華龍一號與AP1000非能動安全殼冷卻系統差異分析

樊文+袁博

摘 要： 本文對福清核電華龍一號與美國西屋公司AP1000非能動安全殼冷卻系統的組成，原理和運行進行了較全面的介紹，分析并比較了兩種非能動安全殼冷卻系統在工藝、化學、安全、冷卻效率以及空氣動力學方面的差異，分析結果表明：與美國西屋公司AP1000相比，華龍一號具有更高的安全性、更好的經濟型及科學的合理性。本文的研究成果對我國華龍一號的發展、設計及推廣應用具有重要的現實意義。

關鍵詞： 非能動安全殼冷凍系統系統；AP1000；運行原理

華龍一號（中國）和AP1000（美國西屋）均是第三代壓水堆核電技術，二者在安全系統方面有各自突出的特點，除了利用二代壓水堆核電站設置的能動專設安全設施外，還采用非能動技術，而且兩種設堆都存在非能動安全殼冷卻系統（passive containment cooling system，PCCS），PCCS能降低安全殼內的溫度和壓力，及時有效的PCCS能保護安全殼的完整性和增強對放射性物質的包容性[1]，因此較好的PCCS系統能減少事故的發生，提高核電廠安全性[2]。通過對PCCS系統的對比分析，借鑒和學習國外同期技術，對我國核電技術發展、設計及推廣應用具有重要的現實意義。

1華龍一號非能動安全殼冷卻系統系統簡介

為了應對核電站設計基準事故和超設計基準事故，華龍一號全面采用縱深防御，能動與非能動相結合的安全設計理念。能動安全系統可以處理一般的事故，并經過長期工程實踐驗證，可靠性強；非能動安全系統可以有效應對動力源喪失，作為能動安全系統的補充，增加了對疊加事故和自然災害的應對能力，可大幅提高安全性。華龍一號繼續保留二代壓水堆核電站的能動安全系統，如安全注人系統、安全殼噴淋系統、輔助給水系統和安全殼隔離系統；同時增加了一些非能動安全系統，包括安全殼消氫系統、PCCS、二次側非能動余熱排出系統。能動非能動系統：堆腔注水冷卻系統。下面重點介紹部分非能動安全殼冷卻系統。

華龍一號PCCS由三個列和一個再循環回路組成，每列由一個換熱水箱，一個導熱水箱，兩個換熱器和兩個汽水分離器構成；其中，再循環回路用于凈化和維持冷卻水溫度。PCCS在上升管段設置了一個電動隔離閥，處于常開狀態，在下降管段上設置一組兩個并聯的電動隔離閥，處于常關狀態，事故情況下只要開啟下降管段并聯閥門中的一個，PCCS系統即可投運。

電站發生超設計基準事故時，安全殼內發生質能釋放事故，大量高溫蒸汽或蒸汽—空氣等不凝結氣體的混合物會不斷上升，沖刷PCCS換熱器外表面。PCCS換熱器管線受到這些高溫混合氣體的加熱，同時高溫氣體在PCCS換熱器外表面冷卻甚至凝結，放出熱量。受熱的冷卻水沿著換熱器出口上升管道進入安全殼外的換熱水箱中，通過導熱水箱最終排入大氣。換熱水箱中的較低溫度的冷卻水從換熱水箱底部的出口，沿著系統下降管進入換熱器，繼續受熱，維持自然循環。隨著水箱溫度不斷升高，壓力隨之升高并將導熱水箱內U型管中的冷卻水壓出水箱，使換熱水箱與外界大氣連通，而后換熱水箱溫度達到對應壓力下的飽和溫度，換熱水箱產生的蒸汽將排入大氣。當換熱水箱水溫超過80℃，PCCS系統上升管道開始出現蒸汽。隨著上升管位置的升高，壓力降低，上升管中的冷卻水分離出越來越多的蒸汽泡并且不斷聚集，汽泡尺寸也越來越大。汽水分離器的作用是將上升管道中的蒸汽泡破碎，減小由于大氣泡的破碎和湮滅導致的不必要的管路系統震動。

2 AP1000非能動安全殼冷卻系統

AP1000非能動安全殼冷卻系統由安全殼屏蔽廠房連為一體的冷卻水儲存箱、鋼制安全殼以及冷卻水分配裝置，相關的儀表、管道和閥門組成；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。AP1000非能動安全殼冷卻系統供水并聯管線上的三個常閉隔離閥，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。安全殼穹頂上部設置的冷卻水分配盤。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。鋼制安全殼容器是一個獨立式的帶上下橢圓封頭的圓柱形容器，大部分地方的厚度為44.5mm，它被混凝土安全殼包裹，上半部分暴露在外部環境的空氣中，既作為反應堆與外界的實體隔離，又作為非能動安全殼冷卻系統的傳熱器。如圖1所示。

當發生失水事故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AP1000非能動安全殼冷卻系統動作時[3]，來自非能動安全殼冷卻水儲存箱（安全殼頂部）的水依靠重力輸送至鋼制安全殼外表面，并通過相關的導流裝置在鋼制安全殼穹頂和壁面形成水膜，水流量隨時間自動減小并至少持續72小時，冷卻水流量僅取決于水箱水位。事故72小時后，操作員手動連接輔助水箱給非能動安全殼換熱水箱補水，輔助水箱的水裝量足以維持安全殼冷卻水以最小需求流量額外供應4天。它依靠對流、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。容器壁上沒有蒸發的水流入安全殼內環廊底部的地漏；沿安全殼容器外壁向上的空氣自然循環流道常開，空氣通過內環壁沿著鋼制壓力容器的外表面達到鋼制壓力容器頂部，之后通過屏蔽構筑物煙囪排放；空氣流動增強了安全殼鋼制外表面水的蒸發，大大降低了安全殼內蒸汽/空氣混合物壓力和溫度。

3 差異分析

3.1 工藝系統上的差異

3.1.1 換熱水箱設置位置不同

華龍一號非能動安全殼冷卻系統的換熱水箱設置在雙層安全殼的環廊之間，沒有直接與外界接觸，安全性更高。而AP1000換熱水箱位于外層混凝土安全殼的頂部，鋼制安全殼既作為反應堆與外界的實體隔離，又作為熱交換器使用。

3.1.2 熱交換器不同

華龍一號非能動冷卻系統的熱交換器是3組六個專用熱交換器，安裝在反應堆廠房內，工作環境相對穩定，而AP1000的熱交換器為整體鍛造的鋼制安全殼，鋼制安全殼除了要考慮換熱系數外，還需要具備有一定的機械強度，承受殼內外溫度、壓力變化，工作條件較差。

3.1.2 安全殼冷卻器散熱方式不同

華龍一號非能動安全殼冷卻器通過安全殼內的水的自然循環和的空氣自然循環來實現熱量的排出，而AP1000通過鋼制安全殼外空氣循環和殼內的空氣循環來實現熱量的導出。

3.2安全殼設計的情況

AP1000鋼質安全殼和外層混凝土安全殼之間存在間隙（標高43.1m）。在正常運行時，水和腐蝕性介質會滲入到這一間隙中，易導致鋼制安全殼銹蝕甚至出現孔洞（美國在役核電機組的安全殼襯里上已發現了孔洞[4]）。這些區域幾乎無法接近且極難檢測，此外，在極端的情況下，鋼制安全殼不僅需要極大的強度和良好的導熱性能，還要有足夠的導熱性能，并且還需要有足夠的抗電化學腐蝕和熱應力腐蝕能力，因此，AP1000鋼質安全殼對材料和工藝有很高的要求，大大增加了生產、運行成本。而我國華龍一號內外層安全殼均為混凝土結構，顯著增加了耐壓強度和化學腐蝕的能力，其熱量導出由安全殼內的專用熱交換器完成，安全性能有很大的提升。

3.3 反應堆頂部的區別

AP1000反應堆頂部沒有通風過濾器[5]。AP1000的外層安全殼與鋼制安全殼的環廊間與外界空氣之間設置有通風口，當鋼制安全殼有缺陷破損時，放射源變得不可隔離，事故工況下的放射性裂變產物將不可控的進入大氣。華龍一號為混凝土包殼，用于事故導熱的熱交換器均位于安全殼內，且上升下降管段均有電動隔離閥，可以有效的控制放射性物質不可控外泄。

3.4 換熱水箱冷卻水利用效率問題

當發生極端事故時，AP1000非能動安全殼冷卻水儲存箱的水依靠重力輸送至鋼制安全殼外表面，并通過相關的導流裝置在鋼制安全殼穹頂和壁面形成水膜，水流量隨時間自動減小并至少持續72小時，流量變化僅取決于水箱水位，容器壁上沒有蒸發的水流入安全殼內環廊底部的地漏。事故工況下AP1000冷卻水流量沒有可控性，其流量按最大冷卻設計，沒有考慮事故下安全殼內實際散熱的大小，大量的冷卻水流入安全殼環廊底部的地漏，冷卻水的利用率相對較低；而華龍一號依靠自然循環原理，利用換熱水箱水的溫升和蒸發導熱，冷卻水的供給量隨溫差的變化而變化，可控性強，除了部分水裝量由于溫升而滿溢之外，其它的水均用來蒸發導熱，水的利用率較高。

3.5安全殼內的空氣流動問題

無論是使用華龍一號還是AP1000技術，當發生一回路破口或二回路安全殼內破口事故時，一回路或二回路內的熱流體將噴放至安全殼內，形成射流。而安全殼內大空間的流體在射流影響下，將被逐漸加熱，繼而出現熱分層現象[6]。當反應堆廠房管道內的高溫高壓氣體不可控釋放時，由于蒸汽密度低于空氣，蒸汽和氫氣等較輕的氣體將聚集在安全殼內頂部空間；且大空間中的部分流體被射流卷吸而到達安全殼頂部，另外當蒸汽在接觸到安全殼壁面時被冷卻凝結，將熱量釋放到周圍空間的流體中而使其溫度升高，繼而壓力上升，導致了安全殼內頂部空間的壓力和溫度首先升高，形成一個高溫高壓氣流層。它阻礙安全殼內的氣體循環流動，降低氣體的冷卻效率。

AP1000采用安全殼頂部的冷卻方式，然而事故下發熱點位置不同，空氣自然循環的流道易受到影響，從而影響空氣自然循環的效果。核島現場隔間縱多，在超設計基準事故的情況下，破口或泄漏的位置又不確定，熱量散發不均勻，將在核島內產生復雜的空氣動力學，可能達不到設計上要求的冷卻效果，或者由于復雜的氣體流動會導致放射性氣體產物或氫氣在安全殼局部積聚，有爆炸或者火災的風險。且隨著部分氫氣等不溶性氣體在鋼制安全殼頂的堆積，將降低鋼制安全殼的換熱效果，影響事故工況下的熱量導出。華龍一號非能動安全殼冷卻系統共有3組六個非能動的冷卻器，可用對事故工況下的空氣動力學做適當的分析，合理設置非能動冷卻器的布置點，部分避開事故情況下的噴射點，使得安全殼頂層的高溫高壓氣體得到充分冷卻，優化核島內的氣體流動情況，提高冷卻效率。

4結束語

它山之石，可以攻玉；通過對華龍一號機組和AP1000非能動安全殼冷系統的全面、科學對比分析，我們可以發現與AP1000相比，華龍一號非能動安全殼冷系統在工藝系統、安全殼設計、反應堆頂部等多方面均領先于國際同期技術，華龍一號具有更高的安全性、更好的經濟型及科學的合理性。隨著研究的不斷深入，在不斷的借鑒、消化、吸收和創新的過程中，我們堅信可以設計出更加安全可靠的堆型，使我國核事業領跑于國際前沿水平。■

參考文獻

[1]ZOU J，TONG L L，CA0 X W.Assessment of passive residual heat rerrloval system cooling capanty[J].Progress in Nuclear Energy，2014，70：159 166.

[2]Wang Y. Preliminary Study for the Passive Containment Cooling System Analysis of the Advanced PWR ☆[J]. Energy Procedia， 2013， 39：240-247.

[3]林誠格. 非能動安全先進核電廠AP1000. 北京：原子能出版社， 2008， 28-42.

[4]王政. 美國核管會披露關于AP1000設計的技術問題[J]. 國外核新聞， 2011（6）：26-26.

[5]王海丹. 美國專家指責AP1000安全殼存在設計缺陷[J]. 國外核新聞， 2010（5）：20-21.

[6]YU Yu， ZHANG He， SHAN Zuhua，等. AP1000安全殼流動循環與熱分層一維模型分析[J]. 原子能科學技術， 2009， 48（10）：1803-1806.