AP1000核電廠地坑濾網(wǎng)下游效應(yīng)分析

張慶華，劉 宇，柴國旱

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082)

AP1000核電廠地坑濾網(wǎng)下游效應(yīng)分析

張慶華，劉 宇，柴國旱

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082)

根據(jù)相關(guān)法規(guī)和導(dǎo)則的要求，AP1000核電廠地坑濾網(wǎng)的設(shè)計考慮了LOCA事故工況下碎片堵塞對濾網(wǎng)性能的影響，并對其“下游效應(yīng)”進(jìn)行了分析論證。簡要介紹了地坑濾網(wǎng)問題的技術(shù)背景、國內(nèi)AP1000核電廠地坑濾網(wǎng)的設(shè)計情況以及AP1000核電廠針對地坑濾網(wǎng)問題的設(shè)計特性。在此基礎(chǔ)上重點闡述了AP1000核電廠地坑濾網(wǎng)“下游效應(yīng)”的分析方法、驗收準(zhǔn)則和分析結(jié)果，旨在為國內(nèi)傳統(tǒng)壓水堆核電廠的地坑濾網(wǎng)下游效應(yīng)分析提供參考和借鑒。

AP1000;核電廠;地坑濾網(wǎng);下游效應(yīng)

1 技術(shù)背景

美國核管會 (U.S.NRC)在GSI-191《碎片積累對PWR地坑性能影響的評估》中和GL 2004-02《PWR設(shè)計基準(zhǔn)事故過程中碎片堵塞對于應(yīng)急再循環(huán)的潛在影響》 (發(fā)布于2004年9月)中，表達(dá)了其對于電廠保持足夠長期堆芯冷卻能力的疑慮，并確認(rèn)了電廠為應(yīng)對地坑堵塞問題必須采取的行動。NRC的立場是電廠必須能夠證明LOCA后傳輸至地坑濾網(wǎng)的碎片不會導(dǎo)致再循環(huán)流體不可接受的壓頭損失。對于AP1000，要證明傳輸至再循環(huán)濾網(wǎng)的碎片不會顯著阻礙非能動應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)(PXS)的流動，并且不會影響 PXS的長期運(yùn)行。

依據(jù)美國核管會管理導(dǎo)則RG1.82第三版［1］和NRC發(fā)布的導(dǎo)則，AP1000核電廠評估了碎片堵塞濾網(wǎng)的潛在可能。評估考慮了濾網(wǎng)堵塞的不同因素，包括由LOCA產(chǎn)生的碎片以及在LOCA之前安全殼內(nèi)已經(jīng)存在的常駐碎片和顆粒。評估還考慮了AP1000安全殼的設(shè)計、內(nèi)部設(shè)備布置以及安全殼清潔程序。評估中使用的碎片特性是基于運(yùn)行電廠的樣品測量，在評價化學(xué)析出物時考慮了AP1000安全殼中使用的材料、事故后的水化學(xué)以及適用的研究和試驗。電廠提交的報告認(rèn)為AP1000濾網(wǎng)的設(shè)計對于AP1000預(yù)計的碎片負(fù)荷是保守的。

2 AP1000地坑濾網(wǎng)設(shè)計

AP1000有兩個安全殼再循環(huán)濾網(wǎng)和兩個安全殼內(nèi)置換料水箱 (IRWST)濾網(wǎng)，在LOCA后使用自然循環(huán)冷卻堆芯，安全殼再循環(huán)地坑是環(huán)狀腔室，濾網(wǎng)在地坑中被放置在關(guān)鍵區(qū)域以移除可能隨水遷移至此并影響堆芯冷卻的碎片。

AP1000濾網(wǎng)設(shè)計是復(fù)雜的幾何體，濾網(wǎng)是由帶孔的不銹鋼板組成，成口袋狀，網(wǎng)孔尺寸約為0.16cm?？诖鼱顬V網(wǎng)組成一個標(biāo)準(zhǔn)的筒體，將筒體結(jié)合進(jìn)而形成一個濾網(wǎng)組件。與核工業(yè)界對NRC關(guān)于地坑濾網(wǎng)評價導(dǎo)則的響應(yīng)一致，AP1000的濾網(wǎng)尺寸被大大增加了。

3 AP1000 LOCA后地坑濾網(wǎng)性能評估

AP1000安全殼設(shè)計用來滯留放射性物質(zhì)釋放并在LOCA后保證長期堆芯冷卻。從破口處流出的冷卻劑在安全殼內(nèi)較低處被非能動應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)收集用來進(jìn)行堆芯再循環(huán)。碎片由假想的管道破裂產(chǎn)生并經(jīng)再循環(huán)冷卻劑夾帶運(yùn)輸，AP1000安全殼再循環(huán)濾網(wǎng)用來防止PXS的流動路徑和設(shè)備受到碎片的影響。

LOCA產(chǎn)生的碎片會阻塞堆芯再循環(huán)的流動路徑，AP1000的設(shè)計降低了這種威脅，這包括:

(1)非能動安全系統(tǒng)的使用，以及在設(shè)計基準(zhǔn)LOCA期間沒有使用安全殼噴淋系統(tǒng)，因此再循環(huán)流速較低，碎片遷移的可能性較低。雖然AP1000有非安全級的安全殼噴淋系統(tǒng)，但其噴淋功能是手動觸發(fā)的，它僅在嚴(yán)重事故工況下使用。因此，運(yùn)行規(guī)程排除了噴淋功能在設(shè)計基準(zhǔn)事故(DBA)期間使用。

(2)在可能經(jīng)受射流沖擊的設(shè)備上使用金屬反射保溫層(RMI)，并且RMI中沒有纖維材料。在低流速下，RMI材料不會被傳輸至AP1000安全殼再循環(huán)濾網(wǎng)。因此LOCA噴放階段沒有纖維碎片產(chǎn)生。

(3)安全殼內(nèi)受影響區(qū)域 (ZOI)外圍的其他保溫材料被包裹著或不會被淹沒。

(4)保護(hù)平板使安全殼再循環(huán)濾網(wǎng)免受油漆和其他碎片的影響，并防止碎片被運(yùn)輸至濾網(wǎng)。這些碎片可能會掉落在安全殼再循環(huán)濾網(wǎng)上面的保護(hù)平板之上或在到達(dá)再循環(huán)濾網(wǎng)之前被攔截。

(5)通過增大濾網(wǎng)的面積，使通過濾網(wǎng)的冷卻劑流速進(jìn)一步降低。

(6)濾網(wǎng)面積很大，碎片在濾網(wǎng)上的堆積不會影響再循環(huán)流動。

4 AP1000下游效應(yīng)評估

“下游效應(yīng)”是指碎片通過再循環(huán)濾網(wǎng)進(jìn)入位于濾網(wǎng)下游的系統(tǒng)、結(jié)構(gòu)和設(shè)備所帶來的影響。運(yùn)行電廠使用PWR業(yè)主集團(tuán)開發(fā)的數(shù)據(jù)和方法，評估了這些效應(yīng)以支持關(guān)閉GSI-191。對AP1000進(jìn)行了兩項下游效應(yīng)的評估。第一項描述了碎片對于堆外系統(tǒng)和設(shè)備的影響，即評價壓力容器外效應(yīng)，該評估關(guān)注用于長期堆芯冷卻的流體堆外流動路徑是否被碎片破壞，是針對在AP1000長期再循環(huán)流動路徑上的管道和閥門;第二項評估是對于堆內(nèi)的下游效應(yīng)，該評估對于LOCA和隨后的堆芯沸騰，確定了在長期堆芯冷卻期間燃料棒上的化學(xué)沉積物的數(shù)量。AP1000設(shè)計的獨(dú)特性在于LOCA期間，ADS第4級管線將排放大量的水及蒸汽，這些排放大大降低了堆芯內(nèi)的化學(xué)濃度 (如硼、磷酸鈉等)。另外一個擔(dān)心是碎片可能在燃料組件格架上堆積，這可能對于保持充足的長期堆芯冷卻能力形成挑戰(zhàn)。

4.1 壓力容器外下游效應(yīng)評估方法

評估壓力容器外下游效應(yīng)的數(shù)據(jù)和方法見WCAP-16406-P(Rev.1)［2］，其 中 適 用 于AP1000設(shè)計長期堆芯冷卻再循環(huán)流動路徑的評估方法包括:

(1)燃料堵塞評估。這一特定的下游效應(yīng)評估方法包括了NRC參與討論的堆芯評估。

(2)對于閥門的堵塞和磨損評價。其中確認(rèn)的分級準(zhǔn)則適用于PWR長期堆芯冷卻再循環(huán)流動路徑上的閥門。

AP1000的一些設(shè)計特性可以降低碎片對部分下游設(shè)備的影響，對這些設(shè)備可以不進(jìn)行下游效應(yīng)的評估。針對AP1000的設(shè)計所取消的評估包括:

(1)對泵的評估，包括水力性能、軸承性能和震動分析。在AP1000非能動堆芯冷卻路徑上沒有安全相關(guān)的泵。

(2)對熱交換器堵塞和磨損的評估。在AP1000非能動堆芯冷卻再循環(huán)路徑上沒有安全相關(guān)的熱交換器。

(3)對孔的評估。在AP1000 LOCA后再循環(huán)路徑上沒有孔。

(4)碎片在儀表管線內(nèi)的沉積。在再循環(huán)路徑上沒有儀表管線要求用來支持安全相關(guān)功能。

(5)安全殼噴淋系統(tǒng) (CCS)。在設(shè)計基準(zhǔn)事故期間，AP1000不允許使用非安全級的安全殼噴淋功能，因此也不考慮對這一系統(tǒng)的影響。

4.2 AP1000再循環(huán)路徑壓力容器外下游效應(yīng)評估

再循環(huán)路徑壓力容器外下游效應(yīng)評估包括PXS再循環(huán)路徑上的每個閥門和相關(guān)管道。評估方法和接受準(zhǔn)則見報告 WCAP-16406-P (Rev.1)，以及 NRC對于該報告的安全評價［3］中適用的修正、限制和條件。

AP1000 PXS在LOCA后的流動路徑及其設(shè)備如圖1所示。圖中表明AP1000 PXS的設(shè)計中不包括泵、熱交換器、孔和噴嘴等設(shè)備因此，盡管WCAP-16406-P(Rev.1)中有可用的方法，但是針對AP1000的評估沒有包括泵、熱交換器、孔、噴嘴和儀表管線等設(shè)備。

圖1 AP1000 PXS簡化流程圖

根據(jù)WCAP-16406-P(Rev.1)中適用的初始篩選準(zhǔn)則，PXS的每一個閥門都被評估是否會被堵塞或磨損。PXS包括常開閘閥、止回閥和爆破閥，根據(jù)它們各自流動管線的直徑判斷，所有閥門都大于1in(2.54cm)。因此，根據(jù)初始篩選準(zhǔn)則，這些閥門都不需要進(jìn)一步評估其堵塞或磨損。初始篩選準(zhǔn)則中沒有包括爆破閥設(shè)計。爆破閥被作為閘閥評估，因為當(dāng)它觸發(fā)后其特性與閘閥非常相似。

PXS再循環(huán)管線上所有的儀表傳感器都固定在管道外，因此不需要評估儀表管道或傳感管線的潛在碎片堆積。此外，沒有反應(yīng)堆壓力容器水位管線系統(tǒng)或類似的系統(tǒng)要求在LOCA后長期堆芯冷卻期間保持可運(yùn)行。因此，不需評估儀表管線。

為了使評估更完整，AP1000核電廠評估了PXS流動管線的潛在碎片堆積?；诠芫€的最低流速，認(rèn)為流速足夠大并且能防止碎片在管線中沉積。因此排除了由于碎片沉積而引起的管線堵塞。

綜上，AP1000核電廠利用WCAP-16406-(Rev.1)中適用的方法和模型以及NRC對于該報告的安全評價中適用的修正、限制和條件進(jìn)行的評估表明，在LOCA后再循環(huán)中使用的AP1000 PXS設(shè)備，對于再循環(huán)流體中預(yù)計的碎片負(fù)荷是可接受的。

4.3 壓力容器內(nèi) (堆芯)下游效應(yīng)評估方法

關(guān)于堆內(nèi)下游效應(yīng)，一方面，LOCA后化學(xué)產(chǎn)物沉積于燃料包殼表面并導(dǎo)致包殼溫度升高，評估這一效應(yīng)的方法見WCAP-16793-NP，該評估方法通常適用于所有的壓水堆［4］。

另一方面，碎片可能在燃料組件格架上堆積，影響長期堆芯再循環(huán)冷卻能力。NRC在GSI-191中表明了對于保持充足的長期堆芯冷卻能力的關(guān)注，在GL2004-02中確定了電廠響應(yīng)地坑濾網(wǎng)堵塞問題所必須采取的行動。NRC的立場是電廠必須能夠證明LOCA后遷移至地坑濾網(wǎng)的碎片不會導(dǎo)致再循環(huán)泵不可接受的壓頭損失，不會阻礙通過ECCS和CSS的流動，并且不會對ECCS或CSS的長期運(yùn)行產(chǎn)生不利影響。

為證明AP1000有可接受的長期堆芯冷卻性能，評估中考慮了冷卻劑中的化學(xué)反應(yīng)可能產(chǎn)生的材料在堆芯內(nèi)的沉積。評估考慮了AP1000的設(shè)計特性，包括其設(shè)計能降低形成化學(xué)析出物的材料數(shù)量、LOCA期間沒有安全殼噴淋或安全注入泵提供長期堆芯冷卻。

AP1000設(shè)計特性大大降低了能形成化學(xué)析出物的材料數(shù)量。由于使用了結(jié)構(gòu)不銹鋼模塊化建造，其安全殼僅有少量的混凝土與事故后的水接觸。安全殼內(nèi)唯一的鋁源是堆外探測器，這些探測器包裹在不銹鋼中，使得事故后的水不會與 Al接觸。因此排除了 Al參與LOCA后的化學(xué)反應(yīng)，然而，為了保守起見，在事故后化學(xué)反應(yīng)中考慮了一定量的Al。

在WCAP-16793-NP中描述了LOCADM計算方法。評估時對保守的輸入數(shù)據(jù)做了一些簡化。這些數(shù)據(jù)和方法是適用于AP1000的，這是由于:

(1)評估有效地增加了Al的表面積以保守地考慮Zn從鍍鋅鋼中的釋放。增加Al的數(shù)量是保守的，因為Al的釋放速率比此評估中任何其他材料都高。雖然Al和Zn的堆芯沉積速率不同，但是沒有考慮堆芯上沉積物的這一材料差別，而是考慮了燃料包殼上化學(xué)沉積物的一個包絡(luò)的熱傳導(dǎo)率。

(2)評估使用了“預(yù)先填充的反應(yīng)堆和地坑選項”。選項的使用假設(shè)了整個地坑容積在時間t=0時都充滿水，不需要計算單個破口流動速率。這也是保守的，因為在瞬態(tài)開始時假設(shè)地坑是滿水的，這允許化學(xué)反應(yīng)在t=0時就開始，因此計算將產(chǎn)生更大數(shù)量的化學(xué)析出物沉積在燃料上。

(3)盡管AP1000設(shè)計排除了Al與事故后安全殼再循環(huán)流體接觸，但此評估仍假設(shè)了一定質(zhì)量的Al。

(4)評估使用了一個修正的Al釋放方法以滿足NRC的要求。NRC要求在事件的初始部分，釋放速率變成兩倍，但是總的Al釋放速率是不變的。這樣是保守的，因為在瞬態(tài)的初始階段，當(dāng)由于高堆芯余熱排出速率和由此產(chǎn)生的沸騰使燃料上的沉積物最多時，Al的釋放速率增加了。

(5)此評估考慮了可能旁通地坑濾網(wǎng)并且沉積在堆芯的纖維碎片。LOCADM中通過使用“bump-up”因子考慮了纖維碎片對沉積厚度和燃料溫度影響的定量的估計。這一因子被應(yīng)用于初始碎片負(fù)荷，其設(shè)置使30d后化學(xué)產(chǎn)物總釋放增加了旁通地坑濾網(wǎng)的纖維的最佳估算質(zhì)量。這樣是保守的，因為這允許旁通的材料能以與化學(xué)反應(yīng)產(chǎn)物相同的方式沉積在堆芯。

“bump-up”因子用來表示現(xiàn)有運(yùn)行核電廠中纖維碎片旁通地坑濾網(wǎng)的可能性，以及沉積在燃料包殼上的可能性。AP1000設(shè)計排除了纖維保溫材料的使用，因此沒有纖維碎片源。此評估中包含“bump-up”因子是保守的，而且為評估沉積在堆芯內(nèi)的材料提供了裕量。

(6)此評估考慮了AP1000核電廠的設(shè)計特性，即在熱腿上有自動泄壓系統(tǒng)(ADS)的第4級閥門。該閥門在LOCA事件期間一旦觸發(fā)，從堆芯釋放大量的水和蒸汽到安全殼內(nèi)。在LOCADM中也考慮了這一行為，基于相關(guān)的水注入和水/蒸汽排放，跟蹤了堆芯區(qū)域的化學(xué)濃度。

4.3.1驗收準(zhǔn)則

報告WCAP-16793-NP中所述的驗收準(zhǔn)則是:當(dāng)堆芯被水覆蓋時，最高包殼溫度不超過正常運(yùn)行時堆芯平均包殼溫度，即800℉(426.7℃)。這一驗收準(zhǔn)則應(yīng)用于堆芯初始驟冷之后并且與10CFR50.46(b)(4)和10 CFR50.46(b)(5)中長期堆芯冷卻要求一致。

此外AP1000長期再循環(huán)冷卻水源論證報告中提出的另一個驗收準(zhǔn)則是證明碎片在燃料棒上的總沉積 (氧化物+污垢+析出物)小于50mils(1270μm)，這一準(zhǔn)則是基于在相臨的燃料棒之間出現(xiàn)碎片橋接之前，50mils厚度是最大可接受沉積厚度。

4.3.2AP1000堆內(nèi)下游效應(yīng)評估

評估利用AP1000電廠的具體數(shù)據(jù)，使用了LOCADM表格。評估的目的是利用LOCADM表格，預(yù)測燃料包殼沉積物的生長，并確定包殼/氧化層界面溫度，這一溫度是由LOCA后冷卻劑中的雜質(zhì)進(jìn)入堆芯引起的。對于AP1000設(shè)計，評價了3種模式:

(1)最大地坑容積——最大的水體積，導(dǎo)致事故后化學(xué)產(chǎn)物的濃度較低。

(2)最小地坑體積——最小的水體積，導(dǎo)致事故后化學(xué)產(chǎn)物的濃度較高。

(3)最小地坑容積帶有纖維碎片“bumpup”因子——最小的水體積，并應(yīng)用“bumpup”因子，導(dǎo)致事故后化學(xué)產(chǎn)物濃度最高。

與運(yùn)行的傳統(tǒng)PWR核電廠相比，AP1000在相似的事故后化學(xué)負(fù)荷、化學(xué)濃度、流速和堆芯功率分布情況下，有相似的或較輕的后果。由于AP1000能從ADS第4級管線排出大量的水，這使其與運(yùn)行電廠相比，大大地降低了堆內(nèi)的化學(xué)濃度積累。

對于長期堆芯冷卻，LOCADM計算表明，兩個驗收準(zhǔn)則都得到滿足。對于以上3種情況，評估表明:

(1)包殼外徑最高溫度遠(yuǎn)低于可接受值800℉。

(2)包殼總沉積厚度遠(yuǎn)低于50mils(在此厚度下，相鄰燃料棒間的沉積碎片開始橋接)。

因此，對于事故后化學(xué)產(chǎn)物在燃料包殼表面上沉積的保守計算表明，它不會挑戰(zhàn)AP1000的長期堆芯冷卻。

5 結(jié)束語

AP1000核電廠地坑濾網(wǎng)設(shè)計中考慮了LOCA后碎片堵塞對濾網(wǎng)性能存在的潛在影響，對上游情況進(jìn)行了分析和評價;對于下游效應(yīng)的評估則分為壓力容器外效應(yīng)和堆內(nèi)的下游效應(yīng)兩種情況，使用適當(dāng)?shù)姆椒ǚ謩e進(jìn)行了相關(guān)的分析論證。壓力容器外下游效應(yīng)的評估表明在LOCA后再循環(huán)中使用的AP1000 PXS設(shè)備，對于再循環(huán)流體中預(yù)計的碎片負(fù)荷是可接受的。關(guān)于堆內(nèi)下游效應(yīng)，LOCA后化學(xué)產(chǎn)物沉積于燃料包殼并導(dǎo)致包殼溫度升高，對于長期堆芯冷卻，LOCADM方法計算結(jié)果表明滿足相關(guān)驗收準(zhǔn)則的要求。

盡管AP1000與傳統(tǒng)壓水堆的設(shè)計有所不同，但是希望通過對AP1000核電廠地坑濾網(wǎng)堵塞問題的下游分析方法和驗收準(zhǔn)則的介紹，對國內(nèi)PWR核電廠的地坑濾網(wǎng)下游效應(yīng)分析問題的解決有一定的借鑒意義。

［1］U.S.NRC.RG1.82 Revision 3.Water Sources for Long-Term Recirculation Cooling Following a Loss-of-Coolant Accident.

［2］WCAP-16406-P Revision 1.Evaluation of Downstream Sump Debris Effects in Support of GSI-191.September 2007

［3］U.S.NRC.U.S.Nuclear Regulatory Commission Safety Evaluation on WCAP-16406-P Revision 1.Evaluation of Downstream Sump Debris Effects in Support of GSI-191.September 2007

［4］WCAP-16793-NP.Evaluation of Long-Term Cooling Considering Particulate，F(xiàn)ibrous and Chemical Debris in the Recirculating Fluid.June 2007

Introduction to Sum p Screen Downstream Effect Ana lysis o f AP1000 Nuc lear Power Plant

ZHANG Qinghua，LIU Yu，CHAIGuohan
(Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China)

The design of AP1000 takes into account the potential impact of debris clogging on sump screen.In this article，the technical background of sump screen issue and the design characteristics of AP1000 to address the sump screen blockage issue are introduced.The article focuses on the“downstream effect”analysismethod，acceptance criteria and analysis result of AP1000 sump screen.Although the design of AP1000 is differentwith traditional PWR，the author expects to bring some reference to advance the downstream effect analysis in China through the introduction.

AP1000;nuclear power plant;sump screen;downstream effect