AP1000和M310安全殼冷卻系統(tǒng)的對比與分析

藺洪源

（中核遼寧核電有限公司，遼寧 興城 125100）

0 前言

AP1000為第Ⅲ代核電站，其突出特點主要體現(xiàn)在安全系統(tǒng)方面，利用非能動技術(shù)，安全系統(tǒng)可以依靠重力輸水、自然循環(huán)等來實現(xiàn)其安全功能，這也使安全系統(tǒng)得以簡化，減少能動設(shè)備的使用，降低了對安全系統(tǒng)相關(guān)支持系統(tǒng)和設(shè)備在事故情況下的功能要求。非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)是AP1000安全系統(tǒng)的重要組成部分，在系統(tǒng)觸發(fā)后，PCS允許事故72h內(nèi)無需操縱員干預，這相比安全殼噴淋系統(tǒng)(EAS)觸發(fā)后約20分鐘就可能需要人為干預進入再循環(huán)噴淋階段來說，大大降低了人因失誤的風險，提高了安全性能。

利用PSA對堆芯損傷概率和大量放射性釋放概率的分析對比如下：

①堆芯損傷概率：第Ⅱ代核電站為 6.7×10-5；AP1000 為 5.08×10-7。

②大量放射性釋放概率：第Ⅱ代核電站為5.3×10-6；AP1000為5.94×10-8。

通過上述概率可以得出，AP1000較NRC要求目標和Ⅱ代核電(M310)在安全性上有了顯著提高，本文將對非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)和安全殼噴淋系統(tǒng)(EAS)進行比較，進而得出利用PCS的非能動特性使AP1000在安全性能上提高的結(jié)論。

1 非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)

PCS為AP1000提供了安全相關(guān)的最終熱阱，當發(fā)生失水事故(LOCA)或主蒸汽管道破裂事故導致安全殼壓力和溫度升高進而觸發(fā)PCS動作時，來自非能動安全殼冷卻水儲存箱(PCCWST)的水依靠重力輸送至鋼制安全殼外表面，依靠對流、輻射、熱傳導和水份蒸發(fā)等方式導出安全殼內(nèi)的熱量來降低殼內(nèi)的溫度和壓力，以防止安全殼超壓，保證安全殼的完整性，避免放射性物質(zhì)向安全殼外釋放。

PCS包括與安全殼屏蔽廠房連為一體的冷卻水儲存箱、冷卻水分配裝置及相關(guān)的儀表、管道和閥門；還包括輔助儲水箱、循環(huán)泵、電加熱器、化學添加箱及循環(huán)管線上的儀表、管道和閥門。

在PCS觸發(fā)后，供水并聯(lián)管線上的三個常閉隔離閥將自動開啟，冷卻水儲存箱依靠重力流向安全殼穹頂?shù)耐獗砻妫⑿纬梢粚铀?。供水管線上三個并聯(lián)隔離閥中兩個為失效開啟的氣動閥，另一個為電動閥。每個隔離閥的上游均設(shè)有一個常開的電動閥，用于在下游隔離閥誤開時隔離冷卻水。

來自PCCWST的冷卻水依靠重輸送至懸掛在安全殼穹頂上部的冷卻水分配盤。分配盤側(cè)壁沿圓周有16個均勻間隔分布的導流槽，將水分成16股均勻的水流。在安全殼穹頂上焊接有豎向分隔板，將安全殼穹頂分成8個扇形區(qū)域。導流槽流出的水進入8個扇形區(qū)域，接著流入兩級冷卻水分配圍盒及分配槽。第一級冷卻水分配圍堰位于穹頂?shù)谝坏拉h(huán)形焊縫的下方，它收集每個扇形區(qū)域內(nèi)的水流并匯流到分配盒內(nèi)。分配盒使冷卻水在安全殼表面重新形成均勻分布的水膜。第二級冷卻水分配圍堰位于穹頂?shù)诙拉h(huán)形焊縫的下方，對水流進行再次收集并將水流均勻分配到安全殼表面。沿安全殼外壁下流的安全殼冷卻水，若沒有被蒸發(fā)，則流入安全殼環(huán)形空間并通過與安全相關(guān)的地面疏水槽最終流入雨水槽。

事故發(fā)生初期，向安全殼內(nèi)釋放能量較大，PCCWST依靠水箱內(nèi)部的4根立管向安全殼供水。隨著事故發(fā)展，釋放到安全殼內(nèi)的能量逐漸較少，同時水箱水位逐漸降低，導致供水立管依次裸露，冷卻水流量降低，但足以保證對安全殼的冷卻，實現(xiàn)了冷卻流量和殼內(nèi)熱量的自動匹配。事故后72小時內(nèi)不需操縱員干預，但必要時，操縱員需要調(diào)整安全殼冷卻水流量以有效降低安全殼壓力。

此外，在安全殼和屏蔽廠房之間的空氣流道中形成一個自然循環(huán)驅(qū)動力，使空氣沿著安全殼殼體外表面向上流動，促進安全殼殼體表面的水分蒸發(fā)，降低安全殼的壓力。空氣流道包括濾網(wǎng)防護結(jié)構(gòu)的空氣吸入口和空氣導流板，該空氣導流板將安全殼外表面與屏蔽廠房內(nèi)表面之間的空間分隔為兩個環(huán)形區(qū)域，空氣導流板外側(cè)環(huán)形區(qū)域內(nèi)的空氣向下流動，而內(nèi)側(cè)環(huán)形區(qū)域內(nèi)的空氣沿著安全殼殼體向上流動，空氣最終從一個高位排放煙囪排出。

2 安全殼噴淋系統(tǒng)(EAS)

在發(fā)生LOCA或安全殼內(nèi)蒸汽管道破裂事故下，高溫、高壓的蒸汽噴放出來，使安全殼內(nèi)壓力和溫度升高。EAS通過噴淋冷凝蒸汽，使安全殼內(nèi)壓力和溫度降低到可接受的水平，確保安全殼的完整性。EAS是M310機組專設(shè)安全設(shè)施中唯一有冷源的系統(tǒng)。

為保證噴淋的可靠性，每臺機組的噴淋系統(tǒng)由兩條相關(guān)的管線(A/B列)組成，每個系列能保證100%的噴淋功能。每列管線包含一臺噴淋水泵、一個化學添加劑噴射器、一個熱交換器、兩條位于安全殼頂部不同標高的噴淋集管以及共同的化學添加回路。

化學添加箱內(nèi)裝有質(zhì)量分數(shù)為30%的NaOH溶液，化學添加劑噴射器將吸入的NaOH溶液與主水流混合，進入噴淋管。安全殼噴淋水中的NaOH能夠吸附事故后釋放到殼內(nèi)大氣中的揮發(fā)性碘，進而將碘帶到地坑中，同時NaOH可以提高噴淋水的pH值，避免結(jié)構(gòu)材料的腐蝕。安全殼地坑的作用是收集安全殼內(nèi)的泄漏水和噴淋水，以便再循環(huán)使用。

系統(tǒng)觸發(fā)后，它的運行方式分為兩個階段：1）直接噴淋階段，以換料水箱的水作為水源，按噴淋方式運行。EAS從換料水箱取水、向安全殼提供噴淋水，排出安全殼內(nèi)熱量，降低安全殼內(nèi)壓力和溫度以達到維持安全殼的完整性所能接受的水平；2）再循環(huán)噴淋階段，以安全殼再循環(huán)地坑水作為水源，按再循環(huán)噴淋方式運行。在直接噴淋階段后期（約20分鐘），EAS將安全殼再循環(huán)地坑中的水經(jīng)熱交換器冷卻后向安全殼大氣噴淋（自動或手動），以帶走反應(yīng)堆系統(tǒng)的余熱，從而使安全殼內(nèi)的溫度和壓力達到維持安全殼完整性所要求的水平。同時，噴淋水中的NaOH溶液可以有效降低安全殼內(nèi)的放射性水平。

3 對比與分析

通過對上述內(nèi)容進行對比分析，我們不難發(fā)現(xiàn)：

①AP1000安全系統(tǒng)PCS在設(shè)計上進行了簡化，使其與安全殼隔離，降低了安全殼在事故情況下被意外旁路的可能，減少了放射性釋放到外界環(huán)境的可能，使系統(tǒng)結(jié)構(gòu)變得簡單。

②因動作的非能動性，PCS較EAS能動部件大為減少，增加了系統(tǒng)運行的可靠性，將可能由泵或者電機故障導致系統(tǒng)不可用時間降至最低。PCS可以通過自身的壓力表進行壓力測量，也降低了對接口系統(tǒng)的要求。

③事故發(fā)生初期，EAS在觸發(fā)后約20分鐘就因為水量耗盡而轉(zhuǎn)入再循環(huán)階段，因能動部件可能出現(xiàn)故障，這就需要操縱員時刻關(guān)注系統(tǒng)的運行狀態(tài)，并采取必要的操作，這也增加了人因失誤的可能。PCS利用PCCWST內(nèi)的水可以在72h內(nèi)實現(xiàn)無人干預運行，由于系統(tǒng)的非能動性，操縱員只需關(guān)注相關(guān)參數(shù)即可，從最大程度上減少了人員的誤操作。

通過以上分析，AP1000安全系統(tǒng)PCS較EAS無論是在設(shè)計、建造和防人因失誤等方面都有著顯著的優(yōu)勢，安全性能得到提升，凸顯了Ⅲ代核電非能動技術(shù)的優(yōu)越性。

［1］廣東核電培訓中心.900MW壓水堆核電站系統(tǒng)與設(shè)備[M].北京：原子能出版社,2005:193-223.

［2］林誠格.非能動安全先進核電廠AP1000[M].北京:原子能出版社,2008:190-218.

［3］顧軍.AP1000核電廠系統(tǒng)與設(shè)備[M].北京:原子能出版社,2010:146-154.