频率日益增加，冷源问题越来越受到核电厂的重视。本文通过对比，介绍了二代能动电厂和三代非能动电厂冷源配置、冷源丧失的风险分析和应对措施等。

关键词 核电厂;冷源丧失;设计基准事故;超设计事故

堆芯冷却、反应性控制、放射性包容是核电厂安全的三要素，而其中的堆芯冷却与冷源的可靠性密切相关。近年来，国内核电厂多次发生海水取水口堵塞事件，使冷源的安全可靠受到了极大挑战。核电厂取水系统堵塞问题不但可能对机组的运行产生影响，导致机组被迫降功率或停堆停机，甚至会对电厂最终热阱的可用性构成威胁。因此，核电厂冷源丧失的风险应当得到核电厂运营单位的高度重视。下文将针对国内常见的典型二代能动电厂和三代非能动电厂进行分析。

1二代能动电厂

1.1 二代能动电厂冷源系统简介

二代能动电厂设计上采用海水作为最终冷源，通过重要厂用水系统（SEC）来冷却设备冷却水系统（RRI），进而冷却相关的设备。SEC系统由两个系列组成，每个系列设置2*100%容量的泵，SEC泵从海洋中吸取海水提供给SEC/RRI热交换器。RRI系统由两个系列构成，每个系列对安全保护系统的对应列的用户和RRA进行冷却。RRI系统的其他用户通过RRI的公用管线进行冷却。该公用管线由两系列中的一个系列供水。RRI系统每个系列两台100%的RRI泵，正常运行时1用1备。热交换器同样每列也设置了两台，但按50%的容量设计。

RRI/SEC系统可以向下列负荷提供冷却：余热排出系统RRA热交换器（RRA运行时）;安全壳喷淋系统EAS热交换器（事故工况下导出余热）;反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统PTR热交换器（冷却乏燃料水池）[1]。

1.2 二代能动电厂冷源丧失风险和应对措施

由于SEC和RRI系统都是按照安全级系统设置，丧失冷源事件属于超设计基准事件。

在发生冷源丧失事故时，将会导致电厂失去下列功能：反应堆冷却剂泵（电动机与热屏）;化容控制系统（RCV）;安全壳冷却（DEG-RRM）;核取样系统（REN）;反应堆堆腔和乏燃料池冷却系统（PTR）;停堆余热排出系统（RRA）;以及其他辅助功能（DEL、DWL……）。电厂需要后撤到后备模式（温度小于170℃，压力小于4.5MPa），在后备模式下两台机组共用的RIS试验泵间断运行便可确保向冷却回路提供少量补给水，余热由蒸发器带走。为了应对冷源丧失事件，电厂配置了冷源完全丧失事故处理规程（H1.1）。失去SEC时，仍可以利用RRI的热容量，主控需要尽快切除非重要负荷，同时尽快启动EAS热交换器以利用PTR水箱内水的热容量反向冷却RRI，从而将机组带入后备模式[2]。

2三代非能动核电厂

2.1 三代非能动电厂冷源系统简介

三代非能動电厂厂用水系统（SWS）为设备冷却水系统（CCS）热交换器提供冷却水，并将热量带至循环水系统排水渠，并最终排入大海。通过CCS可以为正常余热排出系统（RNS）、主泵、乏燃料池冷却系统（SFS）等提供冷却。厂用水和设冷水系统均采用两列布置，每列包含一台泵和一个热交换器。正常运行时单列运行，停堆换料阶段两列运行。区别于二代电厂的是，厂用水和设冷水为非安全级系统[3]。

2.2 三代非能动电厂冷源丧失风险和应对措施

当电厂丧失冷源后，主泵失去冷却而跳泵，反应堆也随即停堆，主控室执行E-0规程。

非能动电厂的厂用电系统和给水系统都是按照非安全级设计，在设计基准事故情况下不要求可用。失去冷源后，使用蒸汽发生器进行冷却可以作为一种纵深防御手段。即便是蒸汽发生器不可用，电厂还设置了非能动余热排出热交换器（PRHR HX）用于将一回路热量导出到安全壳内换料水箱（IRWST）。IRWST中水被加热到沸腾后产生蒸汽进入安全壳内，通过非能动安全壳冷却系统（PCS）对安全壳外壁进行喷淋，对安全壳进行冷却。IRWST产生的蒸汽在安全壳内壁凝结，凝结水沿安全壳内壁向下流，由集水槽收集后引回IRWST，使之继续作为冷却介质。通过 PCS喷洒的冷却水和安全壳外空气的自然对流冷却，反应堆衰变热排入最终热阱—大气。通过PRHR可以将电厂维持在安全停堆状态（温度低于216℃），并且维持72h无须干预[4]。

3结束语

相较于二代电厂，三代非能动电厂安全级系统的热阱不再是海水，在面对海洋生物等冷源挑战事件时的安全性大大增加。但是，冷源事件仍然会造成停机、跳堆事件的发生，电厂仍然需要提高对于影响冷源事件的关注程度。

参考文献

[1] 环境保护部核与辐射安全中心.关于海洋异物堵塞影响核电厂冷源事件的专题报告[R].北京：环境保护部核与辐射安全中心，2016.

[2] 郭城.核电厂冷源丧失事故处理存在的风险及对策[C].首届中国工程院/国家能源局能源论坛.首届中国工程院/国家能源局能源论坛论文集.北京：中国工程院 国家能源局，2010：402-407.

[3] WANO SOER2007-2.Intake Cooling Water Blockage[R].USA：WANO，2007.

[4] 吴彦农，王娅琦，候秦脉，等.海洋异物堵塞核电厂取水系统事件的经验反馈[J].核安全，2017，16（1）：26-32.