《中國核電廠外部事件安全裕量評估報告》

中國核電廠外部事件安全裕量評估報告

說明：2012年，國家核安全局要求各運行核電廠開展了外部事件

安全裕量評估。由于各核電廠詳細評估報告涉及企業(yè)知識產(chǎn)權，現(xiàn)僅

從國家核安全局2012年向國際原子能機構（IAEA）通報的《中國核電

廠安全評估報告》中摘錄出外部事件安全裕量評估相關內容附后，文

中信息是截至報告編寫時的實際情況。

3.3外部事件安全裕量評估

評估的目的

日本福島核事故發(fā)生后，世界各國對核電廠開展了各種各樣的安

全檢查和評估工作，以驗證核電廠的安全水平。這些檢查和評估基本

分成兩類，一類是評估核電廠滿足設計要求的情況，另外一類是評估

核電廠在應對超過設計基準的外部事件時的安全裕量。

國家核安全局聯(lián)合相關部門按照國務院要求開展了對核電廠的綜

合安全檢查。同時，根據(jù)福島核事故的經(jīng)驗反饋，提出了一系列的改

進要求。

為進一步評估核電廠應對超過設計基準的外部事件時的安全裕量，

優(yōu)化和落實改進措施，提高改進措施的有效性，國家核安全局要求運

行核電廠開展安全裕量評估工作，制訂了《核電廠重要外部事件裕量

評價工作方案》。

評估的實施

評估的范圍

評估范圍為全部運行核電廠。對于同廠址同堆型的核電機組選擇

—1—

一臺典型機組開展分析工作。

評估的內容

評估內容包括極端外部事件情況下的核電廠事故響應、防御措施

及事故后果緩解的有效性，特別要考察核電廠可能存在的薄弱環(huán)節(jié)和

陡邊效應，從而評估核電廠縱深防御的牢固性及安全裕量，以及目前

事故管理措施的恰當性，提出技術設施或程序方面的改進行動措施。

評估方法以確定論的觀點為基準，假定在極端自然災害發(fā)展過程

中，電廠各道防線相繼失效，但不考察失效概率。

初步評估的具體內容包括地震（始發(fā)事件）、洪水（始發(fā)事件）和

全廠斷電（安全系統(tǒng)隨后失效）。

評估的過程

2012年2月，國家核安全局制定發(fā)布了《關于運行核電廠開展外

部事件裕量評價工作的通知》，要求運行核電廠進一步評估核電廠應對

超設計基準外部事件的安全裕量，優(yōu)化和落實改進措施，提高改進措

施的有效性。2012年6月，各運行核電廠向國家核安全局報送了選定

機組的安全裕量初步分析評估報告。2012年7月，國家核安全局組織

對運行核電廠重要外部事件安全裕量開展了同行評估，對核電廠裕量

評估工作提出意見和建議。

評估的技術要求

（一）抗震裕量評估（SMA）

運行核電廠開展抗震裕量評價（以下簡稱SMA），目的是分析在超

過設計基準地震情況下能否維持電廠重要的安全功能。通過開展抗震

裕量分析，尋找薄弱環(huán)節(jié)以及可能存在的陡邊效應，分析在發(fā)生超出

設計基準地震時，安全停堆所必須的關鍵構筑物、系統(tǒng)和部件（SSC）

—2—

的可用性，從而得出電廠能夠承受的地震強度范圍，評價與電廠現(xiàn)行

執(zhí)照基準相比的裕量。

SMA在國外有成熟的評價方法，常用的SMA的方法是EPRI和NRC的

方法。此次國內核電廠SMA均采用EPRISMA方法，分析時選擇一條或

多條成功路徑。該評估辦法主要是采用確定論的觀點，基于經(jīng)驗和專

家判斷，找出所有用于緩解事故的系統(tǒng)和設備，然后在此基礎上選擇

使核電廠達到安全可靠停堆的成功路徑。

（二）洪水安全裕量評估（FMA）

運行核電廠開展洪水安全裕量評價（以下簡稱FMA），目的是考慮

在超過設計基準洪水情況下能否維持重要的安全功能。評估在不考慮

其它外部事件疊加的情況下電廠能夠承受的最大洪水位，找出薄弱環(huán)

節(jié)和緩解措施。

FMA的評價方法，主要是收集設備、系統(tǒng)和廠房的基礎數(shù)據(jù)，尋找

最有可能的水淹路徑，假定洪水位不斷上漲，各系統(tǒng)逐步失效直至堆

芯熔化，從而初步推斷出洪水導致堆芯失效的最終水位（PRD）。根據(jù)

各個電廠不同的設計基準標高，得到相應的洪水安全裕量。評價與電

廠現(xiàn)行執(zhí)照基準相比的裕量，找出薄弱環(huán)節(jié)和陡邊效應，以及是否需

要采取新的措施。

（三）抗全廠失電裕量評估

針對全廠失電事故，中國各核電廠已經(jīng)采取了較為完善的應對措

施?；诟u核事故，國家核安全局要求核電廠分別對“地震引發(fā)的

喪失外電源+全部應急電源失效”和“洪水引發(fā)的喪失外電源+全部應

急電源失效”兩種工況開展裕量評估。因時間的關系，此次各核電廠

根據(jù)各自具體情況，發(fā)生地震和洪水時對直流電源系統(tǒng)的可用性、電

—3—

池容量，持續(xù)供電時間做初步分析。

全廠失電的評估方法，考慮在沒有恢復廠外和應急柴油機電源的

情況下，依靠蓄電池供電運行的設備監(jiān)測重要參數(shù)，控制機組狀態(tài)。

供運行人員監(jiān)視機組的主要參數(shù)，此時蓄電池運行時間決定了機組處

于可控狀態(tài)時間的長短。

評估概述

地震

地震可能對核電廠的安全運行造成威脅，為了保證核電廠的安全

穩(wěn)定運行，在核電廠的設計中必須考慮抗震的能力，特別是對安全重

要的系統(tǒng)設計，必須考慮能夠抵御可能發(fā)生最大地震的影響。

在日本福島事故后，核安全監(jiān)管當局更加重視外部災害對核電廠

安全運行的影響。2012年2月16日，國家核安全局要求全部運行核電

廠對重要外部事件進行全面評估，評估內容應包括每一種極端情況下

的事故響應、防御措施的有效性及事故后果的緩解，尤其是核設施薄

弱環(huán)節(jié)和陡邊效應，從而復核核電廠縱深防御的牢固性及安全裕量，

考慮當前事故管理措施是否恰當以及電廠是否需要在設施和程序上進

行安全改進。因此，核電廠抗震裕量分析作為其中重要的一項工作被

提出。

核電廠廠址地震背景和抗震設計概述

中國大陸目前運行的核電機組共15臺，分別屬于三個廠址。浙江

秦山廠址有7臺機組，包括秦山核電廠1×320MWePWR機組，秦山第

二核電廠4×650MWPWR機組和秦山第三核電廠2×720MWCANDU6重

水堆機組；江蘇田灣廠址有2臺WWER1000機組；廣東深圳大亞灣廠址

目前有6臺運行機組，同屬于M310和改進系列。

—4—

（一）核電廠廠址地質地震背景

秦山核電廠址位于浙江海鹽秦山鎮(zhèn)，東北距上海98.0km，西南距

杭州74.0km(均指直線距離)，廠址東北面臨杭州灣。秦山核電廠址屬

于地震活動區(qū)。在廠址半徑30km的范圍內，歷史上僅發(fā)生過一次破壞

3

性地震，即1678年浙江海鹽44級地震，距廠址約11km。在該范圍內

的現(xiàn)代儀器記錄的地震也很少，僅記錄到3次大于1.0級地震，最大

震級2.4級。6級以上地震距廠址均200km以上。廠址區(qū)域的地質構造

穩(wěn)定。廠址區(qū)的地基條件良好，設施主體建筑位于穩(wěn)定的基巖之上，

無明顯的不良地質現(xiàn)象。

田灣核電廠址位于江蘇連云港，東臨黃海。廠址近區(qū)域范圍沒有

破壞性歷史地震記錄，距廠址最近的為1445年海州級地震，距廠址

32公里。廠址近區(qū)域范圍現(xiàn)代儀器記錄地震也很少廠址的地震影響主

要來自位于廠址西側約90km的郯廬斷裂帶和廠址西側約60km的南黃

海海域的地震活動。區(qū)域6級以上歷史強震主要分布在郯廬斷裂帶和

南黃海海域。田灣核電廠廠址區(qū)的地基條件良好，設施主體建筑位于

穩(wěn)定的基巖之上。

大亞灣廠址位于廣東深圳，濱臨大亞灣。廠址區(qū)域屬于中強地震

活動區(qū)，區(qū)域范圍記錄到的最大歷史地震為1918年南澳7.3級地震，

距廠址約130km。廠址近區(qū)域范圍無破壞性歷史地震記錄，儀器記錄記

錄也很少，儀器記錄到的最大地震為Ms3.3級地震。大亞灣核電廠廠

址區(qū)的地基條件良好，設施主體建筑位于穩(wěn)定的基巖之上。

（二）電廠設計基準地震

根據(jù)核電廠選址階段的地震危險性分析評估結果以及《核電廠抗

震設計規(guī)范》（GB50267-97）的要求，確定了各核電廠廠址SL-2級設

—5—

計基準地震動參數(shù)。中國各類運行核電廠的實際抗震設計，包括峰值

加速度和設計地震反應譜均能夠包絡特定廠址設計基準地震動的評估

值。各核電廠的抗震設計參數(shù)以及所在廠址的評估參數(shù)見下表：

各電廠設計基準地震（SL2）與廠址評估結果：

電廠名稱反應堆型號廠址評估值電廠設計值設計譜

秦山核電廠CNP3000.11g0.15gR.G1.60標準反應譜

秦山第二核電廠CNP6000.11g0.15gR.G1.60標準反應譜

秦山第三核電廠CANDU6000.11g0.15gR.G1.60標準反應譜

田灣核電廠WWER10000.19g0.2gR.G1.60標準反應譜

大亞灣、嶺澳核電廠M3100.19g0.2gR.G1.60標準反應譜

（三）電廠設計抗震分類

核電廠中凡屬于要確保下列安全功能的筑構物、系統(tǒng)、設備被定

為抗震Ⅰ類：

a)保持反應堆冷卻劑系統(tǒng)承壓邊界的完整性；

b)實現(xiàn)安全停堆并保持安全停堆狀態(tài)，以及排出余熱；

c)對于會導致放射性大量釋放到周圍環(huán)境的事故具有防止或減輕

其后果的能力。

抗震Ⅰ類構筑物、系統(tǒng)、設備的設計要滿足能承受安全停堆地震

（SL2）引起的載荷的要求。

所有安全相關的構筑物、系統(tǒng)、部件和設備均屬抗震Ⅰ類，這包

括安全1級、2級、3級機械設備和1E級電氣設備。安全相關的構筑

物都是抗震Ⅰ類的。

對于一些非安全級、非抗震Ⅰ類，但有抗震要求的設備，如反應

堆廠房內吊車、起重機及其他設備等，為使得其在發(fā)生安全停堆地震

情況下不會對抗震級的廠房和安全有關設備造成損害，所有這些設備

的承載部分都是抗安全停堆地震的。

—6—

目前所有運行核電機組均滿足上述抗震分類的設計要求。

下表對各電廠抗震Ⅰ類筑構物、系統(tǒng)和設備進行了簡單的描述：

電廠名稱構筑物系統(tǒng)設備

反應堆冷卻劑系統(tǒng)，化學與容積控制系統(tǒng)，

余熱排出系統(tǒng)，安全注射系統(tǒng)，乏燃料冷

安全殼及內部結構、核輔助廠卻與凈化系統(tǒng)，應急壓縮空氣系統(tǒng)，設備

房、燃料貯存廠房、換料水貯冷卻水系統(tǒng)，輔助給水系統(tǒng)，安全殼噴淋

秦山核電廠

存箱及其管溝、主控制樓、主系統(tǒng)，安全殼消氫系統(tǒng)，安全殼隔離系統(tǒng)，

（1臺機組）

蒸汽管廊、應急柴油機廠房、主蒸汽系統(tǒng)和主給水系統(tǒng)（隔離閥靠近核

排氣煙囪。島內側），重要廠用水系統(tǒng)，安全相關的通

風系統(tǒng)，重要冷凍水系統(tǒng)，消防系統(tǒng)，包

容放射性的系統(tǒng)。

反應堆冷卻劑系統(tǒng)，化學與容積控制系統(tǒng)，

余熱排出系統(tǒng)，安全注射系統(tǒng)，乏燃料冷

卻與凈化系統(tǒng)，應急壓縮空氣系統(tǒng)，設備

核島廠房、核輔助廠房、燃料

冷卻水系統(tǒng)，輔助給水系統(tǒng)，安全殼噴淋

秦山第二核電貯存廠房、換料水貯存箱及其

系統(tǒng)，安全殼消氫系統(tǒng)，安全殼隔離系統(tǒng)，

廠（4臺機組）管溝、主控制樓、主蒸汽管廊、

主蒸汽系統(tǒng)和主給水系統(tǒng)（隔離閥靠近核

應急柴油機廠房、排氣煙囪。

島內側），重要廠用水系統(tǒng)，安全相關的通

風系統(tǒng)，重要冷凍水系統(tǒng)，消防系統(tǒng)，包

容放射性的系統(tǒng)。

核島安全殼廠房及內部結構燃料通道組件、排管容器以及端屏蔽組件、

汽輪機廠房結構、核輔助廠房慢化劑主循環(huán)系統(tǒng)、慢化劑凈化系統(tǒng)、一

秦山第三核電結構、MSSV結構、乏燃料池、次熱傳輸系統(tǒng)主回路、熱傳輸重水供水和

廠（2臺機組）乏燃料干式儲存模塊、副控室排放系統(tǒng)、熱傳輸壓力控制系統(tǒng)、熱傳輸

（包括應急供電廠房）、應急堆軸封回路、熱傳輸凈化回路、熱傳輸停堆

芯冷卻系統(tǒng)高壓注射廠房。冷卻系統(tǒng)。

反應堆廠房、蒸汽間、安全廠反應堆冷卻劑系統(tǒng)，化學與容積控制系統(tǒng)，

房；重要用戶的冷卻水泵房、余熱排出系統(tǒng)，安全注射系統(tǒng)，乏燃料冷

控制廠房備用柴油發(fā)電機站卻與凈化系統(tǒng)，應急壓縮空氣系統(tǒng)，設備

（SDGS）廠房、輔助廠房、新冷卻水系統(tǒng)，輔助給水系統(tǒng)，安全殼噴淋

田灣核電站

核燃料貯存庫、固體放射性廢系統(tǒng)，安全殼消氫系統(tǒng)，安全殼隔離系統(tǒng)，

（2臺機組）

物貯存庫、從備用柴油發(fā)電站主蒸汽系統(tǒng)和主給水系統(tǒng)（隔離閥靠近核

到安全廠房和反應堆廠房的電島內側），重要廠用水系統(tǒng)，安全相關的通

纜通道、設備運輸閘門龍門架、風系統(tǒng)，重要冷凍水系統(tǒng)，消防系統(tǒng)，包

通風煙囪。容放射性的系統(tǒng)。

反應堆冷卻劑系統(tǒng)，化學與容積控制系統(tǒng)，

核島廠房、輔助廠房、電氣廠余熱排出系統(tǒng)，安全注射系統(tǒng)，乏燃料冷

房、燃料貯存廠房、輔助給水卻與凈化系統(tǒng)，應急壓縮空氣系統(tǒng)，設備

大亞灣、嶺澳箱、連接廠房、安全廠用水泵冷卻水系統(tǒng)，輔助給水系統(tǒng)，安全殼噴淋

核電廠房及管溝、柴油發(fā)電機廠房、系統(tǒng)，安全殼消氫系統(tǒng)，安全殼隔離系統(tǒng)，

（6臺機組）安全廠用水系統(tǒng)積水井、核島主蒸汽系統(tǒng)和主給水系統(tǒng)（隔離閥靠近核

廢液貯灌廠房、廢液貯存管溝、島內側），重要廠用水系統(tǒng)，安全相關的通

循環(huán)水進出水管溝。風系統(tǒng)，重要冷凍水系統(tǒng)，消防系統(tǒng)，包

容放射性的系統(tǒng)。

—7—

電廠抗震裕量分析

（一）抗震裕量分析目的和方法

按照綜合安全檢查的要求，各運行核電廠結合自身的抗震設計開

展了抗震裕量評估分析（SMA）?？拐鹪Ａ吭u價（SMA）的目的在于確認

電廠相對于SL2地震水平是否仍有足夠的裕量以確保電廠安全，同時，

通過抗震裕量分析方法尋找可能存在的薄弱環(huán)節(jié)，并驗證在發(fā)生超設

計基準地震工況下是否存在陡邊效應。

核電廠地震安全裕量評估所用的方法，主要參考美國電力研究協(xié)

會（EPRI）推薦的基于成功路徑的抗震裕量評價方法。EPRI的SMA方

法需確定能將核電廠帶到一個安全穩(wěn)定狀態(tài)（熱停堆或冷停堆）的成

功路徑，并維持安全穩(wěn)定狀態(tài)至少72小時。成功路徑上的構筑物、系

統(tǒng)、部件（SSC）必須有足夠的抗震能力來抵御超過設計基準地震的地

震事件。通過SMA方法，能夠分析在發(fā)生不同強度的地震時，安全停

堆所必須的關鍵構筑物、系統(tǒng)和部件（SSC）的可用性，從而得出電廠

能夠承受的地震強度范圍，評價與電廠現(xiàn)行執(zhí)照基準相比的裕量。

（二）抗震裕量分析對象的選擇

考慮到在同廠址存在相同設計或類似機組，本次抗震裕量分析只

選擇了具有代表性的機組作為目標機組進行抗震裕量分析：

秦山廠址分別選擇了秦山核電廠CNP300機組、秦山第二核電廠

CNP6003#機組、秦山第三核電廠CANDU6001#機組；

田灣廠址選擇了田灣核電廠WWER-10001#機組；

大亞灣、嶺澳廠址選擇了嶺澳核電廠4#機組。

（三）抗震裕量評估（SMA）步驟

a)確定審查級地震水平（RLE）：

—8—

由于抗震裕量分析在中國大陸首次展開，因此初步選定1.5倍SL2

作為審查級地震，秦山第三核電廠采用2倍SL2作為審查級地震。

b)確定成功路徑并找出成功路徑中所涉及的系統(tǒng)、設備和構筑

物:

分析采用確定論方法，基于經(jīng)驗或專家判斷，找出地震情況下可

用于將核電廠帶到安全穩(wěn)定停堆（熱停堆或冷停堆）狀態(tài)的系統(tǒng)。

在此基礎上選擇使核電廠達到安全穩(wěn)定停堆的成功路徑。

各核電廠根據(jù)具體情況初步確定一條或數(shù)條成功路徑進行分析。

c)建立成功路徑上的設備清單（SeismicEquipmentList，SEL），

并對選定的設備清單進行篩選；

找出選用的成功路徑中的相關構筑物、系統(tǒng)和設備，以及設備的

位臵和失效模式。根據(jù)抗震能力篩選原則，對可選成功路徑中的相關

構筑物、系統(tǒng)和設備進行初步篩選生成初步的抗震評價設備清單。

d)現(xiàn)場勘察（walkdown）

現(xiàn)場勘察的主要內容有：

審查先前建立的成功路徑中包含系統(tǒng)及支持系統(tǒng)的部件和結構；

現(xiàn)場勘察，進一步確定成功路徑中所包含的設備及構筑物的位臵；

現(xiàn)場勘察，調研了解成功路徑中所包含設備的支撐；

現(xiàn)場勘察，進一步確認篩選掉的設備和構筑物；

現(xiàn)場勘察，確認地震發(fā)生時，失效會影響（主要是空間上）成

功路徑緩解功能的構筑物和部件。并將其增至構筑物和設備列表中。

e)構筑物、系統(tǒng)和部件（SSCs）的地震響應分析和抗震能力分析：

根據(jù)選定的審查級地震開展新的樓層反應譜分析工作。

收集構筑物和設備列表中所列構筑物和設備的詳細的力學分析報

—9—

告或抗震鑒定試驗報告。在收集到相應報告后，根據(jù)報告先篩選掉一

些抗震能力強的構筑物和設備，再根據(jù)新的樓層反應譜開展抗震能力

分析。

f)成功路徑和電廠的抗震能力分析：

g)根據(jù)系統(tǒng)中包含的部件及相關支持系統(tǒng)的抗震能力分析結

果，對電廠抗震能力進行分析。

h)核電廠的抗震裕量評估：

根據(jù)構筑物和設備、成功路徑和電廠的抗震能力分析，完成抗震

裕量評估。

抗震裕量評估（SMA）步驟如下圖所示：

選擇抗震裕量地震

找出成功路徑中所需的系統(tǒng)和設備，確

定成功路徑

建立成功路徑上的設備清單，并對選定

的設備清單進行篩選

現(xiàn)場勘查

構筑物、系統(tǒng)和部件（SSCs）的地震響

應分析和抗震能力分析

成功路徑和電廠的抗震能力分析

核電廠的抗震裕量評價結果

—10—

（四）成功路徑的描述

秦山核電廠確定了兩條成功路徑，一條為考慮了LOOP事故緩解的

成功路徑，另外一條則在此基礎上考慮了小破口LOCA（LossofOffsite

Power），如下圖所示：

CD:堆芯損傷

穩(wěn)壓器卸壓閥未達

反應堆保護應急柴油成功

喪失廠外電輔助給水系統(tǒng)到開啟整定值或者停冷系統(tǒng)

系統(tǒng)發(fā)電機系統(tǒng)

能夠回座#1

CD

CDCD

穩(wěn)壓器卸壓閥高壓安注系統(tǒng)安全殼噴淋成功

高壓安注系統(tǒng)

打開冷段再循環(huán)及再循環(huán)#2

CDCD

CDCD

秦山第二核電廠抗震裕量地震（SME）后在LOOP和LOOP+SLOCA

情況下將反應堆帶至安全停堆的成功路徑。分別如下圖所示：

一回路邊界完整：

長

期

LHA/LHB可用余熱排出系統(tǒng)RRA冷卻安

SME反應堆停堆ASG泵啟動GCTa冷卻

（LHP/Q柴油機可用）（包括RRI+SEC）全

停

堆

小破口：

長

期

LHA/LHB可用余熱排出系統(tǒng)RRA冷卻安

SME反應堆停堆ASG泵啟動GCTa冷卻高壓安注低壓安注低壓安注再循環(huán)

（LHP/Q柴油機可用）（包括RRI+SEC）全

停

堆

秦山第三核電廠在進行抗震裕量評估時考慮了重水堆的主回路抗

震設計，認為在審查級地震水平下主回路將保持完整，不考慮小破口

狀態(tài)，由此所選擇的成功路徑如下圖：

—11—

田灣核電廠抗震裕量評估是根據(jù)對執(zhí)行安全功能的系統(tǒng)和部件的

分析，結合中國在役核電廠運行經(jīng)驗，并參考相關事故處理規(guī)程，確

定田灣核電廠抗震裕量評估優(yōu)選成功路徑如下圖：

CDCD

反應堆停堆應急柴油發(fā)

應急給水系堆芯余熱導出:大

SSE地震保護系統(tǒng)電機系統(tǒng)成功

統(tǒng)LAR/LAS氣釋放閥BRU-A

RTSSDGS

嶺澳核電廠4#機組抗震裕量評估是在功率工況下，地震事件引發(fā)

廠外電源喪失且在72小時內不能恢復，進而導致一回路冷卻劑系統(tǒng)小

破口事件發(fā)生情況下將反應堆帶至安全停堆的成功路徑。如下圖：

長期冷卻階段：

ASG水箱補水

余熱排出：

支持系統(tǒng):ASG和GCTa長

審期

交流電長期冷卻階段：保持安全殼完

查一回路水裝量安

直流電余熱排出系統(tǒng)整性：

水反應性控制：控制：全

重要廠用水安全殼噴淋

平緊急停堆高壓安注停

設備冷卻水

地低壓安注堆

震壓縮空氣余熱排出：

通風系統(tǒng)充-排：高壓安長期冷卻階段：

注、穩(wěn)壓器安安注再循環(huán)

全閥

圖中所示的實線為成功路徑

—12—

（五）抗震裕量評估的結果

根據(jù)目前已完成的抗震裕量分析工作，中國大陸運行核電廠的抗

震水平遠超出各廠址評估的地震危險性結果，均能滿足1.5倍或以上

設計基準地震（SL2）的抗震要求。下一階段各核電廠將細化抗震裕量

評估，并進一步開展對電儀設備的評估工作。

下表所示為各電廠的SMA評估結果匯總：

電廠名稱型號SMA結果描述

在抗震分析中對成功路徑中包含的SSC進行了篩選，通過對

主要構筑物、管系、閥門的整體評估初步確定了這些構筑物

秦山核電廠CNP300和部件的抗震裕量能夠滿足1.5倍SL2。對于無法通過整體

評估篩選掉的設備進行了詳細抗震裕量計算，結果表明其抗

震裕量能滿足1.5倍SL2。

根據(jù)成功路徑上的主要設備清單，對涉及到的設備進行分類，

分別評估設備的抗震能力，再作出總體評估。根據(jù)目前所作

秦山第二核電廠CNP600

的抗震裕量評估，在選定的兩條路徑上的設備的抗震裕量能

滿足1.5倍SL2。

對成功路徑清單中的所有SSC進行了識別，均具有最小0.3g

秦山第三核電廠CANDU600

的抗震能力值，具有2倍SL2的抗震裕量。

根據(jù)目前所作的設備抗震能力評估，選定的成功路徑上的抗

田灣核電廠WWER-1000

震安全裕量大于1.5倍SL2。

a）構筑物的抗震裕量較大，成功路徑上構筑物的抗震能力大

于審查地震水平。

大亞灣、嶺澳核M310、

b）目前已完成了EAS系統(tǒng)設備的抗震能力評估，對于篩選出

電廠CPR1000

的抗震能力需要分析的部件，詳細評估結果表明，抗震能力

大于1.5倍SL2。

洪水

洪水可能導致核電廠址內大量設施出現(xiàn)故障，特別是導致喪失冷

卻水供應、喪失電源及核電廠長時間孤島狀態(tài)，因此在核設施設計中

考慮了洪水所造成的風險。目前中國運行的核電廠均屬于濱海廠址，

依據(jù)《濱海核電廠廠址設計基準洪水的確定（HAD101/09）》（1990），

濱海核電廠的設計基準洪水是一個核電廠設計應經(jīng)受的洪水，它應該

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是下列洪水類型中最嚴重的：

a)可能最大風暴潮引起的洪水

b)可能最大海嘯引起的洪水（如果存在時）

c)可能最大假潮引起的洪水（如果存在時）

d)由上述a）、b）項嚴重事件的組合所引起的洪水

風浪的作用可單獨考慮或者與上述洪水組合在一起考慮。由于中

國大陸沿海的海洋水文以及地震活動特征，對沿海核電廠廠址設計基

準洪水位起控制作用的是可能最大風暴潮引起的增水，地震海嘯和假

潮引起的增水很小。在確定濱海核電廠址設計基準洪水位時，所考慮

的設計基準洪水組合為：10%天文高潮位、可能最大風暴潮增水及相應

的風浪、江河洪水（河口廠址）。關于風浪，目前中國大陸的運行核電

廠廠址都是通過修筑防波堤來防御風浪的影響，而且這些防波堤均按

照安全相關物項進行抗震設計。

核電廠的防洪設計概述

中國目前運行的核電機組分別分布在浙江的秦山、江蘇的田灣和

廣東大亞灣三個廠址，各廠址的防洪設計情況如下：

（1）秦山核電廠址

秦山核電廠址位于杭州灣的北岸，錢塘江出?？?。秦山核電廠現(xiàn)

有7臺運行核電機組，分三批建設。秦山核電廠（秦山一期）是中國

的第一座核電廠，始建于上世紀的1985年。秦山核電開始建設時期，

國家核安全局尚未成立，相應的核安全法規(guī)標準也不完善。秦山核電

廠的場坪標高當時定為5m，防波堤加擋浪墻的頂標高為9.0m，屬于典

型的“濕廠址”。在國家核安全局成立后，經(jīng)審評要求進一步提高防洪

標準，將防波堤頂標高增至9.70m；秦山第二核電廠（秦山二期）始建

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于1995年，在廠址安全評價中確定的設計基準洪水位為8.20m，主要

考慮了10%超越概率高潮位、可能最大風暴潮增水、并疊加了25年一

遇的江河洪水位。秦山第二核電廠的場坪標高確定為10.93m，在場坪

之上建有1.5m高的擋浪墻；秦山第三核電廠（秦山三期）始建于1998

年，場坪標高按照“干廠址”確定為11.80m,并增設了1m高的擋浪墻，

使檔浪墻頂標高達到12.80m。2008年，伴隨秦山廠址擴建方家山核電

廠工程，對廠址的設計基準洪水位再次進行了復核，由于錢塘江河口

水文形勢的變化特別是沿杭州灣兩岸的圍墾，以及對沿海地區(qū)發(fā)生超

強臺風研究獲得的新認識，使得秦山廠址的設計基準洪水位進一步提

高，達到10.01m，比較早期評價提高近2m。對此國家核安全局給予高

度重視，要求秦山核電基地各核電廠，按照新確定設計基準洪水位重

新評估洪水風險，并采取有效措施防范洪水威脅，提高抵御極端洪水

的能力。

（2）田灣核電廠址

田灣核電廠址位于江蘇省連云港市，東臨黃海。在田灣核電廠設

計基準洪水確定過程中，主要考慮了10%超越概率高潮位、可能最大風

暴潮增水和海平面升高。所確定的廠址設計基準洪水位為7.30m,核島

室外廠坪標高7.85m，室內地坪標高為8.0m。在廠區(qū)外圍臨海側修建

護岸防波堤，對于風浪的影響是通過護岸防波堤來防御的，防波堤堤

頂高程為9.5m。為了減少波浪爬高和越浪量，防波堤采用復式梯型斷

面的型式。

（3）大亞灣嶺澳廠址

大亞灣核電廠在上世紀80年代按照法國的規(guī)范標準進行設計，在

大亞灣核電廠建成后，又擴建了嶺澳核電廠。在廠址設計基準洪水評

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價中，主要考慮了10%超越概率天文高潮位和可能最大風暴潮增水，所

確定的廠址設計基準洪水位為6.35m，場坪標高確定為7.0m。在廠區(qū)

外圍臨海側修建防波堤，對于風浪的影響是通過護岸防波堤來防御的，

經(jīng)驗證防波堤在設計基準地震和設計基準洪水（DBF）條件下不喪失功

能。

各濱海核電廠址洪水設計

包括設計基準洪水位、廠坪、海堤工程匯總如下表：

主要防洪設施高

設計基準洪核島場地標新設計基準

廠址、電廠機組度（米，防波堤，

水位（米）高（米）洪水位（米）

擋浪墻）

秦山核電廠1#-+5.000+8.5+1.2

秦山*秦山第二核電廠1～4#+7.9+10.93+10.93+1.5+10.01

秦山第三核電廠1、2#+8.14+11.8+11.8+1.0

田灣核電廠1、2#+7.04+7.85+9.5/

大亞灣核電廠1、2#+6.25+6.50+14.70～+16.70/

大亞灣

嶺澳核電廠1～4#+6.35+7.00+13.8/

*注：秦山廠址設計基準洪水位，2008年根據(jù)方家山工程最新結論，調整為10.01米

核設施的洪水設計重新評估

福島事故后，各核電廠對核設施的防洪設計進行檢查，對洪水所

造成的風險進行重新評估。重新評估的內容應特別針對核設施所在廠

址的防洪設施的最高設計水位，即設計基準洪水位，同時還應考慮導

致洪水發(fā)生的各種現(xiàn)象及各種現(xiàn)象的組合（高河水水位、風暴、降雨、

地面水位上漲、系統(tǒng)失效、積水系統(tǒng)及構筑物故障等）。

2011年，根據(jù)秦山廠址的最新設計基準洪水位10.01m，開展了“秦

山核電廠海堤加高優(yōu)化方案，波浪水槽模型試驗”、“秦山核電基地

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秦山第二核電廠、秦山第三核電廠工程海堤前沿可能最大臺風浪進行

計算與斷面模型試驗”、“老滬杭公路、淹沒水位分析專題”等專題

分析評估工作，針對基準洪水位與可能最大臺風浪組合的作用過程，

對現(xiàn)狀海堤的典型代表斷面進行水槽模型試驗，計算其越浪量、驗證

其斷面穩(wěn)定性。

通過各專題，得到主要結論如下：

（1）杭州灣海域的波浪基本上以風浪為主，涌浪所占比例較小，

臺風是造成本工程海區(qū)大風、大浪等災害性海況的主要因素。

（2）秦山廠址各海堤斷面均保持穩(wěn)定，個別發(fā)生失穩(wěn)的斷面并不

影響主廠區(qū)安全。

（3）在最高潮位時刻，各海堤斷面有一定量的越浪量產(chǎn)生。

（4）根據(jù)越浪量計算結果，在不疊加暴雨因素情況下廠區(qū)積水深

度初步結論如下：

秦山核電廠在海堤加高方案實施后，安全廠房外最大水淹深度為

1.13m。

秦山第二核電廠場坪內部積水較淺，最大水淹深度也僅為0.37m；

秦山第三核電廠場坪內部積水較深，最大水淹高度分別為0.98m。

大亞灣核電廠址和田灣核電廠址的設計基準洪水位經(jīng)評估后沒有

變化。

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各電廠檢查后情況匯總如下：

設計基準洪

廠址、電廠機組主要防洪改進措施

水位（米）

1)海堤擬從8.5m加高到10.2m、堤面加

寬至14m，堤頂設兩道擋浪墻，內擋浪墻

秦山核電廠1#12.7m、外擋浪墻11.4m

2)安全重要廠房加裝封堵設施，按照

秦山10.011.2m高度進行封堵

秦山第二核電廠1～4#對重要廠房所有開口項進行封堵

秦山第三核電廠1#、2#對重要安全廠房按照1.2m高度進行封堵

1）逐項排查并完成有關門窗、通風口、

電纜貫穿和工藝管道貫穿等的防水封堵

田灣核電廠1#、2#7.04

2）制定實施柴油機廠房、重要廠用水泵

房等重要廠房的防水淹臨時措施

嶺澳1～4#6.35在安全重要廠房采用：

大亞灣周圍布置沙袋、安裝密封用導槽、周界門

大亞灣1#、2#6.25底邊密封處理、安裝防水擋板

核設施的洪水裕量評估

1）核設施的洪水裕量評估概述

國家核安全局要求各核電廠分析指明核設施所能承受的洪水水位，

在該水位下不會造成燃料損壞（反應堆壓力容器及乏燃料池中的燃料）。

評估內容應包括每一種極端情況下的事故響應、防御措施的有效性及

事故后果的緩解，尤其是核設施薄弱環(huán)節(jié)和陡邊效應，從而復核核電

廠縱深防御的牢固性及安全裕量，考慮當前事故管理程序是否恰當以

及電廠是否需要在設施或者程序上進行改進。評估方法以確定論的觀

點為基準，假定在這些極端自然災害發(fā)展過程中電廠各道防線相繼失

效，而不考慮失效概率。同一個廠址相同機組選擇一個機組進行分析。

根據(jù)洪水災害的特點，各核電廠于2012年6月完成核設施的洪水

裕量分析工作并向國家核安全局提交分析結果報告。洪水裕量評估基

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本方法如下：

基礎數(shù)據(jù)收集：收集重要系統(tǒng)的關鍵設

備和廠房信息，為分析提供數(shù)據(jù)支持。

水淹路徑分析：找出最有可能的水淹路

徑，從而識別可能的薄弱環(huán)節(jié)。

確定數(shù)條余熱排出的成功路徑與關鍵

設備

失效水位分析：洪水進入系統(tǒng)關鍵設備

所在房間，水位上漲直至設備失效。

堆熔水位分析：洪水水位不斷上漲，各

系統(tǒng)陸續(xù)失效，直至堆芯熔化。

計算安全裕量：堆芯熔化時的水位與設

計基準洪水位相比較，確定洪水裕量

2）洪水裕量評估對象的選擇

考慮到在同一廠址的相同設計或類似機組，本次洪水裕量評估只

選擇了具有代表性的機組作為目標機組進行洪水裕量分析，秦山廠址

分別選擇了秦山核電廠CNP300機組，秦山第二核電廠CNP6003#機組，

秦山第三核電廠CANDU6001#機組。田灣廠址選擇了田灣核電廠

WWER10001#機組，大亞灣、嶺澳廠址選擇了嶺澳核電廠M3104#機組。

3）洪水裕量評估結論

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（1）秦山核電廠址

秦山核電廠

秦山核電廠分析選擇了四條成功路徑，二條一次側成功路徑與二

條二次側成功路徑。

第一、二兩條成功路徑需要主給水系統(tǒng)正常運行，主給水泵需要

廠外電支持，認為發(fā)生洪水災害時，廠區(qū)積水超過GIS開關站場地標

高5.150m，保持廠外電已不可信，所以第一、二兩條成功路徑能承受

的水淹高度小于5.150m。

第三條成功路徑需要輔助給水系統(tǒng)投入運行，三臺輔助給水泵均

布臵在電氣廠房-6.700m層面，設備布臵標高-6.250m，當水位超過電

氣廠房擋水檻上沿（標高6.100m）的時候，電廠廠房6.100m以下層面

被淹沒，輔助給水泵失效，則該條成功路徑能承受的最大水淹高度為

6.100m。

第四條成功路徑需要安注系統(tǒng)、噴淋系統(tǒng)投入運行，安注泵布臵

在輔助廠房-6.750m，停冷泵布臵在輔助廠房-11.640m，噴淋泵布臵在

輔助廠房-11.700m。緩解系統(tǒng)的支持系統(tǒng)有設備冷卻水系統(tǒng)、重要冷

凍水系統(tǒng)、海水系統(tǒng)和應急柴油發(fā)電機系統(tǒng)。其中設備冷卻水系統(tǒng)和

重要冷凍水系統(tǒng)布臵在輔助廠房，海水系統(tǒng)在49#廠房。應急柴油發(fā)電

機廠房標高5.300m，安裝擋水檻后防水淹高度達6.100m。當水位超過

輔助廠房擋水檻上沿（標高6.100m）的時候，輔助廠房以下層面全部

淹沒，安注系統(tǒng)和噴淋系統(tǒng)及支持系統(tǒng)失效，同時柴油發(fā)電機廠房也

被水淹，則該條成功路徑能承受的最大水淹高度也為6.100m。

需要說明的是在實際情況下，電廠存在的緩解路徑可能不止以上

四條，但是這些成功路徑的水淹裕量均不會超過6.100m，對最終的結

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論無影響，故這里不再一一列出。

四條路徑的分析結論為：

第一、第二條路徑能承受的水淹高度為+5.15M，第三、第四條

路徑能承受的水淹高度為+6.1M。

秦山核電廠設計基準洪水位為+10.1m、廠坪標高+5.0m、設計廠區(qū)

PMP積水深度為0.2m。分析表明秦山核電廠為濕廠址，能承受的最大

水淹高度為+6.1m，該水位比設計基準洪水位相比低3.91m。而與廠坪

相比則高出1.10米。該值與PMP最大雨水積水深度比為1.10/0.2=5.5

倍。

當考慮海堤作用及海堤加高至12.7米后，秦山核電廠所能承受的

最大洪水高度為12.7米，比設計基準洪水位10.01米高出2.69米。

洪水裕量分析結果顯示電廠具有一定的設計裕量。如下圖示：

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反應堆廠房

輔助廠房

蒸汽發(fā)生器

門(+5.3m，安裝擋水

檻后防水淹高度為

電氣廠房

+6.1m)

(+26.3m)

汽輪機廠房主控室

設計基準洪水位

(+10.01m)(+20.9m)

(+17.3m)

汽輪發(fā)電機

海堤堤頂設冷泵

(+9.7m)(+5.8m)

(+5.3m)(+5.3m)

廠坪標高(+5.15m)

(+5.0m)

(-6.7m)(-7.3m)反應堆

黃海標高

(0m)

(-12.1m)

輔助給水泵停冷泵噴淋泵高壓安注泵上充泵

(-6.25m)(-11.6m)(-11.7m)(-6.75m)(-7.3m)

秦山核電廠廠區(qū)水淹示意圖

標高

12.7m

高于DBF高改造后電廠能

度：2.69m夠承受的最高

水位(12.7m)

10.01m

9.70m

低于DBF高

度：3.91m

6.1m

超出廠坪高度

（1.1m）

5.0m

秦山基地現(xiàn)有