AP1000核電站鋼制安全殼防護(hù)涂層的設(shè)計(jì)

譚功理*，王晰

（中國(guó)核電工程有限公司，北京 100840）

AP1000核電站鋼制安全殼防護(hù)涂層的設(shè)計(jì)

譚功理*，王晰

（中國(guó)核電工程有限公司，北京 100840）

AP1000堆型核電站為美國(guó)西屋電氣公司設(shè)計(jì)的第三代技術(shù)核電站，它采用雙層安全殼結(jié)構(gòu)，外安全殼為預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)，主要起輻射屏蔽和保護(hù)內(nèi)部結(jié)構(gòu)作用；內(nèi)安全殼為鋼制安全殼容器(CV)，包容了反應(yīng)堆、蒸汽發(fā)生器等主工藝系統(tǒng)設(shè)備，在事故工況下能有效防止放射性物質(zhì)外泄。介紹了AP1000核電站CV內(nèi)外表面用涂層的設(shè)計(jì)要求，對(duì)CV涂裝用無(wú)機(jī)富鋅涂層和環(huán)氧涂層的技術(shù)要求進(jìn)行了討論，并與傳統(tǒng)的 M310堆型核電站安全殼鋼襯里的涂裝要求進(jìn)行了比較。

核電站；鋼制安全殼；涂層；防輻射

1 前言

AP1000堆型核電站為美國(guó)西屋公司設(shè)計(jì)的第三代技術(shù)核電站，具有堆芯熔化和放射性核素大面積釋放概率低、采用非能動(dòng)技術(shù)處理事故等優(yōu)點(diǎn)，將成為我國(guó)第三代核電站建設(shè)的主要堆型之一。目前，我國(guó)在建的浙江三門(mén)核電站為世界上首座采用此堆型建造的核電站[1]。

與傳統(tǒng)M310堆型核電站一樣，AP1000核電站中的金屬部件及混凝土結(jié)構(gòu)表面也廣泛使用各種涂層[2-3]，其功能主要包括：

(1) 保護(hù)設(shè)備或設(shè)施的表面狀況在正常或事故條件下不惡化，如正常大氣或腐蝕性介質(zhì)環(huán)境下的耐腐蝕性能和地板的耐磨損(如交通磨損等)性能。

(2) 對(duì)于核輻射控制區(qū)，降低物項(xiàng)表面被放射性物質(zhì)污染的可能性及提高去除放射性物質(zhì)的能力。

(3) 為周?chē)h(huán)境提供明亮、豐富和潔凈的背景，增強(qiáng)工作人員的視覺(jué)感受及防止混凝土表面灰塵等的擴(kuò)散。

(4) 用于管道、設(shè)備及結(jié)構(gòu)物項(xiàng)的標(biāo)識(shí)。

本文主要介紹 AP1000非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆核電站鋼制安全殼的涂裝設(shè)計(jì)理念和涂料技術(shù)要求，為AP1000核電站鋼制安全殼的防腐、防輻射涂裝提供參考。

2 涂層的安全性設(shè)計(jì)特點(diǎn)

對(duì)于傳統(tǒng)壓水堆核電站而言，根據(jù) ASTM D5144-08e1 Standard Guide for Use of Protective Coating Standards in Nuclear Power Plants，其所用的涂料大體分為安全相關(guān)和非安全相關(guān)涂層。安全相關(guān)是指涂層的失效可能會(huì)對(duì)核電站的正常運(yùn)行或事故后安全系統(tǒng)的運(yùn)行產(chǎn)生嚴(yán)重影響，從而影響反應(yīng)堆的安全停堆[4-5]?？紤]到發(fā)生DBA(Design Basis Accident，即設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故)時(shí)，傳統(tǒng)壓水堆核電站中安全殼內(nèi)使用的涂層如果大面積失效，可能會(huì)堵塞地坑過(guò)濾器的過(guò)濾網(wǎng)，從而影響到堆芯循環(huán)冷卻水的再循環(huán)，不利于安全停堆，故傳統(tǒng)壓水堆核電站安全殼內(nèi)物項(xiàng)用涂層(包括安全殼鋼襯里表面用涂層)均為安全相關(guān)涂層。同時(shí)，安全殼外某些與安全設(shè)施運(yùn)行相關(guān)的涂層也是安全相關(guān)涂層；其他則為非安全相關(guān)涂層。因此，對(duì)于傳統(tǒng)壓水堆核電站，應(yīng)對(duì)安全殼內(nèi)物項(xiàng)用的所有涂層進(jìn)行模擬 DBA條件下的試驗(yàn)評(píng)價(jià)，以確保在發(fā)生DBA事故時(shí)不影響核電站的安全停堆。

AP1000核電站安全殼及其內(nèi)部物項(xiàng)用涂層的設(shè)計(jì)與傳統(tǒng)壓水堆核電站相比具有以下顯著特征：

(1) AP1000核電站采用雙層安全殼結(jié)構(gòu)，外安全殼為預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)，主要起輻射屏蔽和保護(hù)內(nèi)部結(jié)構(gòu)作用；內(nèi)安全殼為鋼制安全殼容器(簡(jiǎn)稱(chēng)CV)，它包容了反應(yīng)堆、蒸汽發(fā)生器等主工藝系統(tǒng)設(shè)備，在事故工況下能有效防止放射性物質(zhì)外泄。CV由 ASME SA-738鋼板和B級(jí)碳鋼板焊接而成，主要起密封和事故后核素包容作用，在發(fā)生DBA時(shí)，內(nèi)層的鋼制安全殼還可作為非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)的一部分，為安全殼內(nèi)的熱量導(dǎo)出起傳導(dǎo)作用。由于AP1000核電站的內(nèi)外安全殼相互分離，故 CV的內(nèi)外表面均需涂漆，而M310核電站為預(yù)應(yīng)力混凝土內(nèi)襯鋼襯里結(jié)構(gòu)，只需對(duì)襯里內(nèi)表面涂漆。而且為保證DBA后安全殼內(nèi)熱量的導(dǎo)出，AP1000核電站CV用涂層需具有一定的導(dǎo)熱能力。

(2) AP1000核電站的結(jié)構(gòu)和涂層設(shè)計(jì)可避免DBA后安全殼內(nèi)失效的涂層遷移到過(guò)濾器堵塞濾網(wǎng)，或進(jìn)入主回路而影響安全停堆：通過(guò)規(guī)定安全殼內(nèi)物項(xiàng)用涂層的干膜密度(無(wú)機(jī)鋅涂層≥3 000 kg/m3，環(huán)氧涂層1 500 kg/m3)及內(nèi)部結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)，使事故后再循環(huán)冷卻水的流速遲緩，以確保事故后失效的涂層沉積于各樓層底板而不遷移到再循環(huán)過(guò)濾網(wǎng)口；同時(shí)在過(guò)濾網(wǎng)附近不使用任何涂層，且設(shè)置不銹鋼擋板以使遷移到再循環(huán)濾網(wǎng)的涂層最少化。由于濾網(wǎng)為豎直布置，網(wǎng)口距底板有一定高度，故即使有極少量涂層碎片遷移到安全殼再循環(huán)濾網(wǎng)，也會(huì)沉積到地坑底板而不會(huì)堵塞過(guò)濾網(wǎng)。因此，AP1000核電站CV內(nèi)涂層(CV內(nèi)表面上的涂層除外)均被劃分為非安全相關(guān)涂層，為服役II區(qū)涂層(Coating Service Level II)，它與ASTM D5144中的CSL-II不同，ASTM D5144中的CSL-II僅包括安全殼外物項(xiàng)用涂層。但AP1000核電站根據(jù)業(yè)主的要求和保守的考慮，對(duì) CV內(nèi)物項(xiàng)用涂層系統(tǒng)也均要求經(jīng)過(guò)模擬DBA試驗(yàn)鑒定。

3 CV內(nèi)外表面用涂層要求

3. 1 CV內(nèi)外表面用涂層設(shè)計(jì)要求

圖1為AP1000核電站安全殼結(jié)構(gòu)和非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)運(yùn)行示意圖。可見(jiàn)，AP1000核電站采用雙層安全殼，其內(nèi)層鋼制安全殼與外層混凝土安全殼基本為相互獨(dú)立的實(shí)體。

圖1 CV結(jié)構(gòu)及非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)示意圖Figure 1 Schematic diagram for CV configuration and cooling system of passive safety crust

內(nèi)層的鋼制安全殼為完整的密閉碳鋼容器，在正常運(yùn)行期間，為保證碳鋼的耐腐蝕，需對(duì)其內(nèi)外表面進(jìn)行涂層防護(hù)，故 CV用涂層應(yīng)具有較好的耐蝕性。由于在發(fā)生DBA事故時(shí)，CV內(nèi)溫度和壓力迅速升高，布置于混凝土安全殼結(jié)構(gòu)頂部的非能動(dòng)安全殼冷卻水箱將冷卻水噴淋到CV頂部，水流沿著CV容器上半部的外壁而下，故外壁上的涂層應(yīng)具有較好的潤(rùn)濕性和導(dǎo)熱性，以利于水流帶走CV內(nèi)的熱量，使CV溫度和壓力得到緩解而不損害容器，避免核素釋放到安全殼外環(huán)境中。

以上 CV表面用涂層系統(tǒng)的耐蝕性、導(dǎo)熱性和潤(rùn)濕性對(duì)于AP1000核電站的正常運(yùn)行和DBA后的事故處理都有著重要的安全功能，故 CV內(nèi)外表面用涂層均被劃分為安全相關(guān)涂層。

為滿(mǎn)足以上安全相關(guān)功能要求，AP1000核電站CV用涂層在需保證較好導(dǎo)熱能力的區(qū)域內(nèi)均要求使用無(wú)機(jī)鋅涂層，對(duì)于以防腐和去放射性沾污為主的區(qū)域，則應(yīng)在其上加涂一層環(huán)氧面漆。表1對(duì)CV內(nèi)外表面(表面材料為碳鋼)用涂層的涂料設(shè)計(jì)、涂層安全相關(guān)特性及涂層分區(qū)進(jìn)行了描述。其中，涂層服役分區(qū)的定義為：

(1) 服役I區(qū)──位于反應(yīng)堆安全殼內(nèi)，此區(qū)域內(nèi)的涂層失效可能會(huì)對(duì)失水事故后流體系統(tǒng)的正常運(yùn)行不利，從而影響安全停堆，此服役區(qū)的涂層為安全相關(guān)涂層。

(2) 服役II區(qū)──位于輻射控制區(qū)，其失效不會(huì)對(duì)安全相關(guān)系統(tǒng)、構(gòu)筑物或部件造成有害影響，此服役區(qū)的涂層為非安全相關(guān)涂層。

(3) 服役III區(qū)──位于反應(yīng)堆安全殼外，此區(qū)域內(nèi)的涂層失效可能會(huì)對(duì)安全相關(guān)系統(tǒng)、構(gòu)筑物或部件的安全功能造成有害影響，此服役區(qū)的涂層為安全相關(guān)涂層。

表1 CV內(nèi)外表面用涂層的安全相關(guān)特性及分區(qū)Table 1 Safety-related property and subarea of coatings for inside and outside surface of CV

對(duì)于 CV上大面積使用富鋅涂層是否會(huì)引起產(chǎn)氫量增加而對(duì)安全不利的問(wèn)題，2003年實(shí)施的最終修正的10CFR50.44“核動(dòng)力堆的可燃?xì)怏w控制”去除了設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況下鋅腐蝕導(dǎo)致氫產(chǎn)生的相關(guān)要求，包括安全殼內(nèi)所使用涂料中的鋅。CV內(nèi)表面用無(wú)機(jī)鋅涂層無(wú)增強(qiáng)潤(rùn)濕性的要求，但要進(jìn)行非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)試驗(yàn)和分析，并將其結(jié)果作為安全相關(guān)的依據(jù)。

3. 2 無(wú)機(jī)富鋅涂層技術(shù)要求

結(jié)合以上 CV內(nèi)外表面用涂層的功能和安全性分析，在AP1000核電站的實(shí)際設(shè)計(jì)中，對(duì)CV用無(wú)機(jī)富鋅涂層提出了如下具體要求：

(1) 耐蝕性。安全殼安裝后，其內(nèi)部結(jié)構(gòu)不再直接暴露于海洋氣候環(huán)境中，故在整個(gè)電站的運(yùn)行期內(nèi)，由室外氣候引起的腐蝕對(duì)這些表面來(lái)說(shuō)可不予考慮。盡管如此，涂層的防腐保護(hù)能力對(duì) CV容器的完整性也是一個(gè)重要的安全相關(guān)設(shè)計(jì)因素。故AP1000核電站要求CV內(nèi)外表面用無(wú)機(jī)富鋅涂層按ASTM B 117進(jìn)行3 000 h以上的鹽霧試驗(yàn)，驗(yàn)收標(biāo)準(zhǔn)為試驗(yàn)后不出現(xiàn)大于4 mm的劃痕。

(2) 傳熱性。規(guī)定無(wú)機(jī)富鋅涂層按ASTM E1530-11 Standard Test Method for Evaluating the Resistance to Thermal Transmission of Materials by the Guarded Heat Flow Meter Technique測(cè)試時(shí)，其熱導(dǎo)率≥0.5 W/(m·K) (測(cè)試溫度為35 °C)。影響涂層導(dǎo)熱能力的主要因素為導(dǎo)熱系數(shù)和干膜厚度。涂層干膜厚度越大，對(duì)DBA后CV內(nèi)熱量傳導(dǎo)的影響越大。為保證良好的導(dǎo)熱性，規(guī)定無(wú)機(jī)富鋅涂層的干膜厚度不超過(guò)150 μm。同時(shí)要求涂層按ASTM E1461或E1269測(cè)試時(shí)其比熱不小于0.3 kJ/(kg·°C)。且對(duì)熱擴(kuò)散系數(shù)有明確規(guī)定：對(duì)于濕膜，要求其熱擴(kuò)散系數(shù)≥0.9；對(duì)于干膜，要求其熱擴(kuò)散系數(shù)≥0.8。

(3) 潤(rùn)濕性。因?yàn)锳P1000核電站設(shè)計(jì)人員已采用Carboline公司的 Carbozinc 11 HSN和 PPG公司的Dimetcote D9N進(jìn)行了非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)整體試驗(yàn)，故要求其他涂層在使用掃描電子顯微鏡放大一定倍數(shù)檢測(cè)涂層微觀孔隙率和橫截面時(shí)，應(yīng)與以上經(jīng)過(guò)試驗(yàn)鑒定的2種涂層配套相當(dāng)，同時(shí)要求其在水平狀態(tài)下與水滴的接觸潤(rùn)濕角應(yīng)不大于30°。

(4) 干膜密度。由于無(wú)機(jī)富鋅涂層脫落后在水溶液中容易形成細(xì)小的顆粒，而不易形成碎片沉降，故要求其密度足夠大，不隨水遷移到再循環(huán)濾網(wǎng)進(jìn)入堆芯。因此，其最小干膜密度要求≥3 kg/m3。

(5) 抗DBA能力。如前所述，對(duì)于CV內(nèi)表面用涂層，為保證涂層在DBA條件下不脫落，應(yīng)對(duì)其進(jìn)行模擬 DBA試驗(yàn)。試驗(yàn)要求先按 ASTM D4082-10 Standard Test Method for Effects of Gamma Radiation on Coatings for Use in Nuclear Power Plants進(jìn)行耐輻照試驗(yàn)(最少1 × 109的γ輻照劑量)，再根據(jù)表2中的溫度/壓力變化規(guī)律，按ASTM D3911進(jìn)行模擬DBA試驗(yàn)。

表2 AP1000核電站CV內(nèi)表面用涂層系統(tǒng)模擬DBA試驗(yàn)溫度/壓力數(shù)據(jù)Table 2 Temperature and press data of coating systems for internal surface of CV in AP1000 nuclear power plant during DBA simulating test

(6) 成分。無(wú)機(jī)富鋅涂層應(yīng)滿(mǎn)足SSPC-Paint 20及鋅含量≥85%的要求。鋅粉顆粒尺寸應(yīng)不小于3 μm，且不大于10 μm。

(7) 表面處理。對(duì)于無(wú)機(jī)富鋅涂層的初始涂裝和修補(bǔ)，表面處理均應(yīng)滿(mǎn)足SSPC-SP 10 NACE No.2 Near White Blast Cleaning的要求，表面粗糙度為30 ～ 60 μm。

(8) 涂層修補(bǔ)。應(yīng)使用與原涂層相同牌號(hào)的無(wú)機(jī)富鋅涂層進(jìn)行修復(fù)。新涂層與原涂層的交接處一般為對(duì)接型，除非在模擬DBA試驗(yàn)時(shí)有所反映，否則不允許交疊。

(9) 質(zhì)保。涂料的生產(chǎn)、采購(gòu)、運(yùn)輸和貯存均應(yīng)按照10CFR50附錄B的要求執(zhí)行[6]，并滿(mǎn)足RG1.54[7]及ASTM D5144的補(bǔ)充要求。涂料施工人員和涂裝檢查人員應(yīng)經(jīng)過(guò)培訓(xùn)和鑒定。

3. 3 環(huán)氧涂層技術(shù)要求

在操作平臺(tái)2 m以上的CV內(nèi)表面區(qū)域，為保證良好的導(dǎo)熱性，均只涂覆一層無(wú)機(jī)富鋅涂層，但其下的區(qū)域?yàn)樘岣弑砻娴娜シ派湫哉次勰芰?，需在無(wú)機(jī)鋅涂層上再涂覆一層高固體分的環(huán)氧面漆。對(duì)此環(huán)氧涂層，AP1000核電站在目前設(shè)計(jì)中對(duì)其提出了如下具體要求：

(1) 導(dǎo)熱性：雖然 CV內(nèi)表面上的環(huán)氧面漆不屬于非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)的一部分，在DBA后對(duì)其導(dǎo)熱性要求不如無(wú)機(jī)富鋅涂層嚴(yán)格。但對(duì)于AP1000核電站CV的設(shè)計(jì)，其對(duì)DBA后CV內(nèi)壓力/溫度變化的計(jì)算均假定CV內(nèi)大部分物項(xiàng)表面為熱阱，而其上的涂層可能會(huì)影響熱量的傳導(dǎo)，故對(duì)CV內(nèi)絕大部分物項(xiàng)表面用涂層均有最低熱導(dǎo)率要求。對(duì)于CV內(nèi)表面用環(huán)氧涂層，要求按ASTM E1530測(cè)試時(shí)其熱導(dǎo)率≥0.3 W/(m·K) (測(cè)試溫度為35 °C)。為保證導(dǎo)熱性，對(duì)于無(wú)機(jī)富鋅底漆加涂環(huán)氧面漆的涂層配套，要求無(wú)機(jī)富鋅底漆的干膜厚度≤150 μm，環(huán)氧面漆的干膜厚度≤200 μm。同時(shí)要求按ASTM E1461或E1269測(cè)試時(shí)，環(huán)氧涂層的比熱≥0.6 kJ/(kg·°C)。且對(duì)熱擴(kuò)散系數(shù)有明確規(guī)定，濕膜的熱擴(kuò)散系數(shù)≥0.9，干膜的熱擴(kuò)散系數(shù)≥0.8。

(2) 干膜密度。為保證可能產(chǎn)生的碎片密度足夠大，不會(huì)隨水遷移到再循環(huán)濾網(wǎng)，要求環(huán)氧涂層的最小干膜密度≥1 500 kg/m3。

(3) 抗DBA能力。試驗(yàn)方法與無(wú)機(jī)富鋅涂層的要求相同，但試驗(yàn)時(shí)試樣應(yīng)采用“無(wú)機(jī)富鋅底漆加環(huán)氧面漆”的涂層配套。

(4) 去放射性沾污。對(duì)于去放射性沾污能力，可能考慮到一般的環(huán)氧涂層均可達(dá)到較好的去污效果，且美國(guó)ASTM的去放射性沾污標(biāo)準(zhǔn)D4256目前已作廢，而沒(méi)有替代標(biāo)準(zhǔn)。故西屋公司設(shè)計(jì)的AP1000核電站對(duì)于環(huán)氧涂層的去放射性沾污能力未作明確要求。

(5) 防腐性。由于 CV上的環(huán)氧涂層均作為面漆涂覆于無(wú)機(jī)富鋅底漆上，由于已對(duì)無(wú)機(jī)富鋅涂層的防腐性提出了明確要求，故對(duì)環(huán)氧面漆不再要求。

(6) 組分。環(huán)氧涂層應(yīng)采用雙組分的自成底漆高固體分環(huán)氧或環(huán)氧酚醛樹(shù)脂。依照 ASTM D2697-03 (2008) Standard Test Method for Volume Nonvolatile Matter in Clear or Pigmented Coatings、ASTM D6093-97 (2011) Standard Test Method for Percent Volume Nonvolatile Matter in Clear or Pigmented Coatings Using a Helium Gas Pycnometer試驗(yàn)或按照ASTM D5201-05a (2010) Standard Practice for Calculating Formulation Physical Constants of Paints and Coatings計(jì)算所得的混合材料中固體分體積含量應(yīng)不低于60%。

(7) 表面處理。涂裝前應(yīng)清除掉無(wú)機(jī)富鋅底漆上的“鋅鹽”。

(8) 涂層修復(fù)。應(yīng)盡量避免新涂層與舊涂層的交疊。如需交疊，則其交疊處應(yīng)逐漸過(guò)渡。整體涂裝和局部修復(fù)時(shí)，其下底漆──無(wú)機(jī)富鋅涂層的清潔度應(yīng)達(dá)到DBA試驗(yàn)時(shí)的相同等級(jí)。

(9) 質(zhì)保。涂料的生產(chǎn)、采購(gòu)、運(yùn)輸和貯存均應(yīng)按照10CFR50附錄B的要求執(zhí)行。

3. 4 西屋公司推薦用于CV的涂料

在西屋公司的技術(shù)文件中列出了經(jīng)過(guò)其鑒定、能滿(mǎn)足AP1000核電站CV內(nèi)外表面用涂層要求的涂層系統(tǒng)。無(wú)機(jī)富鋅涂層包括Carboline公司的Carbozinc 11 HSN和PPG公司的Dimetcote D9N，顏色均為灰色。環(huán)氧涂層包括 Carboline公司的 Carboguard 890N和PPG公司的Amercoat 90 HSN，顏色均為白色。

目前，我國(guó)在建的浙江三門(mén)1、2號(hào)機(jī)組的CV內(nèi)外表面用無(wú)機(jī)富鋅涂層為Carboline公司的Carbozinc 11 HSN，內(nèi)表面用環(huán)氧面漆為該公司的Carboguard 890N。

4 AP1000核電站鋼制安全殼涂層防護(hù)要求與M310核電站的區(qū)別

由以上對(duì)AP1000鋼制安全殼容器(CV)的涂裝介紹可知，其與 M310核電站安全殼的涂裝相比具有以下特點(diǎn)：

(1) 由于AP1000核電站采用雙層安全殼結(jié)構(gòu)，其鋼制安全殼與混凝土安全殼為相互獨(dú)立的實(shí)體，因此，鋼制安全殼的內(nèi)外表面均需進(jìn)行防腐涂裝。而 M310核電站只需對(duì)安全殼內(nèi)表面進(jìn)行涂裝。

(2) AP1000核電站CV內(nèi)外表面用涂層除具有較好的防腐能力外，其作為非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)的一部分，還承擔(dān)DBA后CV內(nèi)熱量導(dǎo)出的安全功能。故AP1000核電站CV用涂層應(yīng)具有較好的潤(rùn)濕性和傳熱能力，且對(duì)涂層厚度有嚴(yán)格規(guī)定，一般采用無(wú)機(jī)富鋅涂層。而 M310核電站安全殼用涂層無(wú)潤(rùn)濕性和傳熱能力要求，一般采用環(huán)氧有機(jī)涂層。

(3) AP1000核電站和M310核電站均需進(jìn)行模擬DBA試驗(yàn)驗(yàn)證。但兩者的模擬DBA曲線(xiàn)不同。盡管其最高溫度和壓力相差不大，但溫度/壓力變化速率不同，且試驗(yàn)時(shí)間相差較大：AP1000核電站要求總共試驗(yàn)時(shí)間達(dá)7 d，而M310核電站只要求4 d。另外，兩者的試驗(yàn)方法有所不同，M310核電站進(jìn)行模擬DBA試驗(yàn)時(shí)，采用在試驗(yàn)容器內(nèi)噴淋溶液進(jìn)行降溫降壓的方法，而AP1000核電站不采用在試驗(yàn)容器內(nèi)噴淋溶液的方法。故對(duì)用于傳統(tǒng)M310核電站安全殼內(nèi)的涂料，如需將其用于AP1000核電站CV內(nèi)表面及其內(nèi)部結(jié)構(gòu)，應(yīng)根據(jù)AP1000核電站的設(shè)計(jì)要求重新試驗(yàn)驗(yàn)證。

(4) 為確保CV內(nèi)表面用涂層在DBA后即使脫落也不影響核電站的安全停堆，AP1000核電站要求CV內(nèi)表面用無(wú)機(jī)富鋅涂層和環(huán)氧涂層的密度分別大于3 000 kg/m3和1 500 kg/m3。但M310核電站對(duì)涂層密度無(wú)要求。

5 結(jié)語(yǔ)

AP1000核電站與目前我國(guó)現(xiàn)役核電站相比具有明顯的優(yōu)勢(shì)，其鋼制安全殼用涂層在正常運(yùn)行條件下不但具有傳統(tǒng)的鋼結(jié)構(gòu)防腐功能，而且在事故工況下起著熱量傳導(dǎo)的作用，故其涂層設(shè)計(jì)影響到事故條件下核電站的安全停堆。因此，相關(guān)涂料的類(lèi)型和性能要求與我國(guó)現(xiàn)役核電站均有較大差異。為滿(mǎn)足我國(guó)AP1000核電站鋼制安全殼用涂料國(guó)產(chǎn)化的需要，應(yīng)對(duì)相關(guān)涂層的組分、性能和使用進(jìn)行研究和開(kāi)發(fā)。

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Design of protective coatings for steel-made containment vessel of AP1000 nuclear power plant //

TAN Gong-li*,WANG Xi

AP1000 nuclear power plant, the third generation technology nuclear power plant designed by USA Westinghouse Electric Corporation, adopts double-layer containment vessel structure. The outside containment vessel with a prestressed concrete structure serves as radiation shield and inner structure protection, and the inside one is a steel-made containment vessel (CV) including main process system equipment of reactor and steam producer, which effectively prevents the leakage of radioactive material under accident situation. In the article, design requirement of the coatings for outside and inside surface of CV of AP1000 nuclear power plant was introduced. The technical requirement of inorganic zinc-rich coating and epoxy coating used for CV painting was discussed. A comparison was made between coating requirements for CV of AP1000 and for CV steel lining of traditional M310 nuclear power plant.

nuclear power plant; steel-made containment vessel; coating; radiation protection

China Nuclear Power Engineering Co., Ltd., Beijing 100840, China

TL364.3; TL214.6

A

1004 – 227X (2012) 09 – 0066 – 05

2012–07–02

2012–07–12

譚功理（1982–），男，湖南衡陽(yáng)人，碩士，工程師，主要從事核電站用材料及防腐研究。

作者聯(lián)系方式：(E-mail) gonglitan@163.com。

[ 編輯：韋鳳仙 ]