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1、百万千瓦级核电厂 乏燃料水池PSA,中国核电工程有限公司 2012.10.31,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,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,3,SFP PSA建模-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-pow
2、er And Shutdown PRA Methodology Standard”,核电厂的标准运行工况，如换料停堆、功率运行； 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-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
3、结合国内同类型核电厂的运行经验反馈。,6,SFP PSA建模-始发事件分析,SFP PSA建模-始发事件分析,7,SFP PSA建模-事件序列分析,非排水事故（丧失冷却能力）,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,8,9,SFP PSA建模-事件序列分析,排水事故,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,初步定量化结果,燃料元件(Fuel Damage ,FD)损坏状态：乏燃料水池的水
4、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；,11,初步定量化结果,改进项影响分析-应急补水管线,12,JPI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,改进项影响分析-应急补水管线,14,改进项影响分析-应急补水管线
5、,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-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-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,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。 原有设计中，主要的风
6、险贡献始发事件：PTR系统大漏和丧失厂外电； 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,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。 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,1 ANS，“Low-power And Shutdown PRA Methodology Standard”, Draft C6, June1, 2005. 2 NRC, Operating Experience Feedback Report-Assessment of Spent Fuel Cooling, NUREG-1275 Vol.12, 1997 3 NRC, Control of Heavy Loads at Nuclear Power Plants, NUREG-0612, 1980,谢 谢！,
