評價雙層安全殼直接旁路泄漏的設(shè)計思路研究

魏淑虹,鄭 華

評價雙層安全殼直接旁路泄漏的設(shè)計思路研究

魏淑虹,鄭 華

(深圳中廣核工程設(shè)計有限公司,廣東深圳518000)

本文探討了評價壓水堆全壓雙層安全殼直接旁路泄漏的設(shè)計思路,特別是如何識別潛在旁路泄漏途徑和如何確定旁路泄漏率,提出環(huán)廊初始維持較大負(fù)壓使事故后不出現(xiàn)“正壓”階段從而不需評價“正壓”期間旁路泄漏,和環(huán)廊初始維持較小負(fù)壓且需評價事故后“正壓”階段持續(xù)時間兩種主要設(shè)計思路,可指導(dǎo)研發(fā)先進(jìn)壓水堆核電廠時選擇系統(tǒng)設(shè)計方案。

雙層安全殼;直接旁路泄漏;環(huán)廊通風(fēng)系統(tǒng)

二次安全殼完全包圍或部分包圍(主要為貫穿件集中區(qū)域)一次安全殼,且一、二次安全殼之間的環(huán)廊可以維持在負(fù)壓(通常由環(huán)廊通風(fēng)系統(tǒng)實現(xiàn)),從而,一次安全殼泄漏可以在釋放到環(huán)境之前被收集和處理。

旁路泄漏定義為從一次安全殼內(nèi)泄漏出來、可能繞過二次安全殼邊界、直接逸出至環(huán)境的泄漏,即旁路二次安全殼的泄漏收集和過濾系統(tǒng)。美國核管會(NRC)標(biāo)準(zhǔn)審查大綱(SRP) BTP 6-3[1］要求,在失水事故放射性后果評價時必須考慮該部分泄漏。

一次安全殼的泄漏可能因以下原因未被收集:

a)在二次安全殼降壓過程中,可能發(fā)生一次安全殼直接泄漏。當(dāng)二次安全殼邊界有向外的正壓差時,可能出現(xiàn)從二次安全殼向環(huán)境的直接泄漏。在一次安全殼內(nèi)發(fā)生假想失水事故(LOCA)時,二次安全殼可能在降壓系統(tǒng)有效前因熱負(fù)荷、環(huán)境和一次安全殼的滲入經(jīng)歷正壓瞬態(tài)。二次安全殼邊界上向外的正壓也可能由風(fēng)載荷形成?？紤]到風(fēng)載荷和壓力測量的不確定性,BTP 6-3[1］中將正壓差定義為大于－63 Pa(－0.25英寸水柱)的壓力。當(dāng)二次安全殼內(nèi)壓力超過－63 Pa時,假定二次安全殼的泄漏預(yù)防功能失效。因為在正壓階段二次安全殼的泄漏不能確定,保守的假設(shè)為在這段時間內(nèi)所有一次安全殼泄漏直接釋放到環(huán)境中。因此,必須確定正壓階段的持續(xù)時間;

b)一次安全殼泄漏可能通過不在二次安全殼內(nèi)終止的安全殼貫穿件和密封旁路二次安全殼。

旁路泄漏的評價包括識別旁路泄漏途徑和確定泄漏率。潛在的旁路泄漏途徑由穿過一次安全殼和二次安全殼邊界的貫穿件構(gòu)成,且可能有大量的泄漏屏障(如隔離閥、密封、裝料函和焊接接頭)。盡管這些泄漏屏障會減少泄漏,但不能完全消除泄漏。因此,在識別潛在的旁路泄漏途徑時,應(yīng)考慮每個這樣的貫穿件。

本文探討了評價壓水堆全壓雙層安全殼直接旁路泄漏的設(shè)計思路。

1 直接旁路泄漏的評價方法

除安全殼泄漏率試驗、環(huán)廊通風(fēng)系統(tǒng)、安全殼泄漏收集和回收系統(tǒng)等的設(shè)計外,雙層安全殼旁路泄漏的評價包括核查泄漏途徑和確定泄漏率兩個方面。

1.1 直接旁路泄漏途徑的確定

在確定旁路泄漏途徑時,應(yīng)考慮不在二次安全殼內(nèi)終止的途徑里的下列泄漏屏障:

a)貫穿一次安全殼和二次安全殼屏障的管線上的隔離閥;

b)穿過一次安全殼和二次安全殼屏障的貫穿件上的密封和墊圈;

c)穿過一次安全殼和二次安全殼屏障的貫穿件(即保護(hù)管道)上的焊接接頭。

1.2 直接旁路泄漏率的確定

防止安全殼直接旁路泄漏的設(shè)計一般通過二次安全殼及其通風(fēng)系統(tǒng)實現(xiàn)。因此,主要的設(shè)計思路可分為兩大類:

a)正常運(yùn)行期間維持較小負(fù)壓,事故后可能存在“正壓”階段

該設(shè)計方法需要確定正壓階段的持續(xù)時間。在確定二次安全殼內(nèi)正壓持續(xù)時間時應(yīng)基于二次安全殼對一次安全殼內(nèi)發(fā)生假想LOCA時的壓力響應(yīng)分析和降壓系統(tǒng)有效性分析。保守的假設(shè)在正壓持續(xù)時間內(nèi)所有一次安全殼泄漏直接釋放到環(huán)境中。

b)正常運(yùn)行期間維持較大負(fù)壓,事故后始終不會出現(xiàn)“正壓”階段

該設(shè)計方法是在設(shè)計環(huán)廊通風(fēng)系統(tǒng)時考慮二次安全殼在一次安全殼內(nèi)發(fā)生假想LOCA時的壓力響應(yīng)和降壓系統(tǒng)作用,使得環(huán)廊初始即維持較大的負(fù)壓,在事故后,環(huán)廊始終不出現(xiàn)“正壓”階段,從而不必考慮這部分安全殼旁路泄漏,即安全殼直接旁路泄漏率為0。

1.3 正壓持續(xù)時間分析主要假設(shè)

二次安全殼在一次安全殼內(nèi)發(fā)生假想LOCA時的壓力響應(yīng)分析和降壓系統(tǒng)有效性分析應(yīng)遵守SRP第6.2.3節(jié)[2］和BTP-6-3[1］的要求,主要有:

a)應(yīng)考慮一次安全殼向二次安全殼的傳熱,包括:

1)應(yīng)使用類似BTP-6-2[3］中保守的換熱系數(shù)計算一次安全殼大氣向一次安全殼結(jié)構(gòu)的傳熱;

2)應(yīng)考慮通過一次安全殼結(jié)構(gòu)的熱傳導(dǎo)和向二次安全殼大氣的對流傳熱;

3)應(yīng)考慮向二次安全殼的輻射傳熱。

b)對暴露在外部環(huán)境中的二次安全殼表面應(yīng)假定絕熱邊界條件;

c)應(yīng)考慮一次安全殼膨脹對二次安全殼大氣的壓縮效應(yīng);

d)應(yīng)考慮向二次安全殼內(nèi)的泄漏;

e)不考慮二次安全殼向外泄漏;

f)對二次安全殼響應(yīng)分析,應(yīng)假定喪失廠外電源和應(yīng)急電源系統(tǒng)(如一臺應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)失效)、一次安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)、應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)或二次安全殼降壓和過濾系統(tǒng)中最惡劣的能動單一故障。

g)應(yīng)考慮因二次安全殼降壓和過濾系統(tǒng)設(shè)計造成的延時;

h)應(yīng)考慮二次安全殼內(nèi)生成的熱負(fù)荷(如設(shè)備熱負(fù)荷);

i)在評價二次安全殼降壓時應(yīng)考慮風(fēng)機(jī)性能特性。

2 歐洲壓水堆(EPR)安全殼直接旁路泄漏的評價

2.1 臺山核電廠1、2號機(jī)組直接旁路泄漏的評價

臺山核電廠1、2號機(jī)組(簡稱“臺山核電廠”)在考慮旁路泄漏時,對二次安全殼的概念進(jìn)行了延伸,其包容功能由反應(yīng)堆廠房及其周圍廠房(安全廠房、核輔助廠房、燃料廠房和放射性廢物廠房)來實現(xiàn),主要依靠:

a)雙層安全殼(帶環(huán)廊通風(fēng)系統(tǒng)、安全殼泄漏收集和回收系統(tǒng));

b)利用通風(fēng)和過濾設(shè)備對反應(yīng)堆廠房周圍的廠房進(jìn)行動態(tài)包容;

c)在喪失通風(fēng)系統(tǒng)時,利用安全殼的靜態(tài)包容特性改善廠房或特定房間的密封性能。

2.1.1 直接旁路泄漏途徑的識別

臺山核電廠從反應(yīng)堆廠房到外部環(huán)境的潛在泄漏途徑見圖1。

圖1 從反應(yīng)堆廠房到外部環(huán)境的各種潛在泄漏途徑Fig.1 Potential leakage paths from reactor building to environment

對途徑4,若蒸汽發(fā)生器傳熱管保持完整,則二回路流體沒有放射性,蒸汽與給水貫穿件、蒸汽與給水閥門不執(zhí)行放射性包容功能。在發(fā)生蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故時,二回路的蒸汽與給水隔離閥門執(zhí)行放射性包容功能。設(shè)計上已采取合理可行措施排除直接旁路泄漏,如在安全殼外設(shè)置3道給水隔離閥和在安全殼內(nèi)設(shè)置1道止回閥等。

對途徑5,設(shè)計上也已采取合理可行措施排除直接旁路泄漏,如反應(yīng)堆廠房下部大部分區(qū)域為帶有密封襯里的安全殼內(nèi)置換料水箱,和堆芯熔融物擴(kuò)展區(qū);內(nèi)層安全殼有不銹鋼襯里;熔融物擴(kuò)展區(qū)有特殊的穩(wěn)定熔融物的覆層和專門的熔融物冷卻系統(tǒng)保證底板不被熔穿;底板之上的水層也構(gòu)成防止放射性核素逸出到環(huán)境的屏障等。

總之,臺山核電廠安全殼的設(shè)計保證了未經(jīng)過收集和過濾的泄漏物(途徑4和途徑5)不會釋放到環(huán)境中,直接從安全殼泄漏到環(huán)境中的概率極低。

2.1.2 環(huán)廊通風(fēng)系統(tǒng)

2.1.2.1 環(huán)廊通風(fēng)系統(tǒng)簡介

臺山核電廠環(huán)廊通風(fēng)系統(tǒng)(EDE)考慮了設(shè)計基準(zhǔn)事故(DBC-2～4)、復(fù)雜事故序列(DEC-A)和嚴(yán)重事故(DEC-B)下對放射性物質(zhì)的動態(tài)包容。為了實現(xiàn)放射性物質(zhì)包容, EDE系統(tǒng)執(zhí)行以下功能:

1)維持環(huán)廊內(nèi)負(fù)壓,以收集事故時來自安全殼內(nèi)部的所有泄漏物,包括安全殼泄漏率試驗和監(jiān)測系統(tǒng)收集的泄漏物;

2)將收集到的泄漏物經(jīng)高效粒子過濾器(HEPA)和碘吸附器過濾后排至煙囪。

3)當(dāng)EDE系統(tǒng)由于喪失廠外電源或全廠斷電而停運(yùn)時,環(huán)廊內(nèi)能夠繼續(xù)維持負(fù)壓,直至EDE系統(tǒng)重新啟動。

EDE系統(tǒng)由一列混合管路(包括一運(yùn)行列及一安全列)及一獨立安全列組成。

電廠正常運(yùn)行過程中運(yùn)行列連續(xù)運(yùn)行,從而確保環(huán)廊在事故發(fā)生時具有足夠的初始負(fù)壓。發(fā)生事故時,系統(tǒng)自動切換至設(shè)置有HEPA和碘吸附器的安全列,隔離運(yùn)行列。環(huán)廊空氣經(jīng)過濾器及碘吸附器過濾后排出,以維持環(huán)廊負(fù)壓要求,限制安全殼內(nèi)放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放。

正常運(yùn)行時,EDE風(fēng)量平衡外層安全殼泄漏,因為內(nèi)層安全殼泄漏不明顯。設(shè)計基準(zhǔn)事故、復(fù)雜事故序列和嚴(yán)重事故下,EDE風(fēng)量必須平衡內(nèi)層安全殼泄漏(因超壓而增加的泄漏)和外層安全殼的滲入。

2.1.2.2 初始負(fù)壓值的確定

臺山核電廠采用正常運(yùn)行期間維持較大負(fù)壓使事故后始終不會出現(xiàn)“正壓”階段的設(shè)計思路。在DBC-2～4,DEC-A或DEC-B時,環(huán)廊在所有考慮到的氣象條件(風(fēng)速及其頻率)下保持足夠的負(fù)壓,不存在“正壓”階段。在確定各工況下要求的最小環(huán)廊初始負(fù)壓值時,綜合考慮以下因素:

a)風(fēng)荷載的影響

室外大風(fēng)會在安全殼外側(cè)迎風(fēng)面產(chǎn)生正壓,在安全殼背風(fēng)面產(chǎn)生負(fù)壓。為保證環(huán)廊能對放射性物質(zhì)動態(tài)包容,環(huán)廊的負(fù)壓需低于大風(fēng)所產(chǎn)生的負(fù)壓。

b)事故工況下的寬限期

DEC-B且完全喪失交流電時,EDE系統(tǒng)安全列可由蓄電池供電,切換至蓄電池供電考慮用時75 min,手動啟動安全列設(shè)備考慮用時30 min。在此105 min寬限期內(nèi),EDE系統(tǒng)停運(yùn)時,考慮到事故后一次安全殼向二次安全殼的傳熱,來自一次安全殼的泄漏和二次安全殼外的漏入等因素,環(huán)廊負(fù)壓會逐漸升高。為保證環(huán)廊能對放射性物質(zhì)動態(tài)包容,在EDE系統(tǒng)啟動排風(fēng)時,環(huán)廊的負(fù)壓值需不高于室外大風(fēng)所產(chǎn)生的負(fù)壓,故環(huán)廊的初始負(fù)壓需滿足寬限期內(nèi)設(shè)計要求。

c)一次安全殼膨脹對二次安全殼大氣的壓縮效應(yīng)

事故工況下,安全殼內(nèi)溫度升高,造成一次安全殼膨脹,導(dǎo)致二次安全殼大氣被壓縮,環(huán)廊負(fù)壓需考慮一次安全殼膨脹所造成的影響。

綜合考慮上述三個因素,為了保證在DBC-2～4、DEC-A和DEC-B時,環(huán)廊在所有考慮到的氣象條件(風(fēng)速及其頻率)下均能夠保持足夠的負(fù)壓,不存在“正壓”階段,則正常運(yùn)行期間(DBC-1),EDE系統(tǒng)維持安全殼環(huán)廊的最小負(fù)壓值為－1 770 Pa。

2.2 U.S.EPR直接旁路泄漏的評價

U.S.EPR[4］的設(shè)計中,反應(yīng)堆屏蔽廠房(RSB)完全包容了一次安全殼(RCB),它和環(huán)廊通風(fēng)系統(tǒng)(AVS)共同承擔(dān)了二次安全殼的包容功能。在正常運(yùn)行工況下和事故工況下, AVS系統(tǒng)將環(huán)廊維持在負(fù)壓狀態(tài)。

U.S.EPR在直接旁路泄漏途徑識別方面與臺山核電廠相似,但AVS系統(tǒng)設(shè)計采取了不同的設(shè)計思路,即US EPR核電廠在正常運(yùn)行期間,環(huán)廊維持了較小負(fù)壓,事故后,由于初始負(fù)壓較小,在AVS系統(tǒng)安全列投運(yùn)之前,可能存在“正壓”階段。因此,在直接旁路泄漏的評價中,需要確定正壓階段的持續(xù)時間。

U.S.EPR AVS系統(tǒng)由3列組成:

a)1列正常過濾:在正常運(yùn)行時維持環(huán)廊壓力低于或等于－202 Pa表壓;

b)2列事故過濾:用于在假想事故后維持環(huán)廊負(fù)壓低于或等于－63 Pa表壓。

發(fā)生假想LOCA事故時,安全殼隔離信號觸發(fā)正常過濾列自動停運(yùn),2列事故過濾列自動啟動,并在主控室出現(xiàn)報警。

在進(jìn)行二次安全殼壓力響應(yīng)分析時,假設(shè)發(fā)生LOCA的同時喪失廠外電源,并假設(shè)由于單一故障喪失1列事故過濾列。在剩余1列事故過濾列啟動之前,因一次安全殼傳熱、膨脹、一次安全殼和環(huán)境的漏入等,環(huán)廊壓力升高。假想事故發(fā)生60 s后,AVS剩余的事故列啟動,并使環(huán)廊壓力開始下降。分析結(jié)果表明,在事故發(fā)生后305 s,環(huán)廊壓力將達(dá)到規(guī)定負(fù)壓值－63 Pa。系統(tǒng)繼續(xù)運(yùn)行,環(huán)廊壓力將進(jìn)一步降低?？梢?一列AVS事故列投入運(yùn)行,足以確保AVS執(zhí)行其安全功能,且有足夠裕量。

表1 U.S.EPR二次安全殼響應(yīng)分析Table1 U.S.EPR secondary containment response analysis

2.3 臺山核電廠和U.S.EPR直接旁路泄漏兩種設(shè)計思路的比較

盡管臺山核電廠和U.S.EPR采取了不同的安全殼直接旁路泄漏設(shè)計思路,但均需按SRP要求開展二次安全殼響應(yīng)分析,以確定環(huán)廊初始負(fù)壓或事故后正壓持續(xù)時間。臺山核電廠設(shè)計思路需要正常運(yùn)行時維持較大的初始負(fù)壓,對一次安全殼泄漏率、環(huán)廊通風(fēng)系統(tǒng)容量、二次安全殼結(jié)構(gòu)設(shè)計等有一定影響,但由于事故后不存在正壓階段,在計算LOCA事故放射性后果時不用考慮直接旁路安全殼泄漏部分的貢獻(xiàn);U.S.EPR設(shè)計思路正常運(yùn)行時只需維持較小的初始負(fù)壓,對一次安全殼泄漏率、環(huán)廊通風(fēng)系統(tǒng)容量、二次安全殼結(jié)構(gòu)設(shè)計等有利,但需在計算LOCA事故放射性后果時考慮直接旁路安全殼部分的貢獻(xiàn),即在該段時間內(nèi)釋放到環(huán)廊的放射性物質(zhì)旁路安全殼直接釋放到環(huán)境中。

通過分析臺山核電廠和U.S.EPR安全殼直接旁路泄漏評價,以下兩個問題值得關(guān)注:

2.3.1 負(fù)壓值

NRC BTP 6-3考慮了風(fēng)載荷造成的負(fù)壓和環(huán)廊壓力儀表不確定性,統(tǒng)一規(guī)定負(fù)壓為－63 Pa,臺山核電廠考慮了合同規(guī)定的設(shè)計風(fēng)速,該方法更為合適,建議研發(fā)先進(jìn)壓水堆核電廠時按設(shè)計風(fēng)速確定負(fù)壓值。

2.3.2 燃料廠房和安全廠房控制區(qū)壓力響應(yīng)分析

由于臺山核電廠和U.S.EPR將燃料廠房和安全廠房控制區(qū)(由安全廠房控制區(qū)通風(fēng)系統(tǒng)維持負(fù)壓)也作為二次安全殼,因此,燃料廠房和安全廠房控制區(qū)也需進(jìn)行壓力響應(yīng)分析,分析時需遵循與環(huán)廊壓力響應(yīng)相似的假設(shè):

1)暴露在外部環(huán)境中的燃料廠房和安全廠房表面假定為絕熱邊界條件;

2)考慮從一次安全殼(旁路泄漏)和外部環(huán)境漏入燃料廠房和安全廠房;

3)不取信從燃料廠房和安全廠房漏出;

4)安全廠房控制區(qū)通風(fēng)系統(tǒng)設(shè)計為接收到安全殼隔離信號后兩個事故列均啟動,但分析中考慮單一故障,假定1臺風(fēng)機(jī)未能啟動;

5)考慮燃料廠房和安全廠房內(nèi)的熱負(fù)荷;

6)考慮安全廠房控制區(qū)通風(fēng)系統(tǒng)可能的降級(如過濾器堵塞),通過增大通風(fēng)系統(tǒng)阻力和降低風(fēng)機(jī)性能來懲罰安全廠房控制區(qū)通風(fēng)系統(tǒng)設(shè)計能力。

但也需考慮到燃料廠房和安全廠房與環(huán)廊的不同:

1)不考慮一次安全殼向燃料廠房和安全廠房的傳熱,因為它們不相鄰;

2)不考慮一次安全殼膨脹對燃料廠房和安全廠房的壓縮效應(yīng),因為它們之間存在環(huán)廊。

3 結(jié)論

本文探討了評價安全殼直接旁路泄漏的設(shè)計思路,特別是如何識別潛在旁路泄漏途徑和如何確定旁路泄漏率,提出:(1)環(huán)廊初始維持較大負(fù)壓,使事故后不出現(xiàn)“正壓”階段,從而不需評價“正壓”期間旁路泄漏;和(2)環(huán)廊初始維持較小負(fù)壓,瞬態(tài)后出現(xiàn)“正壓”階段,需評價“正壓”階段持續(xù)時間兩種主要設(shè)計思路,可指導(dǎo)研發(fā)先進(jìn)壓水堆核電廠時選擇系統(tǒng)設(shè)計方案。

[1］ U.S.NRC.NUREG-0800 Standard review plan branch technical position 6-3 Determination of bypass leakage paths in dual containment plants[R］．March 2007.

[2］ U.S.NRC.NUREG-0800 Standard review plan Section 6.2.3 Secondary containment functional design[R］．March 2007.

[3］ U.S.NRC.NUREG-0800 Standard review plan branch technical position 6-2 Minimum containment pressure model for PWR ECCS performance evaluation[R］．March 2007.

[4］ AREVA NP Inc.US EPR Final safety analysis report [R］．May 3,2013.

Design approach of dual containment direct bypass leakage evaluation

WEI Shu-hong,ZHENG Hua

(1.China Nuclear Power Design Co.ltd(Shenzhen),Shenzhen of Guangdong Prov.518000,China)

Two design approaches of dual containment direct bypass leakage evaluation (especially the identification of potential bypass leakage paths and the determination of bypass leakage rate)are proposed:maintaining a big initial annulus negative pressure and eliminating the positive pressure period after accidents which allows no direct bypass leakage during the positive pressure period,or maintaining a small initial annulus negative pressure and evaluating the positive pressure period after accidents,which can guide the advanced nuclear power plant research and development.

dual containment;direct bypass leakage;Annulus ventilation system

TL 364.1

A

0258-0918(2016)01-0056-06

2014-07-22

魏淑虹(1981—),女,浙江人,高級工程師,現(xiàn)主要從事核電廠安全系統(tǒng)設(shè)計工作