浮動(dòng)核電站安全殼泄漏率指標(biāo)分配

季剛，蘇曉亮，李海東，徐鋒，譚美

武漢第二船舶設(shè)計(jì)研究所, 湖北 武漢 430205

0 引 言

根據(jù)《核電廠反應(yīng)堆安全殼系統(tǒng)的設(shè)計(jì)》（HAD102/06）的規(guī)定，安全殼系統(tǒng)的主要功能是在事故工況期間及以后限制放射性物質(zhì)從堆芯和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)釋放到周圍環(huán)境。安全殼作為安全殼系統(tǒng)的主體結(jié)構(gòu)，設(shè)計(jì)成完全包圍一回路壓力邊界，能承擔(dān)事故工況下高強(qiáng)度的安全殼設(shè)計(jì)壓力和溫度，并保持結(jié)構(gòu)完整性、具有滿意的密封性能[1]。陸上核電站除AP1000外，安全殼一般采用預(yù)應(yīng)力鋼筋混凝土加鋼制內(nèi)襯結(jié)構(gòu)，預(yù)應(yīng)力混凝土是承壓結(jié)構(gòu)，鋼制內(nèi)襯是密封結(jié)構(gòu)，其安全殼容積一般約50 000 m3、設(shè)計(jì)壓力約0.4 MPa[2]。浮動(dòng)核電站安全殼一般采用鋼制船艙結(jié)構(gòu)，例如俄羅斯核動(dòng)力破冰船、KLT40S浮動(dòng)核電站均采用這種結(jié)構(gòu)[3]。受平臺(tái)空間限制，浮動(dòng)核電站安全殼容積小、壓力高，且在構(gòu)筑物和貫穿件等隔離系統(tǒng)等方面與陸上核電站存在較大區(qū)別，對(duì)安全殼密封性能具有重要影響。

目前，國內(nèi)外關(guān)于安全殼泄漏的研究主要集中在試驗(yàn)方法、程序、數(shù)據(jù)監(jiān)測(cè)等方面，研究旨在如何合理、安全、可靠地進(jìn)行安全殼密封性試驗(yàn)和日常監(jiān)測(cè)，鮮有關(guān)于如何預(yù)報(bào)安全殼整體泄漏率水平的研究。趙旭等[4]的AP1000安全殼試驗(yàn)方法研究、章春偉等[5]的安全殼在線監(jiān)測(cè)方法和系統(tǒng)設(shè)計(jì)研究、褚英杰等[6]的國內(nèi)外安全殼泄漏率計(jì)算方法對(duì)比研究，代表了當(dāng)前國內(nèi)安全殼泄漏率的研究現(xiàn)狀。而我國目前浮動(dòng)核電站仍處于研制階段，尚未有實(shí)船或試驗(yàn)來驗(yàn)證安全殼的泄漏率，因此，有必要通過開展理論預(yù)報(bào)研究，明確安全殼的整體泄漏率水平，建立科學(xué)合理的浮動(dòng)核電站（FNPP）安全殼泄漏率指標(biāo)體系。本文將按照“標(biāo)準(zhǔn)分析?提出指標(biāo)?驗(yàn)證指標(biāo)”的思路，參考陸上核電站（下文簡稱“陸核”）標(biāo)準(zhǔn)，對(duì)平臺(tái)的整體泄漏率指標(biāo)進(jìn)行分解，并參考相關(guān)試驗(yàn)數(shù)據(jù)、設(shè)備數(shù)據(jù)對(duì)該分配指標(biāo)的可實(shí)現(xiàn)性進(jìn)行分析，驗(yàn)證分配的合理性，并將結(jié)果作為平臺(tái)安全殼密封性控制和試驗(yàn)的依據(jù)。

1 浮動(dòng)核電站安全殼總體方案

1.1 安全殼主要參數(shù)

受平臺(tái)空間限制，浮動(dòng)核電站采用小型鋼制安全殼，自由容積約2 000 m3，使得安全殼事故峰值壓力較高。為控制失水事故后安全殼峰值壓力，浮動(dòng)核電站一般建議采用抑壓型安全殼，在安全殼內(nèi)設(shè)置約700 m3的抑壓水箱，汽水比約7:3，安全殼設(shè)計(jì)的事故壓力約0.7 MPa、事故溫度約160 ℃，如表1所示。

表1 泄漏率試驗(yàn)的安全殼參數(shù)Table 1 Parameters of the safety vessel for leakage rate test

1.2 安全殼結(jié)構(gòu)特征

陸核安全殼為獨(dú)立的構(gòu)筑物型式，浮動(dòng)核電站以船殼和艙壁甲板為邊界構(gòu)成一個(gè)裝有核部件的堆艙結(jié)構(gòu)。堆艙內(nèi)布置安全殼，依據(jù)《核商船安全規(guī)范》（Res.A.491（XⅡ））[7]的規(guī)定，浮動(dòng)核電站安全殼采用雙層密封結(jié)構(gòu)，需具有如下特征：

1）第1層密封結(jié)構(gòu)為耐壓邊界，可承受設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況下的峰值壓力，是包容放射性物質(zhì)的主要屏障；

2）第2層密封結(jié)構(gòu)為安全圍壁包封，完全包圍安全殼結(jié)構(gòu)及核蒸汽供給系統(tǒng)在內(nèi)的所有放射性源項(xiàng)，具有水密和氣密性能，進(jìn)一步包容安全殼旁路泄漏，降低放射性物質(zhì)向平臺(tái)內(nèi)艙室和外界大氣環(huán)境的泄漏水平[8]。

浮動(dòng)核電站安全殼及安全殼圍壁如圖1所示。

圖1 浮動(dòng)核電站安全殼雙層密封結(jié)構(gòu)Fig.1 Structure of the safety vessel of the FNPP

1.3 安全殼隔離系統(tǒng)

安全殼隔離系統(tǒng)依附于安全殼結(jié)構(gòu)，共同構(gòu)成了浮動(dòng)核電站第3道放射性物質(zhì)包容屏障，應(yīng)具有密封性能。安全殼隔離系統(tǒng)主要由貫穿件和隔離閥組成，貫穿件數(shù)量與尺寸小于陸核規(guī)模。根據(jù)我國浮動(dòng)核電站設(shè)計(jì)經(jīng)驗(yàn)，貫穿件規(guī)格及數(shù)量如表2所示。

表2 浮動(dòng)核電站安全殼貫穿件匯總Table 2 Summary of penetrators for the FNPP

另外，依據(jù)《核商船安全規(guī)范》規(guī)定，延伸到安全殼結(jié)構(gòu)外側(cè)的含有或可能含有放射性物質(zhì)的管道系統(tǒng)，應(yīng)設(shè)置2道隔離閥并能進(jìn)行檢漏，安全殼隔離原則與陸核相似。

2 泄漏率指標(biāo)要求研究

2.1 整體泄漏率指標(biāo)

2.1.1 源項(xiàng)、平臺(tái)環(huán)境與劑量評(píng)價(jià)

安全殼整體泄漏率應(yīng)結(jié)合源項(xiàng)分析和煙羽應(yīng)急計(jì)劃區(qū)等要求，王軍龍等[9]對(duì)比研究了ACP100S小堆與AP1000陸上大堆的源項(xiàng)特點(diǎn)，并指出ACP100S功率為100 MW級(jí)，各放射性元素的初始堆芯積存量較AP1000小1個(gè)數(shù)量級(jí)。按此分析，在相同安全殼泄漏率條件下，小堆向外部環(huán)境釋放的源項(xiàng)較大堆小1個(gè)數(shù)量級(jí)。美國核管會(huì)(NRC)發(fā)布的“為小堆制定應(yīng)急計(jì)劃和準(zhǔn)備的框架”文件中，也指出了小堆應(yīng)充分考慮其源項(xiàng)更小的特點(diǎn)。

然而，考慮到浮動(dòng)核電站內(nèi)空間環(huán)境較小、人員集中的特點(diǎn)，放射性物質(zhì)可能擴(kuò)散到船員工作或生活的艙室，輻射對(duì)船員的影響不容忽視。因此，平臺(tái)安全殼泄漏率還應(yīng)結(jié)合艙室的環(huán)境劑量來評(píng)價(jià)，平臺(tái)內(nèi)艙室劑量標(biāo)準(zhǔn)應(yīng)滿足壓水堆核動(dòng)力廠輻射分區(qū)設(shè)計(jì)特征規(guī)定的場(chǎng)劑量率、氣載放射性活度濃度和居留特征要求（具體詳見文獻(xiàn)[10]），安全殼泄漏率應(yīng)滿足上述劑量評(píng)價(jià)要求。

綜上所述，安全殼泄漏率指標(biāo)的確定應(yīng)是一個(gè)螺旋迭代的過程?？紤]到小堆的源項(xiàng)更小，本文參考陸核經(jīng)驗(yàn)作為浮動(dòng)核電站安全殼泄漏率，具有一定的可行性。

2.1.2 泄漏率指標(biāo)

參考NB/T 20018《壓水堆核電廠安全殼密封性試驗(yàn)》[11]、GB/T 15761《2×600MW壓水堆核電廠核島系統(tǒng)設(shè)計(jì)建造規(guī)范》、RCC-G-1986《核電站土建設(shè)計(jì)建造規(guī)則》等國內(nèi)外規(guī)范，安全殼泄漏率指標(biāo)應(yīng)滿足失水事故工況下，24 h內(nèi)總的最大泄漏率Fa不超過安全殼內(nèi)氣體總質(zhì)量的0.3%。

由于事故工況下安全殼泄漏率不能直接測(cè)量，需等效轉(zhuǎn)化為常溫環(huán)境下試驗(yàn)工況的最大泄漏率La。Fa與La的換算關(guān)系如下[5]：

式中：Ma為事故工況下安全殼內(nèi)汽水混合物和空氣的摩爾質(zhì)量，與事故后主冷卻劑介質(zhì)閃蒸的量有關(guān)，經(jīng)事故分析后取21.5 g/mol；Me為試驗(yàn)工況下安全殼空氣的摩爾質(zhì)量，通常取29 g/mol；Ta為安全殼事故溫度（表1）；Te為試驗(yàn)工況的環(huán)境溫度（通常取20 ℃）。

據(jù)此分析，試驗(yàn)工況下的La為0.213%/24 h?？紤]到安全殼老化、試驗(yàn)誤差等因素影響，試驗(yàn)階段安全殼實(shí)際允許的泄漏率La0應(yīng)不超過75%La[12]。因此，浮動(dòng)核電站安全殼泄漏率試驗(yàn)的總體參數(shù)如表3所示。

表3 安全殼泄漏率試驗(yàn)總體參數(shù)Table 3 General parameters of leakage rate test for the safety vessel

2.2 局部泄漏率指標(biāo)

為保證安全殼整體泄漏率滿足指標(biāo)要求，應(yīng)嚴(yán)格控制局部泄漏率指標(biāo)。參考陸核電站模式[12-13]，國內(nèi)外規(guī)范要求局部泄漏率的總體指標(biāo)不應(yīng)超過安全殼實(shí)際允許泄漏率La0的下列百分比：

1） B類試驗(yàn)：貫穿件允許的泄漏率之和不應(yīng)超過10%La0；

2） C類試驗(yàn)：隔離閥允許的泄漏率之和不應(yīng)超過50%La0。

在方案設(shè)計(jì)實(shí)施過程中，按照貫穿件和管道通徑，將局部泄漏率總體指標(biāo)二次分配給具體的貫穿件和隔離閥。參考浮動(dòng)核電站示范工程的設(shè)計(jì)經(jīng)驗(yàn)，局部泄漏率的二次指標(biāo)分配方案如表4所示。

表4 浮動(dòng)核電站局部泄漏率指標(biāo)分配Table 4 Distribution of local leakage rate indices of FNPP

3 泄漏率結(jié)果數(shù)值驗(yàn)證及可行性分析

3.1 B類試驗(yàn)泄漏率

如表4所示，浮動(dòng)堆安全殼B類泄漏率試驗(yàn)貫穿件包括換料口蓋、設(shè)備檢修口蓋、耐壓屏蔽圓門。受平臺(tái)空間限制，其結(jié)構(gòu)型式與陸核設(shè)備或人員閘門有一定差異，一般采用單密封蓋、雙道O形密封圈的密封結(jié)構(gòu)[14]。

B類試驗(yàn)泄漏率預(yù)報(bào)依據(jù)類似密封結(jié)構(gòu)的實(shí)測(cè)泄漏率試驗(yàn)，試驗(yàn)?zāi)Ｐ蜑閮?nèi)圈直徑414 mm、外圈直徑478 mm、密封結(jié)構(gòu)直徑14 mm的雙道O型結(jié)構(gòu)。測(cè)量試驗(yàn)壓力下不同壓縮量下的空氣泄漏率，最終實(shí)取單位長度密封邊界的泄漏率為0.001 Nm3/(h·m?1)。根據(jù)貫穿件開口周界長度，即可得相應(yīng)貫穿件的泄漏率，如表5所示。

表5 貫穿件泄漏率的計(jì)算值及其與分配值之比Table 5 Calculated leakage rate and calculation-distribution ratio of penetrators

電氣貫穿件泄漏率參照GB/T 13538-2017[15]的安全殼完整性要求，包括開孔密封的電氣貫穿件設(shè)計(jì)在任何事故后的壓力和安裝后的環(huán)境溫度下的泄漏率不大于1×10?3Pa·m3/s，即3.6×10?5Nm3/h，則所有電氣貫穿件的泄漏總和為0.000 57 Nm3/h。

由表5可見，B類貫穿件泄漏率預(yù)報(bào)值與分配值之比約27.9%，設(shè)計(jì)余量較大，滿足標(biāo)準(zhǔn)要求。

3.2 C類試驗(yàn)泄漏率

隔離閥泄漏率與其所屬管道通徑成正比例關(guān)系，陸核通常以閥門單位公稱直徑、單位時(shí)間的泄漏體積來控制閥門允許的泄漏率。本文調(diào)研了多個(gè)產(chǎn)品的設(shè)計(jì)數(shù)據(jù)，例如，安全殼設(shè)計(jì)壓力為0.45 MPa，上世紀(jì)生產(chǎn)的一般取8～12 (cm3·min?1)/cm，目前產(chǎn)品已到達(dá)2.5～3.0 (cm3·min?1)/cm。

參照《失水事故后流體系統(tǒng)的安全殼隔離裝置》EJ/T 331-92[16]，本文按照保守的策略，假定閥門的密封性能如下：

1） 一般管道隔離閥：8 (cm3·min?1)/cm

2） 進(jìn)、排風(fēng)隔離閥：12 (cm3·min?1)/cm

由于浮動(dòng)核電站安全殼設(shè)計(jì)壓力較高，需要對(duì)泄漏率進(jìn)行壓力修正，一種推薦的修正關(guān)系[17-18]如式（2）所示：式中：Q為泄漏量；C為待定常數(shù)；n為冪指數(shù)。EJ/T331-92推薦n=1/2，因此浮動(dòng)核電站安全殼隔離閥泄漏率壓力修正系數(shù)為1.247 2。

根據(jù)浮動(dòng)核電站設(shè)計(jì)方案，安全殼隔離系統(tǒng)一般管道通徑之和為278.8 cm，進(jìn)、排風(fēng)通徑分別為30 cm。主蒸汽（2×φ400）和給水管（2×φ200）由于不考慮參與局部泄漏試驗(yàn)，在A類試驗(yàn)時(shí)進(jìn)行其密封性試驗(yàn)，但在泄漏率統(tǒng)計(jì)分析的設(shè)計(jì)階段建議作為一般管道考慮。

綜上所述，安全殼隔離閥泄漏率計(jì)算值及其占分配值的比例如表6所示。

表6 隔離閥泄漏率的計(jì)算值及其與分配值之比Table 6 Calculated leakage rate and calculationdistribution ratio for the islation valve

由表6可知，安全殼隔離系統(tǒng)所有隔離閥的泄漏計(jì)算值占分配值的比例之和約74.5%，設(shè)計(jì)余量較大，滿足標(biāo)準(zhǔn)要求。

3.3 與陸核的對(duì)比分析

秦山核電廠安全殼自由容積為55 400 m3，試驗(yàn)壓力0.368 MPa，B、C類泄漏率試驗(yàn)分配方案如下[19]：

1） B類貫穿件允許泄漏率分配。

（1）人員閘門、應(yīng)急人員閘門、設(shè)備閘門10%La0；

（2）燃料運(yùn)輸通道10%La0；

（3）電氣貫穿件10%La0。

2） C類隔離閥允許泄漏率分配。

（1）管道隔離閥25%La0；

（2）進(jìn)、排風(fēng)隔離閥5%La0。

秦山核電站與浮動(dòng)核電站的泄漏率總體參數(shù)對(duì)比如表7所示。

表7 陸核與海核泄漏率總體參數(shù)對(duì)比Table 7 Comparison of overall parameters between landbased plant and FNPP

由上表可見，從控制安全殼整體泄漏率的角度考慮，浮動(dòng)核電站與陸核B、C類試驗(yàn)的全部貫穿件和隔離閥的綜合泄漏率均小于60%La0。

從泄漏率結(jié)果占分配值的比例分析，可以認(rèn)為浮動(dòng)核電站與陸核的上述比值的設(shè)計(jì)余量均較大，安全性較好。浮動(dòng)核電站的C類泄漏率占比較陸核的高，主要原因是隔離閥泄漏分析直接沿用了陸核閥門的參數(shù)，同時(shí)還假設(shè)主蒸汽和給水管有泄漏。

另外，由于浮動(dòng)核電站閥門通徑相對(duì)陸核的小得多，而小管徑閥門密封性更好，因此本文采用的分析方法偏保守，技術(shù)可行性較好。

4 結(jié) 論

本文根據(jù)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范和陸核經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)，開展了浮動(dòng)堆安全殼泄漏率分配分析，研究表明泄漏率計(jì)算值小于分配值，且存在較大的設(shè)計(jì)余量。因此，綜合分析后給出如下結(jié)論及建議：

1） 安全殼整體泄漏率滿足3‰/24 h，整體安全殼實(shí)際允許泄漏率La0不超過最大允許泄漏La的75%。

2） B類和C類泄漏率不超過整體安全殼實(shí)際允許泄漏率La0的10%和50%。

為完善船用堆安全殼的設(shè)計(jì)理論，后續(xù)有必要開展鋼質(zhì)安全殼打壓方法的研究，這些方面對(duì)安全殼結(jié)構(gòu)力學(xué)性能、試驗(yàn)的安全性以及經(jīng)濟(jì)性具有重要影響。