百万千瓦级核电厂乏燃料水池psa

百万千瓦级核电厂百万千瓦级核电厂乏燃料水池乏燃料水池 PSA中国核电工程有限公司2012.10.31工作概述工作概述 乏燃料水池 核电厂乏燃料的贮存设施，持续放出衰变热，在特定情况下可能重返临界； 目前国内外绝大多数核电厂一级 PSA的放射性释放源都限定在反应堆堆芯； 福岛核电事故中， 4号机组乏燃料水池水温异常，产生氢爆； 乏燃料水池的安全性引起了国内外核电业界的广泛关注，开展乏燃料水池的概率安全分析，从而更全面地评价核电厂的风险水平；2工作概述工作概述百万千瓦级核电厂乏燃料水池及其相关设施的结构和布置特性乏燃料水池概率安全分析建模调整、简化堆芯 PSA的技术要素及分析方法量化乏燃料水池内的风险水平增加应急补水管线增加液位连续监测装置改进项影响分析3POS编码 名称 热负荷 温度 余热移出手段 水闸门位置N 正常运行 4.2MW 50 1列 PTR系统（一台 PTR泵 +一台PTR热交换器）关闭R 换料 7.3MW 65 1列 PTR系统（一台 PTR泵 +一台PTR热交换器）打开SFP PSA建模建模 -电厂运行状态划分电厂运行状态划分表 2-1 百万千瓦 级 核 电 厂乏燃料水池 PSA POS清 单ANS“Low-power And Shutdown PRA Methodology Standard”1. 核电厂的标准运行工况，如换料停堆、功率运行；2. 乏燃料水池的状态 贮存池内的余热水平 影响事故发生后的可用缓解时间； 贮存池内的燃料元件数目 是否将整个堆芯卸至乏燃料水池； 与其他腔室的连接状态 水闸门是否就位，影响事故进程发展；4乏燃料水池正常贮存工况示意图乏燃料水池 换料操作示意图SFP PSA建模建模 -电厂运行状态划分电厂运行状态划分5始 发事件清单确定方法： 参考现有始发事件清单 失效模式与效应分析（ FMEA） 主逻辑图演绎法补充 结合福建福清核电厂一期工程实际情况始 发事件频率以通用数据为主要来源，同时采用故障树分析方法并结合国内同类型核电厂的运行经验反馈 。6SFP PSA建模建模 -始发事件分析始发事件分析序号 始发事件类 编号 始发事件1 丧失 PTR冷却 SF_RF1N POSN丧失 PTR冷却SF_RF1R POSR丧失 PTR冷却2 PTR系统破口 SF_PL1N POSN PTR系统破口SF_PL1R POSR PTR系统破口3 丧失设备冷却水系统 /重要厂用水系统 SF_OQ1NPOSN丧失 RRI/SECSF_OQ1R POSR 丧失 RRI/SEC4 丧失取水口 SF_OS1N POSN丧失取水口SF_OS1R POSR丧失取水口5 丧失安全重要电源 SF_OA1N POSN丧失安全重要电源SF_OA1R POSR丧失安全重要电源6 大载重下落 SF_TL1R POSR大载重下落事故7 丧失厂外电源 SF_TS1N POSN丧失厂外电SF_TS1R POSR丧失厂外电8 LOCA SF_BL1N POSN LOCASF_BL1R POSR LOCASFP PSA建模建模 -始发事件分析始发事件分析7SFP PSA建模建模 -事件序列分析事件序列分析非排水事故（丧失冷却能力）乏燃料水池温度高报警故障恢复 /切换至备用列向乏燃料水池提供冷却OK操纵员启动可用补水手段向乏燃料水池补水 燃料元件损坏（ FD）JPI或 SED系统向乏池补水成功成功成功失败失败OK，乏燃料水池沸腾失败燃料元件损坏（ FD）成功89SFP PSA建模建模 -事件序列分析事件序列分析排水事故乏燃料水池水位低报警及时隔离破口OK操纵员启动可用补水手段向乏燃料水池补水 燃料元件损坏（ FD）JPI或 SED系统向乏池补水成功成功成功失败失败OK，乏燃料水池沸腾失败燃料元件损坏（ FD）成功成功失败10初步定量化初步定量化 结果结果燃料元件 (Fuel Damage ,FD)损坏状态： 乏燃料 水池 的水装量由于蒸发或泄漏下降，且丧失所有补水 /冷却手段，最终 燃料元件 裸露 8组始发事件 ； 17棵事件树 ； 99个导致燃料元件损坏的事件序列 ； 177个 导致乏燃料水池发生沸腾的事件序列 ； （ Fuel Damage Frequency, FDF）为 2.17E-07/堆年，沸腾频率 为7.20E-04/堆年 ；始 发 事件 组 POS 小 计 （ 1/堆年） 百分比（ %）N RLOCA 2.19E-08 5.70E-09 2.76E-08 12.72丧 失安全重要 电 源 2.54E-08 4.04E-09 2.94E-08 13.55丧 失 RRI/SEC 6.80E-09 1.31E-10 6.93E-09 3.20丧 失取水口 1.52E-08 4.20E-10 1.56E-08 7.19丧 失 PTR冷却 7.02E-08 1.65E-09 7.20E-08 33.20PTR系 统 管 线 破口 1.33E-08 5.49E-09 1.88E-08 8.67丧 失厂外 电 3.13E-08 1.50E-08 4.64E-08 21.39大 载 重下落 0.00E+00 2.00E-10 2.00E-10 0.09小 计 （ 1/堆年） 1.84E-07 3.26E-08 2.17E-07 100.00百分比（ %） 84.95 15.05 100.00 11初步定量化结果初步定量化结果改进项影响改进项影响 分析分析 -应急补水管线应急补水管线12JPI或 SED系统向乏池补水成功成功失败OK，乏燃料水池沸腾失败燃料元件损坏（ FD）成功操纵员启动可用补水手段向乏燃料水池补水 应急补水OK，乏燃料水池沸腾13始 发 事件 组 POS 小 计 （ 1/堆年） 百分比（ %）N RLOCA 5.66E-10 1.30E-10 7.00E-10 12.24丧 失安全重要 电 源 6.55E-10 9.26E-11 7.51E-10 13.13丧 失 RRI/SEC 1.76E-10 3.00E-12 1.79E-10 3.13丧 失取水口 3.92E-10 9.61E-12 4.04E-10 7.06丧 失 PTR冷却 1.81E-09 3.78E-11 1.86E-09 32.52PTR系 统 管 线 破口 3.43E-10 1.26E-10 4.70E-10 8.22丧 失厂外 电 8.08E-10 3.43E-10 1.16E-09 20.28大 载 重下落 0.00E+00 2.00E-10 2.00E-10 3.50小 计 （ 1/堆年） 4.75E-09 9.42E-10 5.72E-09 100.00百分比（ %） 83.45 16.55 100.00 改进项影响改进项影响 分析分析 -应急补水管线应急补水管线14改进项影响改进项影响 分析分析 -应急补水管线应急补水管线应急补水手段对始发事件组下 FDF变化的影响应急补水手段对 POS下 FDF变化的影响15改进项影响分析改进项影响分析 -液位连续监测液位连续监测增设液位及温度连续测量装置乏燃料水池液位监测：原有的设计 为 液位开关，进行低液位的报警。在 PSA模型液位低报警功能 中， 考虑液位开关与液位连续监测装置冗余。16改进项影响分析改进项影响分析 -液位连续监测液位连续监测 乏燃料水池原有设计中的液位开关为非安全级设备、无抗震要求 ； 增设的液位连续测量装置 为抗震 1类 ，发生地震等外部灾害后能够实时监测乏燃料水池液位 ；17总结总结l 乏燃料水池全工况下一级内部事件 PSA的燃料元件损坏频率约为堆芯损坏频率的 1%左右，风险相较堆芯而言比较小。l 原有设计中， 主要的风险贡献始发事件 ： PTR系统大漏和 丧失厂外电 ；l 原有设计中，持续时间较长的 POSN（正常运行工况）是主要的风险贡献工况， POSR（换料工况）单位时间内的风险水平远高于 POSN；18总结总结l 根据支配性事件序列和支配性最小割集的分析结果可以看出：人误是造成乏燃料水池燃料元件损坏风险的关键因素。l 在增设应急补水管线及乏燃料水池状态连续监测设备后，能够实时监测乏燃料水池事故后的状态，有效避免燃料元件裸露，乏燃料水池燃料元件损坏风险明显降低；19参考资料参考资料1 ANS， “ Low-power And Shutdown PRA Methodology Standard” , Draft C6,