AP1000非能動(dòng)安全特性與傳統(tǒng)壓水堆的事故響應(yīng)對(duì)比

張堃

(中核集團(tuán)三門核電有限公司,浙江三門 317112)

AP1000非能動(dòng)安全特性與傳統(tǒng)壓水堆的事故響應(yīng)對(duì)比

張堃

(中核集團(tuán)三門核電有限公司,浙江三門 317112)

AP1000采用了比傳統(tǒng)壓水堆更為先進(jìn)的非能動(dòng)安全設(shè)計(jì)理念。本文著重闡述了非能動(dòng)技術(shù)在三門核電專設(shè)安全設(shè)施中的應(yīng)用,以設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的LOCA事故為例,與傳統(tǒng)核電站的事故響應(yīng)進(jìn)行比較,直觀展現(xiàn)非能動(dòng)技術(shù)在保障電廠安全方面的優(yōu)越性。

AP1000 非能動(dòng)專設(shè)安全設(shè)施 LOCA

1 AP1000安全系統(tǒng)的非能動(dòng)設(shè)計(jì)理念

AP1000是具有代表性的全球第三代核電壓水堆型，最具特色的是其安全系統(tǒng)的非能動(dòng)設(shè)計(jì)理念。

對(duì)于傳統(tǒng)核電廠來說，專設(shè)安全設(shè)施主要包括安全注射系統(tǒng)、停堆冷卻系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)、安全殼消氫系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)、安全殼隔離系統(tǒng)等。另外，大多數(shù)專設(shè)安全設(shè)施的運(yùn)行需要廠用水系統(tǒng)、設(shè)冷水系統(tǒng)、設(shè)備間通風(fēng)等安全輔助系統(tǒng)的支持，而安全相關(guān)系統(tǒng)中的許多設(shè)備，如泵、風(fēng)機(jī)、電加熱器等的運(yùn)行又都需要安全級(jí)的交流電源提供動(dòng)力電源。

一般情況下，這些安全相關(guān)系統(tǒng)的電源可從廠外電源、廠內(nèi)發(fā)電機(jī)以及應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)獲得，但如果發(fā)生了日本福島核事故這樣的包括應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)失效在內(nèi)的喪失全廠交流電源事故，除了安注箱系統(tǒng)(中壓安注系統(tǒng))可使用外，其它能動(dòng)的專設(shè)安全系統(tǒng)和安全輔助系統(tǒng)均處于不可用狀態(tài)。盡管有柴油機(jī)輔助給水泵作為最后的手段向蒸發(fā)器供水，通過蒸發(fā)器大氣釋放閥的排汽，使主冷卻劑進(jìn)行自然循環(huán)冷卻，但因?yàn)橥＠湎到y(tǒng)不可運(yùn)行，電廠的最終狀態(tài)也只能維持在中間停堆狀態(tài)，堆芯冷卻仍然存在潛在威脅，安全性仍存在一定風(fēng)險(xiǎn)。

而AP1000的專設(shè)安全設(shè)施最大限度的采用加壓氣體、重力流、自然循環(huán)流以及對(duì)流等自然驅(qū)動(dòng)力，而不是泵、風(fēng)機(jī)或柴油發(fā)電機(jī)等能動(dòng)部件。在發(fā)生設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故之后，即使在72小時(shí)內(nèi)無操縱員行動(dòng)、無廠內(nèi)外交流電源、無廠用水和設(shè)冷水、無通風(fēng)供暖空調(diào)(HVAC)等安全輔助系統(tǒng)的支持，也能自動(dòng)的建立和維持堆芯冷卻，保持安全殼的完整性。AP1000保護(hù)和安全監(jiān)測(cè)系統(tǒng)以及非能動(dòng)安全系統(tǒng)的電源均由1E級(jí)直流電和UPS系統(tǒng)(IDS)供電，事故狀態(tài)下可以僅憑蓄電池就能完成反應(yīng)堆保護(hù)停堆和專設(shè)保護(hù)動(dòng)作。

AP1000的專設(shè)安全設(shè)施只采用少量閥門連接，大多數(shù)閥門盡量設(shè)計(jì)成失去電源或壓空時(shí)，自動(dòng)處于執(zhí)行安全功能時(shí)所需的狀態(tài)，如氣動(dòng)閥一般為失效開，電動(dòng)閥一般為常開并在失效后保持原位。對(duì)于安全殼系統(tǒng)(CNS)來說，發(fā)生事故時(shí)主要以執(zhí)行安全殼隔離為安全功能，因此大多數(shù)貫穿件的閥門常閉，一些常開的閥門也盡量設(shè)計(jì)成失效時(shí)關(guān)閉。另外，即便執(zhí)行安全功能的少部分閥門在事故后接到觸發(fā)信號(hào)時(shí)需要1E級(jí)直流供電來改變狀態(tài)，反應(yīng)堆保護(hù)和安全監(jiān)測(cè)系統(tǒng)(PMS)也會(huì)保證其在蓄電池電量耗盡之前完成安全動(dòng)作。

2 AP1000主要的非能動(dòng)技術(shù)應(yīng)用

2.1 非能動(dòng)的堆芯余熱排出

事故狀態(tài)下，若通過蒸汽發(fā)生器排出堆芯衰變熱的能力喪失時(shí)，非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)自動(dòng)動(dòng)作，為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)提供冷卻。非能動(dòng)余熱排出熱交換器(PRHR HX)布置在安全殼內(nèi)換料水箱(IRWST)內(nèi)，以水箱中的水作為冷源，入口通過一個(gè)常開的電動(dòng)閥與主系統(tǒng)(RCS)的I環(huán)熱段相連，出口管線經(jīng)兩個(gè)并聯(lián)的常關(guān)氣動(dòng)閥后與蒸發(fā)器一次側(cè)低溫段相連。一旦產(chǎn)生觸發(fā)信號(hào)，出口管路的氣動(dòng)閥自動(dòng)打開，高溫高壓的冷卻劑從堆芯帶走熱量進(jìn)入PRHR HX，經(jīng)IRWST冷卻后進(jìn)入蒸發(fā)器，然后通過RCS冷段回到堆芯進(jìn)行自然循環(huán)冷卻。

IRWST內(nèi)擁有足夠容量的硼水，PRHR HX投運(yùn)約2小時(shí)后，IRWST內(nèi)的硼水開始沸騰。水蒸汽在鋼制安全殼的內(nèi)表面放熱凝結(jié)成水，依靠重力沿安全殼內(nèi)壁滑下，經(jīng)固定在鋼質(zhì)安全殼內(nèi)表面的環(huán)形集水槽收集后流回IRWST。PRHR HX在非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)的協(xié)助下，在閉式環(huán)路運(yùn)行模式時(shí)可以無限期的以這種非能動(dòng)的方式排出堆芯衰變熱。

2.2 非能動(dòng)的堆芯安全注入

當(dāng)發(fā)生LOCA事故時(shí)，安注子系統(tǒng)的各部分在接到觸發(fā)信號(hào)后依次動(dòng)作，在安注的不同階段提供足夠的硼水給RCS用來冷卻堆芯，保證其足夠的次臨界度，從而緩解事故影響。安注子系統(tǒng)的主要水源有：兩臺(tái)堆芯補(bǔ)水箱(CMT)、兩臺(tái)安注箱(ACC)、IRWST以及安全殼地坑。

每臺(tái)CMT入口通過壓力平衡管與RCS的冷段直接相連，CMT的出口管路通過壓力容器直接注入管線與壓力容器相連。CMT下部出口管線上有兩只并聯(lián)常關(guān)的氣動(dòng)隔離閥，接到觸發(fā)信號(hào)后自動(dòng)打開，在一段較長(zhǎng)的持續(xù)時(shí)間內(nèi)依靠自然循環(huán)提供一個(gè)相對(duì)高的注入流量。

每臺(tái)ACC箱體內(nèi)裝有低溫濃硼水，上部由壓縮氮?dú)饧訅褐良s4.8MPa，下部出口管線串聯(lián)一個(gè)常開的電動(dòng)閥和兩個(gè)止回閥，通過壓力容器的直接注射管與RCS系統(tǒng)隔離。當(dāng)發(fā)生一回路LOCA，RCS壓力下降至低于ACC內(nèi)壓縮氮?dú)獾膲毫r(shí)，壓差會(huì)自動(dòng)把止回閥頂開，利用箱內(nèi)壓縮氮?dú)獾膬?chǔ)能，可在有限的幾分鐘內(nèi)提供非常高的非能動(dòng)快速注射。

IRWST底部水平標(biāo)高在于RCS主管道之上，底部有兩條出口管路，每條管路上均裝有常開的電動(dòng)閥，并通過并聯(lián)的止回閥和爆破閥與反應(yīng)堆壓力容器直接注射管相連。爆破閥接到觸發(fā)信號(hào)后打開，只要RCS系統(tǒng)充分卸壓，IRWST內(nèi)的硼水就可不依靠任何外界能動(dòng)的驅(qū)動(dòng)力，只在重力作用下以非能動(dòng)的方式提供更長(zhǎng)期的較低流量的安全注入。

RCS系統(tǒng)內(nèi)的冷卻劑以及前三階段安全注入的硼水會(huì)隨一回路開口流出，匯集在安全殼再循環(huán)地坑中，當(dāng)?shù)乜拥乃可叩阶阋赃M(jìn)行安全殼再循環(huán)的高度時(shí)開始再循環(huán)階段注入。再循環(huán)管線從地坑吸水，出口通過直接注入管線與壓力容器相連，地坑的淹沒水位高于堆芯，使得再循環(huán)階段的堆芯冷卻依靠自然循環(huán)的方式長(zhǎng)期維持。

另外，AP1000設(shè)置了自動(dòng)卸壓系統(tǒng)(ADS)，根據(jù)事故發(fā)展的不同階段，先后自動(dòng)觸發(fā)其管線上的電動(dòng)閥或爆破閥，將冷卻劑排向IRWST或蒸發(fā)器隔間，從而使RCS快速卸壓，讓不同的安注水源對(duì)堆芯進(jìn)行非能動(dòng)的安全注入、冷卻、硼化，保障堆芯安全。

2.3 非能動(dòng)的安全殼內(nèi)pH控制

如果發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)堆芯損壞，RCS中的放射性裂變產(chǎn)物會(huì)隨著冷卻劑的泄漏而釋放到安全殼內(nèi)，這中間主要是放射性碘。大量的非氣態(tài)氣載活性物質(zhì)將最終沉降在安全殼地坑溶液中，其去除通過自然過程(沉降、離子擴(kuò)散、熱遷移)完成。安全殼內(nèi)的pH控制子系統(tǒng)包含4個(gè)裝有磷酸三鈉(TSP)的pH控制籃筐，布置在事故后安全殼的最小淹沒水位以下，當(dāng)安全殼地坑的水位達(dá)到籃筐高度時(shí)，TSP即能非能動(dòng)的溶解于水中，控制再循環(huán)水的pH值在7.0~9.5的范圍內(nèi)。該化學(xué)特性能有效減少在安全殼地坑內(nèi)輻照分解產(chǎn)生的元素碘，從而減少有機(jī)碘的水溶性產(chǎn)物含量，最終減少安全殼內(nèi)的氣載放射性碘和廠外劑量。

2.4 非能動(dòng)的安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)

在LOCA事故發(fā)生后，釋放到安全殼產(chǎn)生的熱量主要有：堆芯衰變熱、堆芯貯存熱、RCS流體和金屬貯存的能量、IRWST和CMT以及ACC內(nèi)貯存的能量、鋯-水反應(yīng)放出的熱量等。這些能量最終會(huì)通過RCS的開口以及IRWST和安全殼地坑中水的蒸發(fā)，彌散至安全殼內(nèi)部空間，導(dǎo)致安全殼壓力和溫度升高。

PCS系統(tǒng)接到如安全殼壓力高-2這樣的觸發(fā)信號(hào)后，打開冷卻水儲(chǔ)存箱出口三條并聯(lián)管線上的閥門，使安全殼頂部冷卻水儲(chǔ)存箱的水均勻的流向鋼制安全殼外表面，帶走安全殼內(nèi)熱量，降低安全殼內(nèi)的溫度和壓力。隨著事故的發(fā)展，釋放到安全殼內(nèi)的熱量會(huì)逐漸減少，冷卻水箱內(nèi)設(shè)置了4個(gè)不同高度的出口管，可以使冷卻水箱在水位下降的過程中，所提供的冷卻水流量也隨之非能動(dòng)的減少。在事故后階段，如果由于一些原因?qū)е掳踩珰だ鋮s水箱沒有得到廠內(nèi)或廠外水源的補(bǔ)水，空氣也一直能對(duì)安全殼進(jìn)行無限期的非能動(dòng)冷卻。

2.5 安全殼氫氣控制系統(tǒng)(VLS)

LOCA事故后，安全殼內(nèi)積聚的氫氣主要源自于鋯燃料包殼與水反應(yīng)、RCS冷卻劑內(nèi)溶解的氫氣、水的輻照分解以及結(jié)構(gòu)材料的腐蝕等，VLS系統(tǒng)可把安全殼內(nèi)氫氣濃度限制在可燃濃度之下，防止氫氣爆炸，保證不會(huì)危及安全殼的完整性。

VLS由氫氣濃度監(jiān)測(cè)、氫氣復(fù)合和氫氣點(diǎn)火三個(gè)子系統(tǒng)組成，其非能動(dòng)特性主要體現(xiàn)在氫氣復(fù)合子系統(tǒng)中。氫氣復(fù)合子系統(tǒng)由兩臺(tái)安全相關(guān)的非能動(dòng)催化復(fù)合器(PAR)組成，PARs在催化劑的作用下，即使溫度低于0℃，只要?dú)錃夂脱鯕獗┞对诖呋饘傧?，PARs便可立即自動(dòng)的產(chǎn)生復(fù)合反應(yīng)生成水。在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的LOCA事故下，只需要一套氫氣復(fù)合子系統(tǒng)足以維持氫氣濃度低于4%的可燃限值；事故后階段，氫氣復(fù)合子系統(tǒng)可以長(zhǎng)期非能動(dòng)的運(yùn)行，使安全殼內(nèi)的氫氣濃度最終接近0.3%。

3 傳統(tǒng)壓水堆在LOCA事故的響應(yīng)

作為對(duì)比的某傳統(tǒng)壓水堆，在冷段發(fā)生LOCA事故時(shí)，穩(wěn)壓器的壓力快速下降引發(fā)停堆。當(dāng)壓力繼續(xù)下降到設(shè)定值時(shí)產(chǎn)生安注信號(hào)，停主泵、啟動(dòng)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)，并按照安注帶載的程序，先后啟動(dòng)安全母線上的硼酸駁運(yùn)泵、離心上充泵、高壓安注泵、停冷泵、設(shè)冷泵、輔助給水泵、海水泵、冷凍水輸送泵、氫氣混合風(fēng)機(jī)等能動(dòng)設(shè)備。

一般在安注發(fā)生時(shí)，首先會(huì)通過離心上充泵和硼酸駁運(yùn)泵，將硼酸貯存箱內(nèi)的高濃硼水和安全殼外的換料水箱中的硼水注入主系統(tǒng)冷段。隨著RCS系統(tǒng)壓力的降低，再通過高壓安注泵將換料水箱內(nèi)的硼水注入主系統(tǒng)冷段。當(dāng)系統(tǒng)壓力繼續(xù)降低到設(shè)定數(shù)值時(shí)，安注箱內(nèi)的高壓硼水會(huì)頂開逆止閥向堆芯注入。隨著RCS壓力繼續(xù)降低，通過低壓安注泵(停冷泵)從換料水箱吸水注入堆芯冷段。

當(dāng)換料水箱液位達(dá)到低-低液位，操縱員根據(jù)情況將再循環(huán)工況選擇開關(guān)置“投入”位置，發(fā)出安注再循環(huán)信號(hào)，安注系統(tǒng)從直接注射階段轉(zhuǎn)到冷段再循環(huán)階段。高壓安注泵改從低壓安注泵的出口吸水，并注射到主系統(tǒng)冷段。低壓安注泵從安全殼再循環(huán)地坑中吸水，并排至高壓安注泵入口以及主系統(tǒng)冷段。

事故24小時(shí)后，操作員可手動(dòng)建立交替再循環(huán)階段，以保證堆芯硼濃度維持在低于可溶極限，在這個(gè)階段，通過依次反復(fù)開關(guān)高壓安注泵出口到主系統(tǒng)的冷段和熱段隔離閥來改變注射流向。系統(tǒng)在此階段維持一個(gè)較長(zhǎng)的時(shí)間，直到主系統(tǒng)壓力低于低壓安注泵的壓頭，此時(shí)高壓安注泵停泵，低壓安注泵(停冷泵)繼續(xù)提供冷卻以達(dá)到冷停堆。

在事故發(fā)展的過程中，釋放到安全殼內(nèi)的熱量越來越多，安全殼壓力升高至設(shè)定值時(shí)，需要用噴淋泵從換料水箱吸水噴入安全殼大氣，以實(shí)現(xiàn)安全殼的降溫降壓。當(dāng)換料水箱水位低至設(shè)定值時(shí)，操縱員手動(dòng)切換進(jìn)入噴淋再循環(huán)階段，噴淋泵改從安全殼再循環(huán)地坑吸水。為了將安全殼內(nèi)積聚的熱量導(dǎo)出，在噴淋再循環(huán)階段還需要手動(dòng)操作以借用停冷系統(tǒng)的熱交換器，通過設(shè)冷系統(tǒng)和一回路海水系統(tǒng)，將熱量傳至最終熱阱——海水。在噴淋再循環(huán)階段，噴淋系統(tǒng)是帶走安全殼內(nèi)熱量的唯一途徑。噴淋再循環(huán)結(jié)束后還需將熱交換器手動(dòng)切回至停冷系統(tǒng)，投切停冷熱交換器的時(shí)候，需要手動(dòng)調(diào)節(jié)流量，防止熱沖擊。

隨著由一回路破口進(jìn)入安全殼內(nèi)的放射性物質(zhì)的增多，當(dāng)安全殼高高壓與安全殼內(nèi)γ高高符合時(shí)，會(huì)自動(dòng)在噴淋水中加入NaOH以除去放射性氣溶膠。但再循環(huán)階段時(shí)要手動(dòng)關(guān)小NaOH的流量控制閥，以減少對(duì)設(shè)備的苛性腐蝕。

隨著安全殼內(nèi)的氫氣聚集，氫氣混合風(fēng)機(jī)啟動(dòng)，防止氫氣在安全殼內(nèi)局部區(qū)域的濃集。消氫風(fēng)機(jī)從安全殼不同位置的進(jìn)風(fēng)管吸入氣體，氫氣測(cè)量系統(tǒng)間斷投入運(yùn)行測(cè)量氫氣含量。氣體穿過安全殼進(jìn)入輔助廠房消氫設(shè)備室，用空氣洗滌器去除可溶性放射性微塵以及懸浮雜質(zhì)，再通過消氫風(fēng)機(jī)把洗滌出來的氣體加壓送出。只有當(dāng)測(cè)量的氫氣濃度大于1.5%時(shí)，才投入消氫器。在消氫器內(nèi)，氣體由電加熱器加熱后進(jìn)入催化床，在金屬鈀催化劑的作用下進(jìn)行氫氧合成水的反應(yīng)。由于反應(yīng)生成的水蒸汽溫度非常高，必須再經(jīng)由設(shè)冷水冷卻的空氣冷卻器，將溫度降至低于50℃后才能送回安全殼，以此達(dá)到消氫的目的。

4 結(jié)語(yǔ)

傳統(tǒng)的核電廠在發(fā)生如LOCA這樣的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故時(shí)，為了實(shí)現(xiàn)堆芯的安全注入、應(yīng)急冷卻和安全殼長(zhǎng)期再循環(huán)，需要使用能動(dòng)設(shè)備(如各種泵)提供注入壓頭。安全殼的冷卻和安全殼內(nèi)放射性的控制需要通過安全殼內(nèi)能動(dòng)的噴淋系統(tǒng)來完成。安全殼內(nèi)氫氣的消除更是需要風(fēng)機(jī)、電加熱器、空氣冷卻器等一系列的能動(dòng)設(shè)備支持。停堆后堆芯余熱以及安全殼內(nèi)熱量的排出均需要通風(fēng)、設(shè)冷水、一回路海水等安全支持系統(tǒng)的能動(dòng)設(shè)備。不但系統(tǒng)復(fù)雜，且必須有安全級(jí)的交流電源驅(qū)動(dòng)，事故發(fā)生時(shí)的應(yīng)急運(yùn)行對(duì)操縱員的依賴很大。

與此相比，AP1000堆型在發(fā)生上述事故時(shí)，甚至可以不用考慮操縱員在72小時(shí)內(nèi)所作的緩解事故的動(dòng)作，電廠也能自動(dòng)停堆并維持在安全狀態(tài)。所有專設(shè)安全設(shè)施的動(dòng)作可以不依賴泵、風(fēng)機(jī)、電加熱器等交流電驅(qū)動(dòng)的能動(dòng)設(shè)備參與，堆芯應(yīng)急冷卻、安全殼內(nèi)的pH控制、放射性控制以及氫氣濃度的控制均可自行完成。事故后安全殼內(nèi)的熱量可通過硼水蒸發(fā)、對(duì)流、冷凝等非能動(dòng)方式，傳遞給安全殼冷卻系統(tǒng)保護(hù)下的鋼制安全殼，而非能動(dòng)的安全殼冷卻系統(tǒng)同樣不需要交流電驅(qū)動(dòng)的能動(dòng)設(shè)備即可對(duì)安全殼實(shí)施冷卻。這種貫徹始終的非能動(dòng)設(shè)計(jì)思想與傳統(tǒng)核電廠相比，有著明顯的改進(jìn)，能夠有效的降低設(shè)備故障和人為失誤導(dǎo)致事故后果擴(kuò)大的可能，很大程度上提高電廠的安全系數(shù)，能夠有力的保障事故后安全殼的完整性，大大降低了放射性物質(zhì)泄漏到周圍環(huán)境的概率。

可以看出，AP1000的非能動(dòng)安全技術(shù)在減少電廠安全設(shè)備、簡(jiǎn)化事故運(yùn)行操作、保障電廠安全、緩解事故后果、減少放射性物質(zhì)泄漏風(fēng)險(xiǎn)等方面，的確有著巨大的進(jìn)步。

[1]Luis Echavarri. AP1000先進(jìn)非能動(dòng)型核電廠總體介紹,《核電》AP1000先進(jìn)核電技術(shù)專刊,2005.7,P1.