華龍一號與AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)差異分析

樊文+袁博

摘 要： 本文對福清核電華龍一號與美國西屋公司AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的組成，原理和運行進行了較全面的介紹，分析并比較了兩種非能動安全殼冷卻系統(tǒng)在工藝、化學(xué)、安全、冷卻效率以及空氣動力學(xué)方面的差異，分析結(jié)果表明：與美國西屋公司AP1000相比，華龍一號具有更高的安全性、更好的經(jīng)濟型及科學(xué)的合理性。本文的研究成果對我國華龍一號的發(fā)展、設(shè)計及推廣應(yīng)用具有重要的現(xiàn)實意義。

關(guān)鍵詞： 非能動安全殼冷凍系統(tǒng)系統(tǒng)；AP1000；運行原理

華龍一號（中國）和AP1000（美國西屋）均是第三代壓水堆核電技術(shù)，二者在安全系統(tǒng)方面有各自突出的特點，除了利用二代壓水堆核電站設(shè)置的能動專設(shè)安全設(shè)施外，還采用非能動技術(shù)，而且兩種設(shè)堆都存在非能動安全殼冷卻系統(tǒng)（passive containment cooling system，PCCS），PCCS能降低安全殼內(nèi)的溫度和壓力，及時有效的PCCS能保護安全殼的完整性和增強對放射性物質(zhì)的包容性[1]，因此較好的PCCS系統(tǒng)能減少事故的發(fā)生，提高核電廠安全性[2]。通過對PCCS系統(tǒng)的對比分析，借鑒和學(xué)習(xí)國外同期技術(shù)，對我國核電技術(shù)發(fā)展、設(shè)計及推廣應(yīng)用具有重要的現(xiàn)實意義。

1華龍一號非能動安全殼冷卻系統(tǒng)系統(tǒng)簡介

為了應(yīng)對核電站設(shè)計基準事故和超設(shè)計基準事故，華龍一號全面采用縱深防御，能動與非能動相結(jié)合的安全設(shè)計理念。能動安全系統(tǒng)可以處理一般的事故，并經(jīng)過長期工程實踐驗證，可靠性強；非能動安全系統(tǒng)可以有效應(yīng)對動力源喪失，作為能動安全系統(tǒng)的補充，增加了對疊加事故和自然災(zāi)害的應(yīng)對能力，可大幅提高安全性。華龍一號繼續(xù)保留二代壓水堆核電站的能動安全系統(tǒng)，如安全注人系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)和安全殼隔離系統(tǒng)；同時增加了一些非能動安全系統(tǒng)，包括安全殼消氫系統(tǒng)、PCCS、二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)。能動非能動系統(tǒng)：堆腔注水冷卻系統(tǒng)。下面重點介紹部分非能動安全殼冷卻系統(tǒng)。

華龍一號PCCS由三個列和一個再循環(huán)回路組成，每列由一個換熱水箱，一個導(dǎo)熱水箱，兩個換熱器和兩個汽水分離器構(gòu)成；其中，再循環(huán)回路用于凈化和維持冷卻水溫度。PCCS在上升管段設(shè)置了一個電動隔離閥，處于常開狀態(tài)，在下降管段上設(shè)置一組兩個并聯(lián)的電動隔離閥，處于常關(guān)狀態(tài)，事故情況下只要開啟下降管段并聯(lián)閥門中的一個，PCCS系統(tǒng)即可投運。

電站發(fā)生超設(shè)計基準事故時，安全殼內(nèi)發(fā)生質(zhì)能釋放事故，大量高溫蒸汽或蒸汽—空氣等不凝結(jié)氣體的混合物會不斷上升，沖刷PCCS換熱器外表面。PCCS換熱器管線受到這些高溫混合氣體的加熱，同時高溫氣體在PCCS換熱器外表面冷卻甚至凝結(jié)，放出熱量。受熱的冷卻水沿著換熱器出口上升管道進入安全殼外的換熱水箱中，通過導(dǎo)熱水箱最終排入大氣。換熱水箱中的較低溫度的冷卻水從換熱水箱底部的出口，沿著系統(tǒng)下降管進入換熱器，繼續(xù)受熱，維持自然循環(huán)。隨著水箱溫度不斷升高，壓力隨之升高并將導(dǎo)熱水箱內(nèi)U型管中的冷卻水壓出水箱，使換熱水箱與外界大氣連通，而后換熱水箱溫度達到對應(yīng)壓力下的飽和溫度，換熱水箱產(chǎn)生的蒸汽將排入大氣。當(dāng)換熱水箱水溫超過80℃，PCCS系統(tǒng)上升管道開始出現(xiàn)蒸汽。隨著上升管位置的升高，壓力降低，上升管中的冷卻水分離出越來越多的蒸汽泡并且不斷聚集，汽泡尺寸也越來越大。汽水分離器的作用是將上升管道中的蒸汽泡破碎，減小由于大氣泡的破碎和湮滅導(dǎo)致的不必要的管路系統(tǒng)震動。

2 AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)

AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)由安全殼屏蔽廠房連為一體的冷卻水儲存箱、鋼制安全殼以及冷卻水分配裝置，相關(guān)的儀表、管道和閥門組成；還包括輔助儲水箱、循環(huán)泵、電加熱器、化學(xué)添加箱及循環(huán)管線上的儀表、管道和閥門。AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)供水并聯(lián)管線上的三個常閉隔離閥，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。安全殼穹頂上部設(shè)置的冷卻水分配盤。分配盤側(cè)壁沿圓周有16個均勻間隔分布的導(dǎo)流槽，將水分成16股均勻的水流。鋼制安全殼容器是一個獨立式的帶上下橢圓封頭的圓柱形容器，大部分地方的厚度為44.5mm，它被混凝土安全殼包裹，上半部分暴露在外部環(huán)境的空氣中，既作為反應(yīng)堆與外界的實體隔離，又作為非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的傳熱器。如圖1所示。

當(dāng)發(fā)生失水事故或主蒸汽管道破裂事故導(dǎo)致安全殼壓力和溫度升高進而觸發(fā)AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)動作時[3]，來自非能動安全殼冷卻水儲存箱（安全殼頂部）的水依靠重力輸送至鋼制安全殼外表面，并通過相關(guān)的導(dǎo)流裝置在鋼制安全殼穹頂和壁面形成水膜，水流量隨時間自動減小并至少持續(xù)72小時，冷卻水流量僅取決于水箱水位。事故72小時后，操作員手動連接輔助水箱給非能動安全殼換熱水箱補水，輔助水箱的水裝量足以維持安全殼冷卻水以最小需求流量額外供應(yīng)4天。它依靠對流、輻射、熱傳導(dǎo)和水份蒸發(fā)等方式導(dǎo)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。容器壁上沒有蒸發(fā)的水流入安全殼內(nèi)環(huán)廊底部的地漏；沿安全殼容器外壁向上的空氣自然循環(huán)流道常開，空氣通過內(nèi)環(huán)壁沿著鋼制壓力容器的外表面達到鋼制壓力容器頂部，之后通過屏蔽構(gòu)筑物煙囪排放；空氣流動增強了安全殼鋼制外表面水的蒸發(fā)，大大降低了安全殼內(nèi)蒸汽/空氣混合物壓力和溫度。

3 差異分析

3.1 工藝系統(tǒng)上的差異

3.1.1 換熱水箱設(shè)置位置不同

華龍一號非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的換熱水箱設(shè)置在雙層安全殼的環(huán)廊之間，沒有直接與外界接觸，安全性更高。而AP1000換熱水箱位于外層混凝土安全殼的頂部，鋼制安全殼既作為反應(yīng)堆與外界的實體隔離，又作為熱交換器使用。

3.1.2 熱交換器不同

華龍一號非能動冷卻系統(tǒng)的熱交換器是3組六個專用熱交換器，安裝在反應(yīng)堆廠房內(nèi)，工作環(huán)境相對穩(wěn)定，而AP1000的熱交換器為整體鍛造的鋼制安全殼，鋼制安全殼除了要考慮換熱系數(shù)外，還需要具備有一定的機械強度，承受殼內(nèi)外溫度、壓力變化，工作條件較差。

3.1.2 安全殼冷卻器散熱方式不同

華龍一號非能動安全殼冷卻器通過安全殼內(nèi)的水的自然循環(huán)和的空氣自然循環(huán)來實現(xiàn)熱量的排出，而AP1000通過鋼制安全殼外空氣循環(huán)和殼內(nèi)的空氣循環(huán)來實現(xiàn)熱量的導(dǎo)出。

3.2安全殼設(shè)計的情況

AP1000鋼質(zhì)安全殼和外層混凝土安全殼之間存在間隙（標高43.1m）。在正常運行時，水和腐蝕性介質(zhì)會滲入到這一間隙中，易導(dǎo)致鋼制安全殼銹蝕甚至出現(xiàn)孔洞（美國在役核電機組的安全殼襯里上已發(fā)現(xiàn)了孔洞[4]）。這些區(qū)域幾乎無法接近且極難檢測，此外，在極端的情況下，鋼制安全殼不僅需要極大的強度和良好的導(dǎo)熱性能，還要有足夠的導(dǎo)熱性能，并且還需要有足夠的抗電化學(xué)腐蝕和熱應(yīng)力腐蝕能力，因此，AP1000鋼質(zhì)安全殼對材料和工藝有很高的要求，大大增加了生產(chǎn)、運行成本。而我國華龍一號內(nèi)外層安全殼均為混凝土結(jié)構(gòu)，顯著增加了耐壓強度和化學(xué)腐蝕的能力，其熱量導(dǎo)出由安全殼內(nèi)的專用熱交換器完成，安全性能有很大的提升。

3.3 反應(yīng)堆頂部的區(qū)別

AP1000反應(yīng)堆頂部沒有通風(fēng)過濾器[5]。AP1000的外層安全殼與鋼制安全殼的環(huán)廊間與外界空氣之間設(shè)置有通風(fēng)口，當(dāng)鋼制安全殼有缺陷破損時，放射源變得不可隔離，事故工況下的放射性裂變產(chǎn)物將不可控的進入大氣。華龍一號為混凝土包殼，用于事故導(dǎo)熱的熱交換器均位于安全殼內(nèi)，且上升下降管段均有電動隔離閥，可以有效的控制放射性物質(zhì)不可控外泄。

3.4 換熱水箱冷卻水利用效率問題

當(dāng)發(fā)生極端事故時，AP1000非能動安全殼冷卻水儲存箱的水依靠重力輸送至鋼制安全殼外表面，并通過相關(guān)的導(dǎo)流裝置在鋼制安全殼穹頂和壁面形成水膜，水流量隨時間自動減小并至少持續(xù)72小時，流量變化僅取決于水箱水位，容器壁上沒有蒸發(fā)的水流入安全殼內(nèi)環(huán)廊底部的地漏。事故工況下AP1000冷卻水流量沒有可控性，其流量按最大冷卻設(shè)計，沒有考慮事故下安全殼內(nèi)實際散熱的大小，大量的冷卻水流入安全殼環(huán)廊底部的地漏，冷卻水的利用率相對較低；而華龍一號依靠自然循環(huán)原理，利用換熱水箱水的溫升和蒸發(fā)導(dǎo)熱，冷卻水的供給量隨溫差的變化而變化，可控性強，除了部分水裝量由于溫升而滿溢之外，其它的水均用來蒸發(fā)導(dǎo)熱，水的利用率較高。

3.5安全殼內(nèi)的空氣流動問題

無論是使用華龍一號還是AP1000技術(shù)，當(dāng)發(fā)生一回路破口或二回路安全殼內(nèi)破口事故時，一回路或二回路內(nèi)的熱流體將噴放至安全殼內(nèi)，形成射流。而安全殼內(nèi)大空間的流體在射流影響下，將被逐漸加熱，繼而出現(xiàn)熱分層現(xiàn)象[6]。當(dāng)反應(yīng)堆廠房管道內(nèi)的高溫高壓氣體不可控釋放時，由于蒸汽密度低于空氣，蒸汽和氫氣等較輕的氣體將聚集在安全殼內(nèi)頂部空間；且大空間中的部分流體被射流卷吸而到達安全殼頂部，另外當(dāng)蒸汽在接觸到安全殼壁面時被冷卻凝結(jié)，將熱量釋放到周圍空間的流體中而使其溫度升高，繼而壓力上升，導(dǎo)致了安全殼內(nèi)頂部空間的壓力和溫度首先升高，形成一個高溫高壓氣流層。它阻礙安全殼內(nèi)的氣體循環(huán)流動，降低氣體的冷卻效率。

AP1000采用安全殼頂部的冷卻方式，然而事故下發(fā)熱點位置不同，空氣自然循環(huán)的流道易受到影響，從而影響空氣自然循環(huán)的效果。核島現(xiàn)場隔間縱多，在超設(shè)計基準事故的情況下，破口或泄漏的位置又不確定，熱量散發(fā)不均勻，將在核島內(nèi)產(chǎn)生復(fù)雜的空氣動力學(xué)，可能達不到設(shè)計上要求的冷卻效果，或者由于復(fù)雜的氣體流動會導(dǎo)致放射性氣體產(chǎn)物或氫氣在安全殼局部積聚，有爆炸或者火災(zāi)的風(fēng)險。且隨著部分氫氣等不溶性氣體在鋼制安全殼頂?shù)亩逊e，將降低鋼制安全殼的換熱效果，影響事故工況下的熱量導(dǎo)出。華龍一號非能動安全殼冷卻系統(tǒng)共有3組六個非能動的冷卻器，可用對事故工況下的空氣動力學(xué)做適當(dāng)?shù)姆治觯侠碓O(shè)置非能動冷卻器的布置點，部分避開事故情況下的噴射點，使得安全殼頂層的高溫高壓氣體得到充分冷卻，優(yōu)化核島內(nèi)的氣體流動情況，提高冷卻效率。

4結(jié)束語

它山之石，可以攻玉；通過對華龍一號機組和AP1000非能動安全殼冷系統(tǒng)的全面、科學(xué)對比分析，我們可以發(fā)現(xiàn)與AP1000相比，華龍一號非能動安全殼冷系統(tǒng)在工藝系統(tǒng)、安全殼設(shè)計、反應(yīng)堆頂部等多方面均領(lǐng)先于國際同期技術(shù)，華龍一號具有更高的安全性、更好的經(jīng)濟型及科學(xué)的合理性。隨著研究的不斷深入，在不斷的借鑒、消化、吸收和創(chuàng)新的過程中，我們堅信可以設(shè)計出更加安全可靠的堆型，使我國核事業(yè)領(lǐng)跑于國際前沿水平?！?/p>

參考文獻

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[3]林誠格. 非能動安全先進核電廠AP1000. 北京：原子能出版社， 2008， 28-42.

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