AP1000和M310安全殼冷卻系統的對比與分析

藺洪源

（中核遼寧核電有限公司，遼寧 興城 125100）

0 前言

AP1000為第Ⅲ代核電站，其突出特點主要體現在安全系統方面，利用非能動技術，安全系統可以依靠重力輸水、自然循環等來實現其安全功能，這也使安全系統得以簡化，減少能動設備的使用，降低了對安全系統相關支持系統和設備在事故情況下的功能要求。非能動安全殼冷卻系統(PCS)是AP1000安全系統的重要組成部分，在系統觸發后，PCS允許事故72h內無需操縱員干預，這相比安全殼噴淋系統(EAS)觸發后約20分鐘就可能需要人為干預進入再循環噴淋階段來說，大大降低了人因失誤的風險，提高了安全性能。

利用PSA對堆芯損傷概率和大量放射性釋放概率的分析對比如下：

①堆芯損傷概率：第Ⅱ代核電站為 6.7×10-5；AP1000 為 5.08×10-7。

②大量放射性釋放概率：第Ⅱ代核電站為5.3×10-6；AP1000為5.94×10-8。

通過上述概率可以得出，AP1000較NRC要求目標和Ⅱ代核電(M310)在安全性上有了顯著提高，本文將對非能動安全殼冷卻系統(PCS)和安全殼噴淋系統(EAS)進行比較，進而得出利用PCS的非能動特性使AP1000在安全性能上提高的結論。

1 非能動安全殼冷卻系統(PCS)

PCS為AP1000提供了安全相關的最終熱阱，當發生失水事故(LOCA)或主蒸汽管道破裂事故導致安全殼壓力和溫度升高進而觸發PCS動作時，來自非能動安全殼冷卻水儲存箱(PCCWST)的水依靠重力輸送至鋼制安全殼外表面，依靠對流、輻射、熱傳導和水份蒸發等方式導出安全殼內的熱量來降低殼內的溫度和壓力，以防止安全殼超壓，保證安全殼的完整性，避免放射性物質向安全殼外釋放。

PCS包括與安全殼屏蔽廠房連為一體的冷卻水儲存箱、冷卻水分配裝置及相關的儀表、管道和閥門；還包括輔助儲水箱、循環泵、電加熱器、化學添加箱及循環管線上的儀表、管道和閥門。

在PCS觸發后，供水并聯管線上的三個常閉隔離閥將自動開啟，冷卻水儲存箱依靠重力流向安全殼穹頂的外表面，并形成一層水膜。供水管線上三個并聯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。

來自PCCWST的冷卻水依靠重輸送至懸掛在安全殼穹頂上部的冷卻水分配盤。分配盤側壁沿圓周有16個均勻間隔分布的導流槽，將水分成16股均勻的水流。在安全殼穹頂上焊接有豎向分隔板，將安全殼穹頂分成8個扇形區域。導流槽流出的水進入8個扇形區域，接著流入兩級冷卻水分配圍盒及分配槽。第一級冷卻水分配圍堰位于穹頂第一道環形焊縫的下方，它收集每個扇形區域內的水流并匯流到分配盒內。分配盒使冷卻水在安全殼表面重新形成均勻分布的水膜。第二級冷卻水分配圍堰位于穹頂第二道環形焊縫的下方，對水流進行再次收集并將水流均勻分配到安全殼表面。沿安全殼外壁下流的安全殼冷卻水，若沒有被蒸發，則流入安全殼環形空間并通過與安全相關的地面疏水槽最終流入雨水槽。

事故發生初期，向安全殼內釋放能量較大，PCCWST依靠水箱內部的4根立管向安全殼供水。隨著事故發展，釋放到安全殼內的能量逐漸較少，同時水箱水位逐漸降低，導致供水立管依次裸露，冷卻水流量降低，但足以保證對安全殼的冷卻，實現了冷卻流量和殼內熱量的自動匹配。事故后72小時內不需操縱員干預，但必要時，操縱員需要調整安全殼冷卻水流量以有效降低安全殼壓力。

此外，在安全殼和屏蔽廠房之間的空氣流道中形成一個自然循環驅動力，使空氣沿著安全殼殼體外表面向上流動，促進安全殼殼體表面的水分蒸發，降低安全殼的壓力。空氣流道包括濾網防護結構的空氣吸入口和空氣導流板，該空氣導流板將安全殼外表面與屏蔽廠房內表面之間的空間分隔為兩個環形區域，空氣導流板外側環形區域內的空氣向下流動，而內側環形區域內的空氣沿著安全殼殼體向上流動，空氣最終從一個高位排放煙囪排出。

2 安全殼噴淋系統(EAS)

在發生LOCA或安全殼內蒸汽管道破裂事故下，高溫、高壓的蒸汽噴放出來，使安全殼內壓力和溫度升高。EAS通過噴淋冷凝蒸汽，使安全殼內壓力和溫度降低到可接受的水平，確保安全殼的完整性。EAS是M310機組專設安全設施中唯一有冷源的系統。

為保證噴淋的可靠性，每臺機組的噴淋系統由兩條相關的管線(A/B列)組成，每個系列能保證100%的噴淋功能。每列管線包含一臺噴淋水泵、一個化學添加劑噴射器、一個熱交換器、兩條位于安全殼頂部不同標高的噴淋集管以及共同的化學添加回路。

化學添加箱內裝有質量分數為30%的NaOH溶液，化學添加劑噴射器將吸入的NaOH溶液與主水流混合，進入噴淋管。安全殼噴淋水中的NaOH能夠吸附事故后釋放到殼內大氣中的揮發性碘，進而將碘帶到地坑中，同時NaOH可以提高噴淋水的pH值，避免結構材料的腐蝕。安全殼地坑的作用是收集安全殼內的泄漏水和噴淋水，以便再循環使用。

系統觸發后，它的運行方式分為兩個階段：1）直接噴淋階段，以換料水箱的水作為水源，按噴淋方式運行。EAS從換料水箱取水、向安全殼提供噴淋水，排出安全殼內熱量，降低安全殼內壓力和溫度以達到維持安全殼的完整性所能接受的水平；2）再循環噴淋階段，以安全殼再循環地坑水作為水源，按再循環噴淋方式運行。在直接噴淋階段后期（約20分鐘），EAS將安全殼再循環地坑中的水經熱交換器冷卻后向安全殼大氣噴淋（自動或手動），以帶走反應堆系統的余熱，從而使安全殼內的溫度和壓力達到維持安全殼完整性所要求的水平。同時，噴淋水中的NaOH溶液可以有效降低安全殼內的放射性水平。

3 對比與分析

通過對上述內容進行對比分析，我們不難發現：

①AP1000安全系統PCS在設計上進行了簡化，使其與安全殼隔離，降低了安全殼在事故情況下被意外旁路的可能，減少了放射性釋放到外界環境的可能，使系統結構變得簡單。

②因動作的非能動性，PCS較EAS能動部件大為減少，增加了系統運行的可靠性，將可能由泵或者電機故障導致系統不可用時間降至最低。PCS可以通過自身的壓力表進行壓力測量，也降低了對接口系統的要求。

③事故發生初期，EAS在觸發后約20分鐘就因為水量耗盡而轉入再循環階段，因能動部件可能出現故障，這就需要操縱員時刻關注系統的運行狀態，并采取必要的操作，這也增加了人因失誤的可能。PCS利用PCCWST內的水可以在72h內實現無人干預運行，由于系統的非能動性，操縱員只需關注相關參數即可，從最大程度上減少了人員的誤操作。

通過以上分析，AP1000安全系統PCS較EAS無論是在設計、建造和防人因失誤等方面都有著顯著的優勢，安全性能得到提升，凸顯了Ⅲ代核電非能動技術的優越性。

［1］廣東核電培訓中心.900MW壓水堆核電站系統與設備[M].北京：原子能出版社,2005:193-223.

［2］林誠格.非能動安全先進核電廠AP1000[M].北京:原子能出版社,2008:190-218.

［3］顧軍.AP1000核電廠系統與設備[M].北京:原子能出版社,2010:146-154.