摘要：2011年3月11日日本东北太平洋地区发生里氏9.0级地震，继发生海啸，该地震导致福岛第一、第二核电站受到严重的影响，事故中沸水堆的专设安全设施接连失效，放射性物质泄漏到外部。2011年4月12日，日本原子力安全保安院将福岛核事故等级定为核事故最高分级7级（特大事故），与切尔诺贝利核事故同级[1]。福岛核事故给世界核电带来了深刻的影响，人们对沸水堆的安全性提出了质疑，随着福岛第一核电站事故处理及退役进程的推进，许多事故后果的猜测逐渐清晰，沸水堆的专设安全设施在全场断电工况是否真的不堪一击，与目前我国主流的压水堆有什么不同，压水堆的专设安全设施设置是否存在类似隐患。本文通过对比CPR1000型压水堆与BWR-4沸水堆专设安全设施，以期能分析压水堆的专设安全设施在极端自然灾害下的防御能力。
关键词：福岛；压水堆；沸水堆；专设安全设施
引言
专设安全设施是指在核电站发生事故后能依靠其功能将事故后果减到最小的一些系统，其设计必须满足核反应堆在任何情况下均能实现安全停堆，并维持安全停堆状态，确保核反应堆停堆后能从堆芯排出余热，提供手段以减少可能的放射性物质释放，确保环境、周围居民和核电站工作人员的安全[2]。国内目前主流的堆型为CPR1000压水堆及改进堆型，其专设安全设施与日本主流的沸水堆（本文主要以BWR4型为例）有很大不同，但专设安全设施的设计上仍然遵循纵深防御的原则。本文通过对比两种堆型专设安全设施的不同点，以期能分析压水堆的专设安全设施在极端自然灾害下的防御能力。
一、沸水堆专设安全设施概况
（一）福岛第一核电站沸水堆概况
福岛第一核电站1号机组采用BWR-3型沸水堆，2-5号机组采用BWR-4型沸水堆，这些机组在1974-1978年间投入商运，运行时间在37-33年之间。6号机组采用BWR-5型沸水堆，1979年商运，已运行32年。1-5号机组均采用MARK-1型安全壳，6号机组采用MARK-2型安全壳[3]。
（二）福岛核事故主要过程
地震后的海啸袭击电厂致使应急柴油机组被淹，电厂失去全部交流电源，导致全厂断电。堆芯应急冷却系统（ECCS）中，由于堆芯喷淋系统（CS）和低压安注系统（LPCI）采用电动泵，因为没有交流电源而失效。此时的反应堆只能依靠不需要交流电源的隔离冷凝器系统（IC）或堆芯隔离冷却系统（RCIC）和高压安注系统（HPCI）提供冷却。后续这些应急系统均逐渐失效，导致1-3号机组的堆芯部分熔化，燃料包壳破裂，第一、二道屏障被破坏，但冷却剂压力边界（即第三道屏障）仍然完整。1、3号机组的一次安全壳仍然完整，2号机组的一次安全壳因为氢爆而损坏，其完整性被破坏。1-4号机组的二次安全壳均已毁坏。因为多道安全屏障被破坏，大量放射性物质泄漏，其中以2号机组尤为严重[4]。
（三）BWR-4型沸水堆专设安全设施
BWR-4堆型是福岛第一核电站的主力堆型，本文主要以BWR-4型沸水堆为例进行分析。BWR-4型沸水堆包括堆芯隔离冷却系统、高压安注系统、自动卸压系统、堆芯喷淋系统和低压安注系统。堆芯隔离冷却系统（RCIC）的主要功能是在主蒸汽系统被隔离或主给水系统不可用时为反应堆压力容器提供冷却堆芯的补给水。RCIC系统不需要交流电、仪表用压缩空气以及外部冷却水系统，即可以实现其功能。高压安注系统的功能是在小破口失水事故（LOCA）时保持反应堆压力容器的水位，冷却堆芯，降低压力容器内压力，以使低压ECCS系统可以投入，并在反应堆被隔离时作为RCIC系统的备用系统。CS系统的功能是在失水事故（LOCA）情况下向反应堆压力容器提供低压补给水，冷却堆芯。自动卸压系统（ADS）的功能是当堆芯隔离冷却系统、高压安注系统不能维持反应堆压力容器水位时，将反应堆压力容器的压力降低，以便低压安注系统、堆芯喷淋系统等低压系统可以投入，冷却堆芯[5]。
二、压水堆专设安全设施概况
目前国内的CPR1000机组均采用第二代改进型三环路压水堆核电技术方案，其专设安全设施包括：安全注入系统（RIS）、安全壳喷淋系统（EAS）、辅助给水系统（ASG）、安全壳隔离系统（EIE）。还有一些系统虽然不属于专设安全设施，但也具有安全功能，它们协助完成专设安全设施功能，或者为保证专设安全设施的良好运行提供必要的条件。RIS系统由高压安全注入（HHSI）、中压安全注入（MHSI）和低压安全注入（LHSI）三个子系统组成。它们根据事故引起RCP系统的降压情况，在不同的压力下分别投运。EAS的功能是在发生LOCA或安全壳内蒸汽管道破裂事故情况下，高温、高压的蒸汽喷放出来，使安全壳内压力和温度升高，通过喷淋冷凝蒸汽，使安全壳内压力和温度降低到可接受的水平，确保安全壳的完整性。它是专设安全设施中唯一有冷源的系统。ASG系统其安全作用表现在主给水系统发生故障时，作为应急手段向蒸汽发生器二次侧供水，使一回路维持一个冷源，排出堆芯剩余功率，直到RRA系统允许投入运行为止。在此阶段，堆芯导出的热量通过蒸汽发生器产生蒸汽，蒸汽排入冷凝器或向大气排放（GCT-a）。安全壳隔离系统是为了保证安全壳作为第三道安全屏障的功能不受到损害，在发生事故时接到安全壳隔离信号后能将安全壳隔离[6]。
相对于沸水堆的小体积安全壳，CPR1000机组均有大体积的安全壳（约49000m3），在安全壳内均安装了氢气消除系统，数十台应对氢气风险的非能动氢气复合器，可以消除严重事故下安全壳中氢气积聚引发氢爆的风险。每个反应堆配有沙堆过滤器，在极端工况下，如果安全壳压力超过设计值，沙堆过滤器可以使安全壳内的放射性气体排向大气，沙堆过滤器能够滞留大部分放射性核素，避免一回路中的放射性物质直接失控向环境释放。
三、两种堆型专设安全设施对比与总结
（一）两种堆型专设安全设施对比
（二）两种堆型专设安全设施的对比分析
从上表可以看出，两种堆型在堆芯注水和冷却及安全壳降压方面均有对应的专设安全设施，且沸水堆的堆芯隔离冷却系统及高压安注系统均为非能动设计，唯一的区别在于压水堆设置了安全壳消氢装置。沸水堆未设置严重事故相关的缓解系统或措施，严重事故应对能力相对较弱。压水堆设计时已考虑相应的安全设施，增加了合理适用的严重事故预防和缓解措施来应对严重事故，提高了核电厂预防和缓解严重事故的能力，可以在事故发生后及时采用有效的对策，缓解事故后果，如在二回路设置有大气排放系统，全厂失电后可通过二回路自然循环冷却堆芯；另在极端工况下，如果安全壳压力超过设计值，可以使安全壳内的放射性气体经沙堆过滤器过滤后排向大气，可滞留大部分放射性核素，避免一回路中的放射性物质直接失控向环境释放。
四、结束语
通过上述分析对比可知，目前压水堆核电站在设计时已考虑相应的安全设施，增加了合理适用的严重事故预防和缓解措施来应对严重事故，提高了核电厂预防和缓解严重事故的能力，而且在2011年福岛核事故后，针对地震海啸等灾难增加了相关的改进项，增强了抵御极端自然灾害核事故的能力。
参考文献：
[1]网页：https://baike.baidu.com/item/%E7%A6%8F%E5%B2%9B%E6%A0%B8%E4%BA%8B%E6%95%85/10709052?fr=aladdin
[2]苏林森，杨辉玉等.压水堆核电站系统与设备，2004
[3]维基百科: http://en.wikipedia.org/wiki/Fukushima_I_Nuclear_Power_Plant
[4]東北地方太平洋沖地震発生当時の福島第一原子力発電所運転記録及び事故記録の分析と影響評価について.TEPCO,2011.5.23
[5]GE BWR-4 technology advanced manual
[6]苏林森，杨辉玉等.压水堆核电站系统与设备，2004
论文作者:孙刚
论文发表刊物:《电力设备》2018年第24期
论文发表时间:2019/1/8
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