百万千瓦级核电厂乏燃料水池PSA

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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

2、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SFPPSA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PSAPOS清单ANS“Low-powerAndShutdownPRAMethodologyStandard”核电厂的标准运行工况，如换料停堆、功率运行；乏燃料水

3、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SFPPSA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结合国内同类型核电厂的运行经验反馈。6SFPPSA建模-始发事件分析始发事

4、件：导致乏燃料水池水位下降或冷却手段丧失的事故；排水事故非排水事故序号始发事件类编号始发事件1丧失PTR冷却SF_RF1NPOSN丧失PTR冷却SF_RF1RPOSR丧失PTR冷却2PTR系统破口SF_PL1NPOSNPTR系统破口SF_PL1RPOSRPTR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_OQ1RPOSR丧失RRI/SEC4丧失取水口SF_OS1NPOSN丧失取水口SF_OS1RPOSR丧失取水口5丧失安全重要电源SF_OA1NPOSN丧失安全重要电源SF

5、_OA1RPOSR丧失安全重要电源6大载重下落SF_TL1RPOSR大载重下落事故7丧失厂外电源SF_TS1NPOSN丧失厂外电SF_TS1RPOSR丧失厂外电8LOCASF_BL1NPOSNLOCASF_BL1RPOSRLOCASFPPSA建模-始发事件分析7SFPPSA建模-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

6、件损坏（FD）成功89SFPPSA建模-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初步定量化结果燃料元件(FuelDamage,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；（FuelD

7、amageFrequency,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（%）NRLOCA2.19E-085.70E-092.76E-0812.72丧失安全重要电源2.54E-084.04E-092.94E-0813.55丧失RRI/SEC6.80E-091.31E-106.93E-093.20丧失取水口1.52E-084.20E-101.56E-087.19丧失PTR冷却7.02E-081.65E-097.20E-0833.20PTR系统管线破口1.

8、33E-085.49E-091.88E-088.67丧失厂外电3.13E-081.50E-084.64E-0821.39大载重下落0.00E+002.00E-102.00E-100.09小计（1/堆年）1.84E-073.26E-082.17E-07100.00百分比（%）84.9515.05100.0011初步定量化结果改进项影响分析-应急补水管线12JP