AP1000核電站鋼制安全殼防護涂層的設計

譚功理*，王晰

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

AP1000核電站鋼制安全殼防護涂層的設計

譚功理*，王晰

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

AP1000堆型核電站為美國西屋電氣公司設計的第三代技術核電站，它采用雙層安全殼結構，外安全殼為預應力混凝土結構，主要起輻射屏蔽和保護內部結構作用；內安全殼為鋼制安全殼容器(CV)，包容了反應堆、蒸汽發(fā)生器等主工藝系統(tǒng)設備，在事故工況下能有效防止放射性物質外泄。介紹了AP1000核電站CV內外表面用涂層的設計要求，對CV涂裝用無機富鋅涂層和環(huán)氧涂層的技術要求進行了討論，并與傳統(tǒng)的 M310堆型核電站安全殼鋼襯里的涂裝要求進行了比較。

核電站；鋼制安全殼；涂層；防輻射

1 前言

AP1000堆型核電站為美國西屋公司設計的第三代技術核電站，具有堆芯熔化和放射性核素大面積釋放概率低、采用非能動技術處理事故等優(yōu)點，將成為我國第三代核電站建設的主要堆型之一。目前，我國在建的浙江三門核電站為世界上首座采用此堆型建造的核電站[1]。

與傳統(tǒng)M310堆型核電站一樣，AP1000核電站中的金屬部件及混凝土結構表面也廣泛使用各種涂層[2-3]，其功能主要包括：

(1) 保護設備或設施的表面狀況在正常或事故條件下不惡化，如正常大氣或腐蝕性介質環(huán)境下的耐腐蝕性能和地板的耐磨損(如交通磨損等)性能。

(2) 對于核輻射控制區(qū)，降低物項表面被放射性物質污染的可能性及提高去除放射性物質的能力。

(3) 為周圍環(huán)境提供明亮、豐富和潔凈的背景，增強工作人員的視覺感受及防止混凝土表面灰塵等的擴散。

(4) 用于管道、設備及結構物項的標識。

本文主要介紹 AP1000非能動先進壓水堆核電站鋼制安全殼的涂裝設計理念和涂料技術要求，為AP1000核電站鋼制安全殼的防腐、防輻射涂裝提供參考。

2 涂層的安全性設計特點

對于傳統(tǒng)壓水堆核電站而言，根據(jù) ASTM D5144-08e1 Standard Guide for Use of Protective Coating Standards in Nuclear Power Plants，其所用的涂料大體分為安全相關和非安全相關涂層。安全相關是指涂層的失效可能會對核電站的正常運行或事故后安全系統(tǒng)的運行產生嚴重影響，從而影響反應堆的安全停堆[4-5]。考慮到發(fā)生DBA(Design Basis Accident，即設計基準事故)時，傳統(tǒng)壓水堆核電站中安全殼內使用的涂層如果大面積失效，可能會堵塞地坑過濾器的過濾網，從而影響到堆芯循環(huán)冷卻水的再循環(huán)，不利于安全停堆，故傳統(tǒng)壓水堆核電站安全殼內物項用涂層(包括安全殼鋼襯里表面用涂層)均為安全相關涂層。同時，安全殼外某些與安全設施運行相關的涂層也是安全相關涂層；其他則為非安全相關涂層。因此，對于傳統(tǒng)壓水堆核電站，應對安全殼內物項用的所有涂層進行模擬 DBA條件下的試驗評價，以確保在發(fā)生DBA事故時不影響核電站的安全停堆。

AP1000核電站安全殼及其內部物項用涂層的設計與傳統(tǒng)壓水堆核電站相比具有以下顯著特征：

(1) AP1000核電站采用雙層安全殼結構，外安全殼為預應力混凝土結構，主要起輻射屏蔽和保護內部結構作用；內安全殼為鋼制安全殼容器(簡稱CV)，它包容了反應堆、蒸汽發(fā)生器等主工藝系統(tǒng)設備，在事故工況下能有效防止放射性物質外泄。CV由 ASME SA-738鋼板和B級碳鋼板焊接而成，主要起密封和事故后核素包容作用，在發(fā)生DBA時，內層的鋼制安全殼還可作為非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的一部分，為安全殼內的熱量導出起傳導作用。由于AP1000核電站的內外安全殼相互分離，故 CV的內外表面均需涂漆，而M310核電站為預應力混凝土內襯鋼襯里結構，只需對襯里內表面涂漆。而且為保證DBA后安全殼內熱量的導出，AP1000核電站CV用涂層需具有一定的導熱能力。

(2) AP1000核電站的結構和涂層設計可避免DBA后安全殼內失效的涂層遷移到過濾器堵塞濾網，或進入主回路而影響安全停堆：通過規(guī)定安全殼內物項用涂層的干膜密度(無機鋅涂層≥3 000 kg/m3，環(huán)氧涂層1 500 kg/m3)及內部結構設計，使事故后再循環(huán)冷卻水的流速遲緩，以確保事故后失效的涂層沉積于各樓層底板而不遷移到再循環(huán)過濾網口；同時在過濾網附近不使用任何涂層，且設置不銹鋼擋板以使遷移到再循環(huán)濾網的涂層最少化。由于濾網為豎直布置，網口距底板有一定高度，故即使有極少量涂層碎片遷移到安全殼再循環(huán)濾網，也會沉積到地坑底板而不會堵塞過濾網。因此，AP1000核電站CV內涂層(CV內表面上的涂層除外)均被劃分為非安全相關涂層，為服役II區(qū)涂層(Coating Service Level II)，它與ASTM D5144中的CSL-II不同，ASTM D5144中的CSL-II僅包括安全殼外物項用涂層。但AP1000核電站根據(jù)業(yè)主的要求和保守的考慮，對 CV內物項用涂層系統(tǒng)也均要求經過模擬DBA試驗鑒定。

3 CV內外表面用涂層要求

3. 1 CV內外表面用涂層設計要求

圖1為AP1000核電站安全殼結構和非能動安全殼冷卻系統(tǒng)運行示意圖。可見，AP1000核電站采用雙層安全殼，其內層鋼制安全殼與外層混凝土安全殼基本為相互獨立的實體。

圖1 CV結構及非能動安全殼冷卻系統(tǒng)示意圖Figure 1 Schematic diagram for CV configuration and cooling system of passive safety crust

內層的鋼制安全殼為完整的密閉碳鋼容器，在正常運行期間，為保證碳鋼的耐腐蝕，需對其內外表面進行涂層防護，故 CV用涂層應具有較好的耐蝕性。由于在發(fā)生DBA事故時，CV內溫度和壓力迅速升高，布置于混凝土安全殼結構頂部的非能動安全殼冷卻水箱將冷卻水噴淋到CV頂部，水流沿著CV容器上半部的外壁而下，故外壁上的涂層應具有較好的潤濕性和導熱性，以利于水流帶走CV內的熱量，使CV溫度和壓力得到緩解而不損害容器，避免核素釋放到安全殼外環(huán)境中。

以上 CV表面用涂層系統(tǒng)的耐蝕性、導熱性和潤濕性對于AP1000核電站的正常運行和DBA后的事故處理都有著重要的安全功能，故 CV內外表面用涂層均被劃分為安全相關涂層。

為滿足以上安全相關功能要求，AP1000核電站CV用涂層在需保證較好導熱能力的區(qū)域內均要求使用無機鋅涂層，對于以防腐和去放射性沾污為主的區(qū)域，則應在其上加涂一層環(huán)氧面漆。表1對CV內外表面(表面材料為碳鋼)用涂層的涂料設計、涂層安全相關特性及涂層分區(qū)進行了描述。其中，涂層服役分區(qū)的定義為：

(1) 服役I區(qū)──位于反應堆安全殼內，此區(qū)域內的涂層失效可能會對失水事故后流體系統(tǒng)的正常運行不利，從而影響安全停堆，此服役區(qū)的涂層為安全相關涂層。

(2) 服役II區(qū)──位于輻射控制區(qū)，其失效不會對安全相關系統(tǒng)、構筑物或部件造成有害影響，此服役區(qū)的涂層為非安全相關涂層。

(3) 服役III區(qū)──位于反應堆安全殼外，此區(qū)域內的涂層失效可能會對安全相關系統(tǒng)、構筑物或部件的安全功能造成有害影響，此服役區(qū)的涂層為安全相關涂層。

表1 CV內外表面用涂層的安全相關特性及分區(qū)Table 1 Safety-related property and subarea of coatings for inside and outside surface of CV

對于 CV上大面積使用富鋅涂層是否會引起產氫量增加而對安全不利的問題，2003年實施的最終修正的10CFR50.44“核動力堆的可燃氣體控制”去除了設計基準事故工況下鋅腐蝕導致氫產生的相關要求，包括安全殼內所使用涂料中的鋅。CV內表面用無機鋅涂層無增強潤濕性的要求，但要進行非能動安全殼冷卻系統(tǒng)試驗和分析，并將其結果作為安全相關的依據(jù)。

3. 2 無機富鋅涂層技術要求

結合以上 CV內外表面用涂層的功能和安全性分析，在AP1000核電站的實際設計中，對CV用無機富鋅涂層提出了如下具體要求：

(1) 耐蝕性。安全殼安裝后，其內部結構不再直接暴露于海洋氣候環(huán)境中，故在整個電站的運行期內，由室外氣候引起的腐蝕對這些表面來說可不予考慮。盡管如此，涂層的防腐保護能力對 CV容器的完整性也是一個重要的安全相關設計因素。故AP1000核電站要求CV內外表面用無機富鋅涂層按ASTM B 117進行3 000 h以上的鹽霧試驗，驗收標準為試驗后不出現(xiàn)大于4 mm的劃痕。

(2) 傳熱性。規(guī)定無機富鋅涂層按ASTM E1530-11 Standard Test Method for Evaluating the Resistance to Thermal Transmission of Materials by the Guarded Heat Flow Meter Technique測試時，其熱導率≥0.5 W/(m·K) (測試溫度為35 °C)。影響涂層導熱能力的主要因素為導熱系數(shù)和干膜厚度。涂層干膜厚度越大，對DBA后CV內熱量傳導的影響越大。為保證良好的導熱性，規(guī)定無機富鋅涂層的干膜厚度不超過150 μm。同時要求涂層按ASTM E1461或E1269測試時其比熱不小于0.3 kJ/(kg·°C)。且對熱擴散系數(shù)有明確規(guī)定：對于濕膜，要求其熱擴散系數(shù)≥0.9；對于干膜，要求其熱擴散系數(shù)≥0.8。

(3) 潤濕性。因為AP1000核電站設計人員已采用Carboline公司的 Carbozinc 11 HSN和 PPG公司的Dimetcote D9N進行了非能動安全殼冷卻系統(tǒng)整體試驗，故要求其他涂層在使用掃描電子顯微鏡放大一定倍數(shù)檢測涂層微觀孔隙率和橫截面時，應與以上經過試驗鑒定的2種涂層配套相當，同時要求其在水平狀態(tài)下與水滴的接觸潤濕角應不大于30°。

(4) 干膜密度。由于無機富鋅涂層脫落后在水溶液中容易形成細小的顆粒，而不易形成碎片沉降，故要求其密度足夠大，不隨水遷移到再循環(huán)濾網進入堆芯。因此，其最小干膜密度要求≥3 kg/m3。

(5) 抗DBA能力。如前所述，對于CV內表面用涂層，為保證涂層在DBA條件下不脫落，應對其進行模擬 DBA試驗。試驗要求先按 ASTM D4082-10 Standard Test Method for Effects of Gamma Radiation on Coatings for Use in Nuclear Power Plants進行耐輻照試驗(最少1 × 109的γ輻照劑量)，再根據(jù)表2中的溫度/壓力變化規(guī)律，按ASTM D3911進行模擬DBA試驗。

表2 AP1000核電站CV內表面用涂層系統(tǒng)模擬DBA試驗溫度/壓力數(shù)據(jù)Table 2 Temperature and press data of coating systems for internal surface of CV in AP1000 nuclear power plant during DBA simulating test

(6) 成分。無機富鋅涂層應滿足SSPC-Paint 20及鋅含量≥85%的要求。鋅粉顆粒尺寸應不小于3 μm，且不大于10 μm。

(7) 表面處理。對于無機富鋅涂層的初始涂裝和修補，表面處理均應滿足SSPC-SP 10 NACE No.2 Near White Blast Cleaning的要求，表面粗糙度為30 ～ 60 μm。

(8) 涂層修補。應使用與原涂層相同牌號的無機富鋅涂層進行修復。新涂層與原涂層的交接處一般為對接型，除非在模擬DBA試驗時有所反映，否則不允許交疊。

(9) 質保。涂料的生產、采購、運輸和貯存均應按照10CFR50附錄B的要求執(zhí)行[6]，并滿足RG1.54[7]及ASTM D5144的補充要求。涂料施工人員和涂裝檢查人員應經過培訓和鑒定。

3. 3 環(huán)氧涂層技術要求

在操作平臺2 m以上的CV內表面區(qū)域，為保證良好的導熱性，均只涂覆一層無機富鋅涂層，但其下的區(qū)域為提高表面的去放射性沾污能力，需在無機鋅涂層上再涂覆一層高固體分的環(huán)氧面漆。對此環(huán)氧涂層，AP1000核電站在目前設計中對其提出了如下具體要求：

(1) 導熱性：雖然 CV內表面上的環(huán)氧面漆不屬于非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的一部分，在DBA后對其導熱性要求不如無機富鋅涂層嚴格。但對于AP1000核電站CV的設計，其對DBA后CV內壓力/溫度變化的計算均假定CV內大部分物項表面為熱阱，而其上的涂層可能會影響熱量的傳導，故對CV內絕大部分物項表面用涂層均有最低熱導率要求。對于CV內表面用環(huán)氧涂層，要求按ASTM E1530測試時其熱導率≥0.3 W/(m·K) (測試溫度為35 °C)。為保證導熱性，對于無機富鋅底漆加涂環(huán)氧面漆的涂層配套，要求無機富鋅底漆的干膜厚度≤150 μm，環(huán)氧面漆的干膜厚度≤200 μm。同時要求按ASTM E1461或E1269測試時，環(huán)氧涂層的比熱≥0.6 kJ/(kg·°C)。且對熱擴散系數(shù)有明確規(guī)定，濕膜的熱擴散系數(shù)≥0.9，干膜的熱擴散系數(shù)≥0.8。

(2) 干膜密度。為保證可能產生的碎片密度足夠大，不會隨水遷移到再循環(huán)濾網，要求環(huán)氧涂層的最小干膜密度≥1 500 kg/m3。

(3) 抗DBA能力。試驗方法與無機富鋅涂層的要求相同，但試驗時試樣應采用“無機富鋅底漆加環(huán)氧面漆”的涂層配套。

(4) 去放射性沾污。對于去放射性沾污能力，可能考慮到一般的環(huán)氧涂層均可達到較好的去污效果，且美國ASTM的去放射性沾污標準D4256目前已作廢，而沒有替代標準。故西屋公司設計的AP1000核電站對于環(huán)氧涂層的去放射性沾污能力未作明確要求。

(5) 防腐性。由于 CV上的環(huán)氧涂層均作為面漆涂覆于無機富鋅底漆上，由于已對無機富鋅涂層的防腐性提出了明確要求，故對環(huán)氧面漆不再要求。

(6) 組分。環(huán)氧涂層應采用雙組分的自成底漆高固體分環(huán)氧或環(huán)氧酚醛樹脂。依照 ASTM D2697-03 (2008) Standard Test Method for Volume Nonvolatile Matter in Clear or Pigmented Coatings、ASTM D6093-97 (2011) Standard Test Method for Percent Volume Nonvolatile Matter in Clear or Pigmented Coatings Using a Helium Gas Pycnometer試驗或按照ASTM D5201-05a (2010) Standard Practice for Calculating Formulation Physical Constants of Paints and Coatings計算所得的混合材料中固體分體積含量應不低于60%。

(7) 表面處理。涂裝前應清除掉無機富鋅底漆上的“鋅鹽”。

(8) 涂層修復。應盡量避免新涂層與舊涂層的交疊。如需交疊，則其交疊處應逐漸過渡。整體涂裝和局部修復時，其下底漆──無機富鋅涂層的清潔度應達到DBA試驗時的相同等級。

(9) 質保。涂料的生產、采購、運輸和貯存均應按照10CFR50附錄B的要求執(zhí)行。

3. 4 西屋公司推薦用于CV的涂料

在西屋公司的技術文件中列出了經過其鑒定、能滿足AP1000核電站CV內外表面用涂層要求的涂層系統(tǒng)。無機富鋅涂層包括Carboline公司的Carbozinc 11 HSN和PPG公司的Dimetcote D9N，顏色均為灰色。環(huán)氧涂層包括 Carboline公司的 Carboguard 890N和PPG公司的Amercoat 90 HSN，顏色均為白色。

目前，我國在建的浙江三門1、2號機組的CV內外表面用無機富鋅涂層為Carboline公司的Carbozinc 11 HSN，內表面用環(huán)氧面漆為該公司的Carboguard 890N。

4 AP1000核電站鋼制安全殼涂層防護要求與M310核電站的區(qū)別

由以上對AP1000鋼制安全殼容器(CV)的涂裝介紹可知，其與 M310核電站安全殼的涂裝相比具有以下特點：

(1) 由于AP1000核電站采用雙層安全殼結構，其鋼制安全殼與混凝土安全殼為相互獨立的實體，因此，鋼制安全殼的內外表面均需進行防腐涂裝。而 M310核電站只需對安全殼內表面進行涂裝。

(2) AP1000核電站CV內外表面用涂層除具有較好的防腐能力外，其作為非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的一部分，還承擔DBA后CV內熱量導出的安全功能。故AP1000核電站CV用涂層應具有較好的潤濕性和傳熱能力，且對涂層厚度有嚴格規(guī)定，一般采用無機富鋅涂層。而 M310核電站安全殼用涂層無潤濕性和傳熱能力要求，一般采用環(huán)氧有機涂層。

(3) AP1000核電站和M310核電站均需進行模擬DBA試驗驗證。但兩者的模擬DBA曲線不同。盡管其最高溫度和壓力相差不大，但溫度/壓力變化速率不同，且試驗時間相差較大：AP1000核電站要求總共試驗時間達7 d，而M310核電站只要求4 d。另外，兩者的試驗方法有所不同，M310核電站進行模擬DBA試驗時，采用在試驗容器內噴淋溶液進行降溫降壓的方法，而AP1000核電站不采用在試驗容器內噴淋溶液的方法。故對用于傳統(tǒng)M310核電站安全殼內的涂料，如需將其用于AP1000核電站CV內表面及其內部結構，應根據(jù)AP1000核電站的設計要求重新試驗驗證。

(4) 為確保CV內表面用涂層在DBA后即使脫落也不影響核電站的安全停堆，AP1000核電站要求CV內表面用無機富鋅涂層和環(huán)氧涂層的密度分別大于3 000 kg/m3和1 500 kg/m3。但M310核電站對涂層密度無要求。

5 結語

AP1000核電站與目前我國現(xiàn)役核電站相比具有明顯的優(yōu)勢，其鋼制安全殼用涂層在正常運行條件下不但具有傳統(tǒng)的鋼結構防腐功能，而且在事故工況下起著熱量傳導的作用，故其涂層設計影響到事故條件下核電站的安全停堆。因此，相關涂料的類型和性能要求與我國現(xiàn)役核電站均有較大差異。為滿足我國AP1000核電站鋼制安全殼用涂料國產化的需要，應對相關涂層的組分、性能和使用進行研究和開發(fā)。

[1] 周濤, 李精精, 侯周森. 中國核電發(fā)展的安全性研究[J]. 華北電力大學學報(社會科學版), 2011 (2): 1-6.

[2] 張耀. 核電專用涂層應用分析[J]. 電鍍與涂飾, 2008, 27 (7): 57-60.

[3] 張耀, 喬梁. 核電站設備涂裝技術[J]. 電鍍與涂飾, 2008, 27 (2): 55-57.

[4] 張耀, 張忠偉, 黃祖兵. 核電站適用涂層特點分析[J]. 上海涂料, 2007, 45 (4): 41-43.

[5] 劉新, 曹偉, 孫玉鳳, 等. 核電站防護涂層的應用[J]. 現(xiàn)代涂料與涂裝, 2009, 12 (11): 10-12, 23.

[6] United States Nuclear Regulatory Commission. 10 CFR Appendix B to part 50—Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel Reprocessing Plants [EB/OL]. [2012–08–22] http://www.nrc.gov/readingrm/doc-collections/cfr/part050/part050-appb.html.

[7] Office of Nuclear Regulatory Research of NRC. Regulatory Guide 1.54—Service Level I, II, and III Protective Coatings Applied to Nuclear Power Plants [R/OL]. [2010–11–29] http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML1022/ ML102230344.pdf.

Design of protective coatings for steel-made containment vessel of AP1000 nuclear power plant //

TAN Gong-li*,WANG Xi

AP1000 nuclear power plant, the third generation technology nuclear power plant designed by USA Westinghouse Electric Corporation, adopts double-layer containment vessel structure. The outside containment vessel with a prestressed concrete structure serves as radiation shield and inner structure protection, and the inside one is a steel-made containment vessel (CV) including main process system equipment of reactor and steam producer, which effectively prevents the leakage of radioactive material under accident situation. In the article, design requirement of the coatings for outside and inside surface of CV of AP1000 nuclear power plant was introduced. The technical requirement of inorganic zinc-rich coating and epoxy coating used for CV painting was discussed. A comparison was made between coating requirements for CV of AP1000 and for CV steel lining of traditional M310 nuclear power plant.

nuclear power plant; steel-made containment vessel; coating; radiation protection

China Nuclear Power Engineering Co., Ltd., Beijing 100840, China

TL364.3; TL214.6

A

1004 – 227X (2012) 09 – 0066 – 05

2012–07–02

2012–07–12

譚功理（1982–），男，湖南衡陽人，碩士，工程師，主要從事核電站用材料及防腐研究。

作者聯(lián)系方式：(E-mail) gonglitan@163.com。

[ 編輯：韋鳳仙 ]