具備三代核電安全功能特征的RCI系統冷卻劑流道設計

邱 陽 楊 敏 謝國福 陳海波 楊立才

（中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術重點實驗室，四川 成都610041）

0 引言

2011年，福島核事故發生，對世界核電業造成了較大影響，我國對在建核電項目開展安全大檢查，最后一批二代改進核電工程田灣5、6號機組建設工作因此暫停。在暫停期間，大量以提升安全性為目標的設計改進開始啟動，其中最為重要的便是堆腔冷卻劑注入（RCI）系統的引入。

與絕大多數二代改進核電堆型中僅承擔隔熱功能的反應堆壓力容器（RPV）保溫層相比，田灣5、6號機組RCI系統的引入，使得RPV保溫層在功能、熱性能、結構等各方面的要求發生了大幅變化，RPV保溫層需進行多項設計改進，其中最重要的便是保溫支承熱橋帶來的混凝土溫度超限問題。

1 帶有RCI系統的RPV保溫層結構描述

田灣5、6號機組RCI系統冷卻劑流道與RPV外表面以及堆坑壁之間形成內外兩個環腔。在堆芯熔融的嚴重事故工況下，RCI系統啟動，向流道中注入堆腔冷卻劑，堆腔冷卻劑從堆坑底部進入，一部分沿外環腔上升淹沒堆坑；另一部分通過注水口進入內環腔，冷卻RPV，產生的汽水混合物從RPV進出口接管保溫層處的汽水排放口排出，排出的部分冷卻水回流外環腔，使堆坑冷卻水在兩個環腔內實現自然循環，從而實現嚴重事故工況下的RPV冷卻，避免RPV熔穿。RCI系統冷卻劑流向示意圖如圖1所示。

圖1 RCI系統冷卻劑流向示意圖

與其他二代改進核電相同，田灣5、6號機組RPV保溫層采用金屬反射式保溫層，堆坑壁采用混凝土結構。由于金屬保溫層本身的承載能力較弱，無法承受RCI系統冷卻劑的沖擊，也無法為冷卻劑提供穩定可靠的流道，因此，田灣5、6號機組在RPV金屬保溫層內側以及堆坑混凝土壁內表面各設置一層不銹鋼流道襯板，以形成內外環腔的冷卻水流道，而根據RCI系統要求，該內外環腔流道的間隙要求非常嚴格。為確保流道強度及穩定性，RPV保溫層內側的流道襯板通過保溫層支承（貫穿通過RPV保溫層）固定在堆坑壁內表面的流道襯板上。

2 RCI系統對RPV保溫層的影響分析及解決措施

保溫層流道襯板通過支承固定在堆坑壁上，即保溫層支承一端與襯板相連，一端與堆坑壁相連。由于襯板的溫度較高（保守考慮，假設與RPV壁溫相等，即為292.2℃），而堆坑壁混凝土溫度限值較低（要求平均溫度不大于65℃，局部最高溫度不大于95℃）。堆坑土建上部的縮頸處區域空間非常局促，間隙值為40 mm，在堆坑下部區域為151 mm。因此在有限空間內實現支承熱量的耗散，使其端部溫度降低到混凝土溫度限值以下是設計難點。

圖2 支承結構及數值分析模型

圖3 有限元分析結果（雙槽鋼支承結構）

在設計初，因載荷輸入較大，RPV保溫層支承擬采用雙槽鋼結構，其示意圖見圖2（a）。此結構的優點在于沿水平方向的抗彎性能好，可以在較大的豎直地震載荷作用下滿足強度要求。為精確分析保溫層支承傳熱性能，本文采用ANSYS有限元分析方法，對支承的傳熱以及堆坑壁的溫度分布進行全面的分析，分析模型見圖2（b），支承端部溫度場云圖見圖3，分析條件及結果見表1。

從表1可以看出，在堆坑縮頸及堆坑下部，支承與堆坑壁接觸部位的溫度均超出混凝土的溫度限值，給反應堆運行帶來安全隱患。因此，需對支承溫度的主要影響因素：堆坑間隙、通風條件、支承結構進行研究，使支承與堆坑壁接觸部位的溫度滿足混凝土溫度限值要求。而從前文敘述可知，堆坑間隙已無法更改，因此，本文從通風條件和支承結構兩個方面進行了設計改進。

表1 原堆坑間隙、通風條件和支承結構下支承與堆坑壁接觸部位的溫度

表2 通風條件優化后支承與堆坑壁接觸部位的溫度

圖4 兩種保溫層支承方案

經分析，在通風溫度一致的前提下，通風量越大，通風帶走熱量的能力越強，支承的端部溫度也越低。通過對堆坑縮頸以下部位保溫層散熱量以及堆坑縮頸處的通風溫度的精確計算，將通風風量由15 000 m3/h提升至22 000 m3/h，根據優化后的通風條件再次對保溫層支承溫度進行計算，結果如表2所示。

從表2可看出，通風條件優化后，堆坑縮頸處及堆坑下部區域支承與堆坑壁接觸部位的溫度均滿足混凝土溫度限值要求，但堆坑縮頸處支承與堆坑壁接觸部位的溫度仍接近混凝土的局部溫度限值。結合其他工程項目RPV保溫層實際散熱量超出理論計算值的經驗反饋，本文對雙槽鋼支承結構做了進一步的分析及優化。由于雙槽鋼自身截面存在缺口，且原有的保溫層安裝工藝要求保溫層與支承之間留有一定間隙（最小5 mm），見圖4（a），這將造成額外的對流熱損失。

遵循降低支承外端溫度和阻斷保溫層內外空氣對流路徑的思路，本文從支承截面本身及消除安裝間隙兩方面入手，對支承結構進行優化改進，具體為：選擇抗彎性能不低于雙槽鋼的矩形鋼作為支承，并在支承周圍包裹非金屬保溫套圈，相鄰的保溫板塊直接坐在支承上，并壓實非金屬保溫套圈，消除其與支承之間的間隙，具體結構見4（b）。此方案中矩形鋼的使用消除了雙槽鋼固有的缺口問題，矩形鋼周圍的保溫套圈則消除了安裝所需的間隙問題，成功地阻斷了保溫層內外空氣的對流路徑，避免了因對流換熱帶來的額外熱損失，為通風系統的設計提供了較為精確的輸入。

之后，將堆坑縮頸處條件代入，對矩形鋼支承端部溫度再次進行有限元分析計算，支承端部溫度場云圖見圖5。結果表明，矩形鋼支承端部與堆坑壁接觸溫度的計算結果約為70℃，溫度值低于雙槽鋼方案，且與混凝土局部溫度限值之間具有一定余量。因此，在田灣5、6號機組施工設計中，最終采用了矩形鋼支承并在周圍包裹非金屬保溫套圈的方案。

3 結語

本文基于支承端部溫度影響因素（堆坑間隙、通風條件和支承結構）的分析，將堆坑通風量由15 000 m3/h增大至22 000 m3/h，并采用改進后的矩形鋼包裹非金屬保溫套圈的結構代替雙槽鋼支承結構，解決了支承熱橋引發的熱量耗散問題，同時解決了因對流換熱帶來的額外熱損失問題。再次基礎上，田灣5、6號機組實現了具備三代核電安全功能特征的RCI系統冷卻劑流道設計，進一步提升了二代改進核電堆型安全性。

圖5 有限元分析結果（矩形鋼支承結構）