1、AP1000抵御极端自然灾害和外部事件能力十问答2011 年 4 月编者按：2011 年 3 月 11 日在日本东北近海发生里氏9.0 级强烈地震和海啸，福岛第一核电站遭受严重损坏，大量放射性物质泄漏到外部。根据国际原子能机构国际核事件和放射事件分级表（INES） 的规定，福岛第一核电站事故定级为最严重的 7 级。灾情至今尚未得到有效控制，给日本国人民造成了重大灾难，给周边地区人民的生命安全带来一定威胁，并引起社会公众的普遍担忧。当前，按照“在确保安全的基础上高效发展核电”的方针，我国三代核电自主化工作正在稳步推进。AP1000 核电技术具有充分的安全保障，在设计方面为实现总的安全目标采取了周
2、密有效的措施。为了增进对 AP1000 核电技术安全性的认识，我们编写了这本小册子，从技术的角度，以问答的形式，对普遍关心的问题进行解答，希望为大家提供一定的帮助。11.AP1000 核电厂能抵御多大的地震？地震是一种自然现象，描述一次地震大小的指标是震级，震级反映了地震在震源释放的能量；描述一次地震对某一地面和各种建筑物影响强弱的指标是地震烈度。核电厂在设计时，定义了安全停堆地震 SSE，这种地震会引起地面的最大震动。在安全停堆地震条件下，要求核电厂的安全相关系统仍保持其功能能力。地面水平加速度峰值是描述安全停堆地震动水平的设计输入参数。我国核安全法规规定核电厂设计输入的地面水平加速度峰值不
3、得小于 0.15g（其中 g 为重力加速度，约合 9.8 米/秒 2） 。目前我国二代加核电设计选择的地面水平加速度峰值为0.2g。AP1000 核电厂设计选择的地面水平加速度峰值为 0.3g。按照美国核管会 SECY-93-087 的要求对2AP1000 进行地震裕度分析（Seismic Margin Aanalysis，SMA） ，即基于 PSA 考虑所有能够导致堆芯损坏或安全壳失效的事故序列，并论证在地面水平加速度大于或等于安全停堆地震设计基准 1.67 倍的条件下是否仍然能够具有较高置信度的低失效概率。结果表明，在地面水平加速度为 0.5g 的地震动水平下，AP1000 的设计特性能够
4、保证核电厂仍有良好的表现在地震导致丧失厂外电和厂内电源时，控制棒会因重力插入使反应堆停堆；非能动余热排出系统功能可用；堆芯补水箱可实现向堆芯注入。此次日本地震在核电厂附近区域的地面水平加速度峰值据估计为 0.41g 至 0.50g，因此 AP1000 核电厂能够在类似此次日本地震的条件下保持安全。32.AP1000 核电厂安全壳上的“大水箱” （非能动安全壳冷却水储存箱）在强地震条件下会不会跌落？非能动安全壳冷却水储存箱（后简称“储水箱” ）属于对保证核电厂安全性有重要作用的设备，按抗震 I 类设计。储水箱位于安全壳容器上部，与核岛的屏蔽构筑物是一个整体（如下图所示） ，其内部的湿壁为不锈钢板
5、衬里，其间的焊缝经过密封性检查，并设置了泄漏检查通道。4AP1000 储水箱与屏蔽构筑物是一个整体经美国核管会审查认可的地震裕度分析表明，在 95%置信度和 95%不发生损坏的几率下，屏蔽构筑物顶部的整体水箱可承受 0.63g 的地震水平加速度峰值。53.在发生海啸的条件下，AP1000 核电厂怎样才能不受影响？海啸是由海底地震或其他地址因素引发的具有超大波长和周期的海面波动，属于极端洪水事件。海啸包括远地海啸和近地海啸。前者在原地形成后，在大洋中传播数千里公里，使沿海地区遭到侵袭。后者由近海地震引起，但需具备足够大的水深条件。我国近海为宽缓的大陆架海域，近海地震不易引发海啸。核电厂对海啸的设
6、防，可采用如下方法。一是在核电厂选址之初，就要求核电厂厂坪的标高要高于设计基准洪水水位；二是将所有安全重要物项建在设计基准洪水水位以上；三是建造永久性的外部屏障如防波堤和其他防洪构筑物；四是对可能产生的局部越浪，设计适当的排水设施等。按照西屋公司 AP1000 的设计，柴油机厂房6位于厂坪标高上，1E 级蓄电池及相应的 1E 级直流通道和电气设备间位于比厂坪标高低的辅助厂房房间内。为防止水淹，应根据具体厂址条件，选择上述的设防措施。74.AP1000 核电厂如何应对失去外部交流电的情况？当出现外部自然事件（如地震、海啸、严重的雨雪冰冻灾害、飓风等）或外部人为事件（如火灾、爆炸等） ，核电厂会失
7、去厂外交流电。这时，AP1000 核电厂可以采取如下应对措施：第一，利用厂内备用柴油发电机供电。AP1000 核电厂有两台规格分别为 10 千伏 /4000千瓦的备用柴油发电机。每台柴油发电机在接到启动信号 120 秒以内开始带负荷，为反应堆余热导出系统提供后备电源，将反应堆堆芯的余热带走。备用柴油发电机系统的燃油能够保证每台柴油发电机以额定功率连续运行 7 天。第二，利用辅助柴油发电机供电。AP1000核电厂的附属厂房内有两台规格分别为 380 伏/35 千瓦的辅助柴油发电机。当其他电源不可用时，这两台柴油发电机为 1E 级的事故监测设施、主控室 B、 C 通道仪表、主控室照明、乏燃料池8相
8、关设备供电。辅助柴油发电机油罐的容量能够满足柴油发电机连续运行 4 天。辅助柴油发电机及其油罐放在抗震 II 级的附属厂房内。油罐也按抗震 II 级设计。第三，利用 1E 级直流和 UPS 系统供电。这个系统含有 7 组蓄电池，其中 4 组蓄电池能够为负荷提供最初 24 小时电力，2 组蓄电池为负荷提供后续 72 小时电力，此外还有 1 组备用蓄电池作为备用电源。1E 级直流和 UPS 系统为电厂仪表、控制、调试需要的安全相关设备和电厂停堆所需的其它功能供电。第四，利用非 1E 级直流和 UPS 系统供电。非 1E 级直流和 UPS 系统为电厂运行和投入保护需要的电厂非 1E 级控制和仪表负载
9、和设备以及安全壳内氢气点火器提供持续 可靠电源。在失去所有的交流电源的情况下，非 1E 级直流电源系统的蓄电池为负荷提供至少 2 小时的不间断电力。为防止直流蓄电池及其系统的水淹，可以考虑将其设置在设计基准洪水水位以上或采取防淹措施。95.AP1000 核电厂在发生事故 72 小时以后的供电问题怎么解决呢？AP1000 核电厂采用了非能动安全系统。在发生事故的情况下，主要依靠非能动安全系统实现电厂的安全功能。在发生事故的 72 小时后，可以利用两台 35 千瓦的辅助柴油发电机向下列设备提供交流电源：向 1E 级事故后监测设施装置、主控室和仪控室通风、主控室照明供电；向非能动安全壳冷却系统再循环
10、泵供电，该泵向非能动安全壳冷却水储存箱补水以确保安全壳外表面湿润，向乏燃料池补水。辅助柴油发电机在失去所有交流电和直流蓄电池耗尽后的72 小时后投入运行，其燃油储油罐的容量足以供给两台发电机运行 4 天的油量，因此，事故发生后可以有 7 天的时间安排向核电厂运送额外的燃油。辅助柴油发电机及其燃油储油罐安置在抗10震 II 类的附属厂房内。根据具体的厂址条件，可以将辅助柴油发电机系统及厂房提高到抗震 I类。辅助柴油发电机供给负荷的电气线路已连接，只需接入即可供电。116.AP1000 核电厂在发生事故 72 小时以后的非能动安全系统的水源问题怎么解决呢？AP1000 核电厂非能动安全壳冷却水储存
11、箱内储存有约 3000 立方米的除盐水。事故发生后，常关的储水箱隔离阀开启，储水箱中的水流向钢制安全壳壳体外表面的顶部。初始水流量为112.34 立方米 /小时，满足事故条件下安全壳短期冷却的要求。流量随时间自动减小并至少持续 72 小时。72 小时以后，操纵员手动启动非能动安全壳冷却系统再循环泵，将水从辅助水箱送至储水箱。辅助水箱的水装量进行长期补给持续时间至少为 4 天。此后，还可以通过消防系统或其他供水管线，向辅助水箱或储水箱补水，或通过供水管线直接向钢制安全壳顶部喷洒水流，实现安全壳长期冷却。12非能动安全壳冷却系统供水管线图PCCWST：非能动安全壳冷却水储存箱 PCCAWST：辅助
12、水箱137.AP1000 核电厂的乏燃料池如何实现冷却？正常条件下，AP1000 核电厂乏燃料池冷却系统能够排出储存的乏燃料产生的衰变热，从而将乏燃料池中的水温维持在一个可接受的温度范围内。在事故条件下，如果乏燃料池冷却系统不可用，乏燃料的冷却由池中水的热容量来承担。如果乏燃料池冷却系统长期不可用，池水将沸腾，同时水位下降。乏燃料池低水位报警信号出现后，操纵员将采取措施向乏燃料池补水。在最初的 72 小时内，安全相关的水源会提供所需的补水。事故后 72 小时到 7 天的时间内，如果安全相关的水源不足以提供所需的补水，则由非能动安全冷却辅助水箱提供补给。另外，消防水也可以通过已连接好的管路直接向
13、乏燃料池补水，多种水源可以实现对乏燃料的长期冷却。14158.AP1000 核电厂能经受住大飞机撞击吗？美国核管会于 2009 年 7 月决定要对美国本土新建的核电厂进行针对大型商用飞机撞击的评估，规定在设计中采取措施保证反应堆堆芯保持冷却或安全壳保持完整，乏燃料池保持冷却或乏燃料池保持完整。欧洲的核安全法规也要求考虑大型商用飞机撞击的问题。我国核安全法规尚未正式提出有关要求，但有可能在将来相应增加此项，针对防御大型商用飞机撞击的分析进一步予以审评，复核该项设计的可接受性。目前在建的三门和海阳 4 台 AP1000 机组，其安全壳屏蔽构筑物具有抗击小型飞机撞击的能力。美国核管会的有关规定颁布以
14、后，西屋公司相应改进设计，AP1000 安全壳屏蔽构筑物采用了新型钢板混凝土结构，能够满足美国核管会的要求。改进的设计已经向中方实现技术转让。三门和海阳依托项目的安全壳构筑物的顶部结构也做了局部改进，以便后续机组更容易16地过渡到满足这项新技术要求。179.AP1000 核电厂如何防止安全壳超压？AP1000 核电厂的钢制安全壳既是阻止放射性物质向环境释放的屏障，也是最终热阱的非能动安全换热界面。安全壳容器大部分圆柱体的厚度为 44.45 毫米，最底层厚度增加到 47.62毫米，设计压力（表压）达到 0.407 兆帕。为了应对安全壳超压，确保安全壳的结构完整性，AP1000 核电厂主要采取了如
15、下设计：一是利用非能动安全壳冷却系统，将安全壳大气中的热量直接传递到环境，限制并降低安全壳内的温度和压力；二是利用安全壳氢气控制系统，通过催化复合器和点火器相结合的方法去除氢气；三是安全壳内设置有非安全级的冷水喷淋系统，可以降压和去除裂变产物，作为非能动系统的补充。总的喷淋空间约占安全壳自由体积的 84%。四是当安全壳压力超过表压 0.66 兆帕时，利用安全壳放气通路进行安全壳放气操作。1810.AP1000 核电厂如何避免事故条件下放射性物质大量排放？首先，AP1000 核电厂利用非能动驱动的自然过程显著地降低了设计基准事故后安全壳大气中的放射性裂变产物的泄漏量。其次，装设在供气与排气管线上的安全壳隔离阀，将在接受安全壳隔离信号后自动关闭。再有，AP1000的放射性废气系统是一个直流常温活性炭延迟系统。放射性废气将在经过系统的气体冷却器、汽水分离器、活性炭保护床、活性炭延迟床的一系列处理后排出。
