海阳AP1000核电厂应急行动水平特点及应用

海阳AP1000核电厂应急行动水平特点及应用

(山东核电有限公司山东省海阳市265116)

摘要:本文介绍了我国核电厂应急行动水平(EAL)的法规要求。在第三代核电技术AP1000核电厂非能动安全特点的基础上,介绍了AP1000应急行动水平的结构、特点及应用要点,并对开发的运行控制组应急响应行动单中的应急分级方法进行了说明。

关键词:核应急;应急行动水平;初始条件;应急状态分级

引言:

按我国核安全法规HAF002《核电厂核事故应急管理条例》的规定,将核电厂核事故应急状态按其可能造成的放射性后果的严重程度分为四个等级:应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急。应急状态等级的确定主要基于以下考虑:1)当时已知的或能合理预计的潜在辐射影响;2)超过电厂设计、安全和运行范围的程度;3)对健康的威胁预计是否只限定于场区边界。核事故情况复杂,且往往具有突发性。因此,核电厂在各个应急状态下应有相对应的措施,以达到保证核设施的正常运行和工作人员、公众和环境安全的目的。因此,正确判断是否进入应急状态及进入哪一级应急状态,对及时、适当的应急响应是至关重要的。

1AP1000核电厂应急行动水平特点

1.1AP1000应急行动水平体系框架

AP1000应急行动水平以矩阵表的形式展出,具有一致性、完整性、合理性和可操作性的特点。应急行动水平按识别类进行划分,每个识别类对应一个矩阵表,矩阵表中不同的应急行动水平对应于各自的应急状态。矩阵表包含初始条件,运行模式和应急行动水平。AP1000应急行动水平体系框架如图1所示。

建立IC和EAL的基础是电厂技术规格书(TS)、最终安全分析报告(FSAR)和电厂概率风险分析(PRA)。IC是一种应急条件,其将可应急或不可能应急的大量分级条件区分开来。它可以是连续的、可测量的超出电厂技术规格书的功能,例如升高的一回路冷却剂

温度或下降的反应堆冷却剂液位(一种征兆)。也包含诸如火灾(一种事件)或反应堆冷却剂管道失效(一种事件或屏障破裂)的事件。EAL可以是仪表读数、设备状态指示、场内或场外可测量的参数值;一个离散的、可观察的事件;分析结果;启用特定的应急运行规程(EOP);或其他如发生则指示进入特定应急状态等级的现象。

1.2适用运行模式

在事件发生时已存在,且在触发任何保护系统或操纵员行动等对该条件响应之前的运行模式为与EAL相对应的适用运行模式。在每个识别类中,首先对应于四个应急状态等级给出了应急初始条件(IC),接着在每一个所给出的应急初始条件之后分别列出了相应的应急行动水平(EAL)及其编制说明和具体的参考文件。对其中的每一个IC,还特别注明了其适用运行模式。依据AP1000技术规格书,AP1000运行模式详见表1。除表1外,还有另外一种运行模式,即卸料,其含义为“所有反应堆燃料从压力容器中卸出或在换料及大修期间整个堆芯卸出”。

(a)不包括衰变热。

(b)反应堆压力容器顶盖的所有螺栓处于完全张拉状态。

(c)反应堆压力容器顶盖的一个或多个螺栓未处于完全张拉状态。

不同识别类的适用运行模式矩阵如下:

1.3AP1000EAL不同于其他国内核电厂的特点

2009年,美国NEI的EAL小组与非能动轻水反应堆的设计企业合作,出版了用于确定非能动反应堆应急行动水平的通用方法NEI07-01。AP1000EAL主要参考NEI07-01编写,与国内其他核电参考的能动反应堆应急行动水平通用方法NEI99-01相比,主要有如下特点:

(1)AP1000目前有五个识别类(识别类F、S、C、H、A),将识别类D(永久性卸料电站故障)和E(独立乏燃料储存装置事件)删除。

(2)AP1000运行模式划分有所不同,这主要是由AP1000非能动余热排除系统(PRHR)特点决定。

(3)因AP1000非能动安全系统特点,交流电源为非安全相关功能,故在识别类C和S中均没有“交流电源丧失”这一初始条件。

(4)NEI07-01适用的反应堆较为固定(AP1000和ESBWR),在IC中具体给出了各个仪表的位置和详细标识号,制订EAL时可以根据相关设计文件确定各个触发报警阈值。

3应用EAL时应注意的几个问题

3.1多事件和应急状态等级升级的处理

当多重事件同时发生,且每一事件都引起应急时,由这些事件各自引发所达到的EAL中相应于最高等级的EAL来确定应急等级。例如,两个厂房应急依然是厂房应急,一个厂房应急和一个场区应急为场区应急。

当进入应急状态后,接着又出现或派生出其它一些导致应急的事件和条件,这时应按这些事件或条件各自所达到的EAL中最高应急级别的EAL进行应急等级升级。

尽管大部分EAL提供了非常明确的阈值,应急指挥必须对得出即将超过EAL结论的事件或条件保持警惕。若根据应急指挥判断,一个即将的情况即将出现,应像阈值已经超过一样做出分级。虽然在更高的应急状态等级水平这要尤其谨慎(因为早进应急状态等级可以更有效的落实防护措施),但这要求应用于所有应急状态等级水平。

3.2应急状态等级水平降级

对于未导致电厂长时间损坏的那些厂房应急和场区应急,不作逐步降级处理,而是待应急计划所规定的应急终止条件具备后,直接予以终止。

对于导致电厂长时间损坏的场外应急和某些场区应急,更不应作逐步降级处理。应在应急终止条件具备时,直接作终止处理,然后进入“恢复”处理阶段。

对于因仪表初始示值不准确或有误,或因初始症状判断不准确或有误,而将初始应急等级定高了的情况,当发现并核实后,可作降级处理。

3.3短暂事件和瞬态条件分级

有些瞬变事件(例如“有感地震”、“自动停堆失效但手动停堆成功”),很可能在确定进入某种应急状态后,事件就已经过去。尽管如此,对于这类瞬变事件,按分级表的规定进入相应应急状态仍是必要的。因为在进入应急状态后会对电厂作必要的认真检查、观察或评价,确认未造成后果后,方终止应急。

根据《场内应急计划》规定:事件识别和应急状态分级的时限要求是15分钟。对于某些事件,可能在宣布应急状态等级之前条件就被纠正。则可以不用宣布进入应急。需要强调的是,15分钟的分级时限不是用来采取措施以防止进入应急状态的。应急分级必须深思熟虑和及时,不能延误。

在一些情况下,当可能在电厂正常预期响应期间短暂的满足进入应急状态的条件,但当这些条件是电厂设计响应或导致相应操纵员行动的一部分时,不应考虑满足宣布要求。

3.4事后发现紧急事件或条件

可能有一些情况,超过EAL阈值的电厂工况在其发生时未发现,但在工况发生后才被识别(例如,作为例行日志或记录审查的结果),并且该工况不再存在。对这些情况,不应该宣布应急,但应该按照HAF001/02/01(核电厂营运单位报告制度)要求进行报告。

3.5运行模式变化对分级影响

在事件发生时已存在,且在触发任何保护系统或操纵员行动等对该条件响应之前的运行模式为与EAL相对应的适用运行模式。若一个事件发生,并且一个较低或较高的电厂运行模式在确定应急状态等级之前达到,则宣布应基于事件发生时存在的模式。

对于发生在冷停堆或换料的事件,即使在任何后续的加热期间进入安全停堆(或更高的模式),都应根据适用运行模式为冷停堆或换料的EAL升级。特别是裂变产物屏障矩阵EAL,只对那些在安全停堆或更高模式下发生的事件才适用。

3.6时间和参数变换速率的处理

应该在确认所规定的时限已经超过或将可能超过时尽快确定其应急状态等级,而不应等到耗完所规定的时限。另外,如果探测到正在释放且不知道释放开始时间,应假设此释放时间已超过了时限。这样有利于及时启动应急组织,争取在事故早期得到控制。

4海阳核电厂应急状态分级流程开发

结合AP1000非能动特点和海阳核电厂厂址的特殊性,开发了海阳核电厂应急状态分级流程单,用以帮助当班值长和应急总指挥迅速、准确地进行应急状态分级。在进行事件分级前,关键参数已稳定,以便准确地反映电厂工况。其诊断步骤如下:

1)基于当前的运行模式,确定合适的初始条件矩阵:

热初始工况/应急行动水平(模式4及以上,包括A、H、S识别类)矩阵评估表,跳转到第2步进行裂变产物屏障评估(F识别类)。

•冷初始工况/应急行动水平(模式5及以下,包括A、H、C识别类)矩阵评估表,跳转到第3步。

2)使用《裂变产物屏障评估-F识别类》进行裂变产物屏障状态评估。

(1)选定每个裂变产物屏障的状态:

丧失潜在丧失完整

燃料包壳屏障•••

反应堆冷却剂系统屏障•••

安全壳屏障•••

(2)确定适用的最高级别的裂变产物屏障初始工况(IC):

(选择其中之一)•FG1•FS1•FA1•FU1•无

3)使用第1步中确定的初始条件矩阵评估表,评估并确定适用的最高级别的IC/EAL。

IC#或者•无

4)检查第2b步或第3步中确定的最高应急分级水平:

分级基于IC#分级基于IC#

•场外应急•厂房应急

•场区应急•应急待命

•无N/A

备注(需要的话,认定特殊的应急行动水平EAL):

5)确定应急状态分级:

组长日期//时间

6结语:

海阳核电厂应急行动水平是基于NEI07-01Rev1(DevelopmentofEmergencyActionLevelsforPassiveReactors)开发。NEI07-01综合了国际上事故分析(特别是严重事故分析)和概率风险评估的研究成果以及几十年来的核电厂运行经验反馈(特别是福岛核事故改进项),专用于AP1000和ESBWR沸水堆EAL的开发。本文在简要介绍了AP1000应急行动水平特点后,重点对应急分级的注意事项进行了说明,并在此基础上为快速、准确进行应急分级开发出来应急分级流程。

参考文献:

[1]核安全文化评估,可定性也可定量[J].姜福明.中国核工业.2011(07)

[2]核安全峰会:现实与挑战[J].王海丹,伍浩松,王政.国防科技工业.2016(04)

[3]核安全设备活动人为与组织因素相关问题的核安全监管[J].李天舒.核安全.2013(S1)

作者简介:

刘宁,男,1981.10,山东核电有限公司,工程师,多年从事电厂运行工作。

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