三代核电厂过滤排放系统功能定位分析

刘 静，王高鹏，牛世鹏，喻新利

(中国核电工程有限公司，北京 100840)

安全壳是包容核电厂放射性产物的最后一道屏障。二代改进型核电厂为应对安全壳超压威胁，保证安全壳的完整性，设置了安全壳过滤排放系统。在严重事故期间，为防止安全壳晚期超压失效，通过主动卸压的方式排出安全壳内的大气，保证安全壳压力低于其承载限值。同时，安全壳过滤排放系统中的过滤装置，使得排放到环境中的放射性物质是有限的[1]。

国内二代改进型压水堆核电厂以及自主研发的三代核电厂普遍采用具有文丘里水洗器和金属纤维过滤器的安全壳过滤排放系统设计方案[2,3]。在国外三代核电厂如美国AP1000和法国EPR的设计中，基于严重事故下熔融物滞留措施和安全壳热量导出措施的设计考虑，并没有设置专设的安全壳过滤排放系统。尽管如此，基于利益-代价分析，AP1000核电厂设计中为在安全壳非能动热量导出失效或压力容器内熔融物滞留(IVR)失效的极端情况下预留了利用现有管线从安全壳向乏燃料水池排放气体的接口。

二代改进型核电厂设计建造期间，国内法规没有对严重事故专用缓解系统的设计要求，核电厂的严重事故缓解主要依靠专设安全设施的功能扩展，安全壳晚期超压风险主要依靠安全壳喷淋系统应对。设计基准事故与严重事故的应对措施由于存在较高的相关性，安全壳晚期超压风险较大。而安全壳过滤排放系统的设置，有效降低了安全壳晚期超压风险。

HAF102—2016《核动力厂设计安全规定》中增加了关于设计扩展工况的设计要求，核电厂纵深防御层次出现了新的变化。在纵深防御第四层次提出实际消除目标，要求可能导致早期放射性释放或者大量放射性释放的事件序列被实际消除[4]。基于此目标，要求必须在工程判断、确定论和概率论评价的基础上得出一套设计扩展工况。设计必须考虑这些设计扩展工况来确定额外的事故情景，并针对这类事故制定切实可行的预防和缓解措施。

三代核电厂设计扩展工况的考虑及严重事故专用的预防和缓解措施的设计，降低了安全壳超压风险，因此安全壳过滤排放系统的功能及定位需要重新分析和明确。

1 安全壳过滤排放系统及在二代改进型电厂的功能定位

我国核电厂设置安全壳过滤排放系统起始于大亚湾核电厂，引进法国技术，安装了沙堆过滤器。自岭澳二期开始，为进一步提高过滤效率，加强热量导出能力，安装了改进的湿式安全壳过滤排放系统，系统示意图如图1。

图1 湿式安全壳过滤排放系统示意图Fig.1 The schematic of containment filtered venting system

安全壳内大气经过安全壳过滤排放系统进口管线至两道安全壳隔离阀，然后经过一套过滤组合装置(包括文丘里水洗器和金属纤维过滤器)，再经反冲洗阀、限流孔板和爆破膜排放至烟囱。通过文丘里水洗器和金属纤维过滤器的两级过滤，除了有效滞留放射性气溶胶外，对于分子碘和有机碘也具有高度的滞留效率。

安全壳过滤排放系统设计目标是防止严重事故后由于熔融堆芯与混凝土相互作用而产生的不凝结气体的累积造成安全壳大气缓慢升压，导致安全壳晚期超压失效。由于早期没有对严重事故专用缓解系统的设计要求，二代改进型核电厂的严重事故缓解主要依靠专设安全设施的功能扩展，安全壳晚期超压风险主要依靠安全壳喷淋系统应对。设计基准事故与严重事故的应对措施由于存在较高的相关性，安全壳晚期超压风险较大。考虑安全壳过滤排放系统的事故缓解功能后，二代改进型核电厂的释放类如图2所示。安全壳过滤排放系统作为安全壳卸压手段，有效的降低了安全壳晚期超压风险。

图2 二代改进型核电厂释放类结果Fig.2 The frequency of radioactivity categories in Gen Ⅱ+NPP

安全壳过滤排放系统通过主动卸压方式防止安全壳缓慢超压导致的失效，同时两级过滤也将放射性释放量最小化。对于二代改进型核电厂，安全壳过滤排放系统是必不可少的严重事故缓解措施。

2 三代核电厂纵深防御要求及安全系统设计

HAF102—2016《核动力厂设计安全规定》中调整了电厂设计中纵深防御层级的目标，如表1所示。在纵深防御第四层提出设计扩展工况的概念，并纳入设计范围；提出实际消除目标，要求可能导致早期放射性释放或者大量放射性释放的事件序列被实际消除。

表1 纵深防御各层设计目标及设计措施Table 1 Objective and design measures of levels of defense-in-depth at various levels

为满足该法规要求，三代核电厂在设计考虑了设计扩展工况，针对需要“实际消除”的事故工况，设置了一系列可靠、有效的严重事故缓解措施，如表2所示。其中为应对丧失安全壳长期排热导致的安全壳晚期超压失效，电厂设计了非能动安全壳热量导出系统。通过非能动方式，将设计扩展工况下安全壳内的热量排出。除此之外，三代核电厂还保留有安全壳过滤排放系统的设计。由于设计扩展工况的考虑，安全壳长期阶段的热量导出可用依靠非能动安全壳热量导出系统，安全壳过滤排放系统需要重新分析其功能及定位。

表2 严重事故预防和缓解措施Table 2 Prevention and mitigation measures of severe accidents

3 三代核电厂安全壳过滤排放系统功能定位分析

安全系统的功能定位，主要基于纵深防御目标及设计要求进行分析。安全壳过滤排放系统的功能为应对安全壳晚期超压，在安全壳压力达到严重威胁前通过主动卸压的方式，保证安全壳的完整性。因此分别从安全壳晚期超压及其应对措施的确定论分析，以及纵深防御第四层次的安全目标要求两个方面进行分析。

基于概率论、确定论分析和工程经验，确定出典型安全壳超压严重事故序列，包括全场断电事故(SBO)、安全壳内主蒸汽管道断裂事故(MSLB)和冷却剂系统主管道大破口事故(LLOCA)。为包络最严苛的超压风险，假设快速卸压和堆腔注水系统均可用，非能动安全壳排热系统不可用，并采用MAAP程序对这些序列进行了计算。根据表3中的分析结果，非能动安全壳排热系统有效的情况下，72 h内不会出现安全壳超压。非能动安全壳排热系统失效的情况下，事故后24 h内安全壳峰值压力最高为0.62 MPa.a，远低于安全壳失效概率曲线中5%失效概率对应的安全壳压力0.9 MPa.a。安全壳压力到达过滤排放系统开启整定值0.7 MPa.a所需时间最小约为31 h。由于三代核电厂的自由容积较大，即使在最为包络的严重事故工况下，安全壳超压进程依旧缓慢。

表3 典型安全壳超压事故序列分析结果Table 3 The analysis results of typical containment overpressure sequences

参考《“华龙一号”融合方案核电项目安全审评原则[5]》以及IAEA TECDOC—1791《Consideration on the Application of the IAEA Safety Requirements for the Design of Nuclear Power Plants[6]》，安全壳晚期超压导致的大量放射性释放是需要实际消除的工况。三代核电设计有非能动安全壳热量导出系统，用于缓解安全壳升压。根据表4中各释放类频率，考虑安全壳过滤排放系统的情况下，内部事件导致的安全壳晚期超压失效8释放类约为1.07×10-11/堆·年，总的大量放射性释放频率(LRF)约为1.91×10-8/堆·年。不考虑安全壳过滤排放系统的情况下，内部事件导致的安全壳晚期超压失效释放类约为7.63×10-9/堆·年，总的LRF约为2.65×10-8/堆·年。

表4 三代核电厂各释放类频率Table 4 The frequency of radioactivity categories in generation Ⅲ NPP

参考《“华龙一号”融合方案核电项目安全审评原则》，采用发生频率小于10-7/堆·年作为一种“实际消除”的辅助概率判断值论证。不考虑安全壳过滤排放系统的情况下，三代核电厂依旧满足实际消除安全壳晚期超压导致的大量放射性释放的目标，且满足三代核电厂LRF安全目标。

在三代先进核电厂的设计中，设计有一回路快速卸压系统、堆腔注水系统、非能动安全壳热量导出系统等一系列可靠、有效的严重事故缓解措施，在不考虑安全壳过滤排放的情况下，仍能满足安全目标及实际消除的目标。所以建议将安全壳过滤排放系统定位不作为专设的设计扩展工况措施，仅作为补充安全措施，主要定位于应对核电厂的剩余风险。

4 结论

基于HAF102—2016《核动力厂设计安全规定》中设计扩展工况的设计要求，核电厂纵深防御层次出现了新的变化。三代核电厂设计扩展工况的考虑及严重事故专用的预防和缓解措施的设计，极大地降低了安全壳超压风险。通过二级PSA分析，在不考虑安全壳过滤排放的情况下，三代核电厂仍能满足大量放射性释放频率的安全目标及实际消除安全壳晚期超压导致大量放射性释放工况的目标。

建议将安全壳过滤排放系统定位不作为专设的设计扩展工况措施，仅作为补充安全措施，主要定位于应对核电厂的剩余风险。