AP1000非能動安全特性與傳統壓水堆的事故響應對比

張堃

(中核集團三門核電有限公司,浙江三門 317112)

AP1000非能動安全特性與傳統壓水堆的事故響應對比

張堃

(中核集團三門核電有限公司,浙江三門 317112)

AP1000采用了比傳統壓水堆更為先進的非能動安全設計理念。本文著重闡述了非能動技術在三門核電專設安全設施中的應用,以設計基準的LOCA事故為例,與傳統核電站的事故響應進行比較,直觀展現非能動技術在保障電廠安全方面的優越性。

AP1000 非能動專設安全設施 LOCA

1 AP1000安全系統的非能動設計理念

AP1000是具有代表性的全球第三代核電壓水堆型，最具特色的是其安全系統的非能動設計理念。

對于傳統核電廠來說，專設安全設施主要包括安全注射系統、停堆冷卻系統、安全殼噴淋系統、安全殼消氫系統、輔助給水系統、安全殼隔離系統等。另外，大多數專設安全設施的運行需要廠用水系統、設冷水系統、設備間通風等安全輔助系統的支持，而安全相關系統中的許多設備，如泵、風機、電加熱器等的運行又都需要安全級的交流電源提供動力電源。

一般情況下，這些安全相關系統的電源可從廠外電源、廠內發電機以及應急柴油發電機獲得，但如果發生了日本福島核事故這樣的包括應急柴油發電機失效在內的喪失全廠交流電源事故，除了安注箱系統(中壓安注系統)可使用外，其它能動的專設安全系統和安全輔助系統均處于不可用狀態。盡管有柴油機輔助給水泵作為最后的手段向蒸發器供水，通過蒸發器大氣釋放閥的排汽，使主冷卻劑進行自然循環冷卻，但因為停冷系統不可運行，電廠的最終狀態也只能維持在中間停堆狀態，堆芯冷卻仍然存在潛在威脅，安全性仍存在一定風險。

而AP1000的專設安全設施最大限度的采用加壓氣體、重力流、自然循環流以及對流等自然驅動力，而不是泵、風機或柴油發電機等能動部件。在發生設計基準事故之后，即使在72小時內無操縱員行動、無廠內外交流電源、無廠用水和設冷水、無通風供暖空調(HVAC)等安全輔助系統的支持，也能自動的建立和維持堆芯冷卻，保持安全殼的完整性。AP1000保護和安全監測系統以及非能動安全系統的電源均由1E級直流電和UPS系統(IDS)供電，事故狀態下可以僅憑蓄電池就能完成反應堆保護停堆和專設保護動作。

AP1000的專設安全設施只采用少量閥門連接，大多數閥門盡量設計成失去電源或壓空時，自動處于執行安全功能時所需的狀態，如氣動閥一般為失效開，電動閥一般為常開并在失效后保持原位。對于安全殼系統(CNS)來說，發生事故時主要以執行安全殼隔離為安全功能，因此大多數貫穿件的閥門常閉，一些常開的閥門也盡量設計成失效時關閉。另外，即便執行安全功能的少部分閥門在事故后接到觸發信號時需要1E級直流供電來改變狀態，反應堆保護和安全監測系統(PMS)也會保證其在蓄電池電量耗盡之前完成安全動作。

2 AP1000主要的非能動技術應用

2.1 非能動的堆芯余熱排出

事故狀態下，若通過蒸汽發生器排出堆芯衰變熱的能力喪失時，非能動余熱排出系統自動動作，為反應堆冷卻劑系統提供冷卻。非能動余熱排出熱交換器(PRHR HX)布置在安全殼內換料水箱(IRWST)內，以水箱中的水作為冷源，入口通過一個常開的電動閥與主系統(RCS)的I環熱段相連，出口管線經兩個并聯的常關氣動閥后與蒸發器一次側低溫段相連。一旦產生觸發信號，出口管路的氣動閥自動打開，高溫高壓的冷卻劑從堆芯帶走熱量進入PRHR HX，經IRWST冷卻后進入蒸發器，然后通過RCS冷段回到堆芯進行自然循環冷卻。

IRWST內擁有足夠容量的硼水，PRHR HX投運約2小時后，IRWST內的硼水開始沸騰。水蒸汽在鋼制安全殼的內表面放熱凝結成水，依靠重力沿安全殼內壁滑下，經固定在鋼質安全殼內表面的環形集水槽收集后流回IRWST。PRHR HX在非能動安全殼冷卻系統(PCS)的協助下，在閉式環路運行模式時可以無限期的以這種非能動的方式排出堆芯衰變熱。

2.2 非能動的堆芯安全注入

當發生LOCA事故時，安注子系統的各部分在接到觸發信號后依次動作，在安注的不同階段提供足夠的硼水給RCS用來冷卻堆芯，保證其足夠的次臨界度，從而緩解事故影響。安注子系統的主要水源有：兩臺堆芯補水箱(CMT)、兩臺安注箱(ACC)、IRWST以及安全殼地坑。

每臺CMT入口通過壓力平衡管與RCS的冷段直接相連，CMT的出口管路通過壓力容器直接注入管線與壓力容器相連。CMT下部出口管線上有兩只并聯常關的氣動隔離閥，接到觸發信號后自動打開，在一段較長的持續時間內依靠自然循環提供一個相對高的注入流量。

每臺ACC箱體內裝有低溫濃硼水，上部由壓縮氮氣加壓至約4.8MPa，下部出口管線串聯一個常開的電動閥和兩個止回閥，通過壓力容器的直接注射管與RCS系統隔離。當發生一回路LOCA，RCS壓力下降至低于ACC內壓縮氮氣的壓力時，壓差會自動把止回閥頂開，利用箱內壓縮氮氣的儲能，可在有限的幾分鐘內提供非常高的非能動快速注射。

IRWST底部水平標高在于RCS主管道之上，底部有兩條出口管路，每條管路上均裝有常開的電動閥，并通過并聯的止回閥和爆破閥與反應堆壓力容器直接注射管相連。爆破閥接到觸發信號后打開，只要RCS系統充分卸壓，IRWST內的硼水就可不依靠任何外界能動的驅動力，只在重力作用下以非能動的方式提供更長期的較低流量的安全注入。

RCS系統內的冷卻劑以及前三階段安全注入的硼水會隨一回路開口流出，匯集在安全殼再循環地坑中，當地坑的水量升高到足以進行安全殼再循環的高度時開始再循環階段注入。再循環管線從地坑吸水，出口通過直接注入管線與壓力容器相連，地坑的淹沒水位高于堆芯，使得再循環階段的堆芯冷卻依靠自然循環的方式長期維持。

另外，AP1000設置了自動卸壓系統(ADS)，根據事故發展的不同階段，先后自動觸發其管線上的電動閥或爆破閥，將冷卻劑排向IRWST或蒸發器隔間，從而使RCS快速卸壓，讓不同的安注水源對堆芯進行非能動的安全注入、冷卻、硼化，保障堆芯安全。

2.3 非能動的安全殼內pH控制

如果發生嚴重事故時堆芯損壞，RCS中的放射性裂變產物會隨著冷卻劑的泄漏而釋放到安全殼內，這中間主要是放射性碘。大量的非氣態氣載活性物質將最終沉降在安全殼地坑溶液中，其去除通過自然過程(沉降、離子擴散、熱遷移)完成。安全殼內的pH控制子系統包含4個裝有磷酸三鈉(TSP)的pH控制籃筐，布置在事故后安全殼的最小淹沒水位以下，當安全殼地坑的水位達到籃筐高度時，TSP即能非能動的溶解于水中，控制再循環水的pH值在7.0~9.5的范圍內。該化學特性能有效減少在安全殼地坑內輻照分解產生的元素碘，從而減少有機碘的水溶性產物含量，最終減少安全殼內的氣載放射性碘和廠外劑量。

2.4 非能動的安全殼冷卻系統(PCS)

在LOCA事故發生后，釋放到安全殼產生的熱量主要有：堆芯衰變熱、堆芯貯存熱、RCS流體和金屬貯存的能量、IRWST和CMT以及ACC內貯存的能量、鋯-水反應放出的熱量等。這些能量最終會通過RCS的開口以及IRWST和安全殼地坑中水的蒸發，彌散至安全殼內部空間，導致安全殼壓力和溫度升高。

PCS系統接到如安全殼壓力高-2這樣的觸發信號后，打開冷卻水儲存箱出口三條并聯管線上的閥門，使安全殼頂部冷卻水儲存箱的水均勻的流向鋼制安全殼外表面，帶走安全殼內熱量，降低安全殼內的溫度和壓力。隨著事故的發展，釋放到安全殼內的熱量會逐漸減少，冷卻水箱內設置了4個不同高度的出口管，可以使冷卻水箱在水位下降的過程中，所提供的冷卻水流量也隨之非能動的減少。在事故后階段，如果由于一些原因導致安全殼冷卻水箱沒有得到廠內或廠外水源的補水，空氣也一直能對安全殼進行無限期的非能動冷卻。

2.5 安全殼氫氣控制系統(VLS)

LOCA事故后，安全殼內積聚的氫氣主要源自于鋯燃料包殼與水反應、RCS冷卻劑內溶解的氫氣、水的輻照分解以及結構材料的腐蝕等，VLS系統可把安全殼內氫氣濃度限制在可燃濃度之下，防止氫氣爆炸，保證不會危及安全殼的完整性。

VLS由氫氣濃度監測、氫氣復合和氫氣點火三個子系統組成，其非能動特性主要體現在氫氣復合子系統中。氫氣復合子系統由兩臺安全相關的非能動催化復合器(PAR)組成，PARs在催化劑的作用下，即使溫度低于0℃，只要氫氣和氧氣暴露在催化金屬下，PARs便可立即自動的產生復合反應生成水。在設計基準的LOCA事故下，只需要一套氫氣復合子系統足以維持氫氣濃度低于4%的可燃限值；事故后階段，氫氣復合子系統可以長期非能動的運行，使安全殼內的氫氣濃度最終接近0.3%。

3 傳統壓水堆在LOCA事故的響應

作為對比的某傳統壓水堆，在冷段發生LOCA事故時，穩壓器的壓力快速下降引發停堆。當壓力繼續下降到設定值時產生安注信號，停主泵、啟動應急柴油發電機，并按照安注帶載的程序，先后啟動安全母線上的硼酸駁運泵、離心上充泵、高壓安注泵、停冷泵、設冷泵、輔助給水泵、海水泵、冷凍水輸送泵、氫氣混合風機等能動設備。

一般在安注發生時，首先會通過離心上充泵和硼酸駁運泵，將硼酸貯存箱內的高濃硼水和安全殼外的換料水箱中的硼水注入主系統冷段。隨著RCS系統壓力的降低，再通過高壓安注泵將換料水箱內的硼水注入主系統冷段。當系統壓力繼續降低到設定數值時，安注箱內的高壓硼水會頂開逆止閥向堆芯注入。隨著RCS壓力繼續降低，通過低壓安注泵(停冷泵)從換料水箱吸水注入堆芯冷段。

當換料水箱液位達到低-低液位，操縱員根據情況將再循環工況選擇開關置“投入”位置，發出安注再循環信號，安注系統從直接注射階段轉到冷段再循環階段。高壓安注泵改從低壓安注泵的出口吸水，并注射到主系統冷段。低壓安注泵從安全殼再循環地坑中吸水，并排至高壓安注泵入口以及主系統冷段。

事故24小時后，操作員可手動建立交替再循環階段，以保證堆芯硼濃度維持在低于可溶極限，在這個階段，通過依次反復開關高壓安注泵出口到主系統的冷段和熱段隔離閥來改變注射流向。系統在此階段維持一個較長的時間，直到主系統壓力低于低壓安注泵的壓頭，此時高壓安注泵停泵，低壓安注泵(停冷泵)繼續提供冷卻以達到冷停堆。

在事故發展的過程中，釋放到安全殼內的熱量越來越多，安全殼壓力升高至設定值時，需要用噴淋泵從換料水箱吸水噴入安全殼大氣，以實現安全殼的降溫降壓。當換料水箱水位低至設定值時，操縱員手動切換進入噴淋再循環階段，噴淋泵改從安全殼再循環地坑吸水。為了將安全殼內積聚的熱量導出，在噴淋再循環階段還需要手動操作以借用停冷系統的熱交換器，通過設冷系統和一回路海水系統，將熱量傳至最終熱阱——海水。在噴淋再循環階段，噴淋系統是帶走安全殼內熱量的唯一途徑。噴淋再循環結束后還需將熱交換器手動切回至停冷系統，投切停冷熱交換器的時候，需要手動調節流量，防止熱沖擊。

隨著由一回路破口進入安全殼內的放射性物質的增多，當安全殼高高壓與安全殼內γ高高符合時，會自動在噴淋水中加入NaOH以除去放射性氣溶膠。但再循環階段時要手動關小NaOH的流量控制閥，以減少對設備的苛性腐蝕。

隨著安全殼內的氫氣聚集，氫氣混合風機啟動，防止氫氣在安全殼內局部區域的濃集。消氫風機從安全殼不同位置的進風管吸入氣體，氫氣測量系統間斷投入運行測量氫氣含量。氣體穿過安全殼進入輔助廠房消氫設備室，用空氣洗滌器去除可溶性放射性微塵以及懸浮雜質，再通過消氫風機把洗滌出來的氣體加壓送出。只有當測量的氫氣濃度大于1.5%時，才投入消氫器。在消氫器內，氣體由電加熱器加熱后進入催化床，在金屬鈀催化劑的作用下進行氫氧合成水的反應。由于反應生成的水蒸汽溫度非常高，必須再經由設冷水冷卻的空氣冷卻器，將溫度降至低于50℃后才能送回安全殼，以此達到消氫的目的。

4 結語

傳統的核電廠在發生如LOCA這樣的設計基準事故時，為了實現堆芯的安全注入、應急冷卻和安全殼長期再循環，需要使用能動設備(如各種泵)提供注入壓頭。安全殼的冷卻和安全殼內放射性的控制需要通過安全殼內能動的噴淋系統來完成。安全殼內氫氣的消除更是需要風機、電加熱器、空氣冷卻器等一系列的能動設備支持。停堆后堆芯余熱以及安全殼內熱量的排出均需要通風、設冷水、一回路海水等安全支持系統的能動設備。不但系統復雜，且必須有安全級的交流電源驅動，事故發生時的應急運行對操縱員的依賴很大。

與此相比，AP1000堆型在發生上述事故時，甚至可以不用考慮操縱員在72小時內所作的緩解事故的動作，電廠也能自動停堆并維持在安全狀態。所有專設安全設施的動作可以不依賴泵、風機、電加熱器等交流電驅動的能動設備參與，堆芯應急冷卻、安全殼內的pH控制、放射性控制以及氫氣濃度的控制均可自行完成。事故后安全殼內的熱量可通過硼水蒸發、對流、冷凝等非能動方式，傳遞給安全殼冷卻系統保護下的鋼制安全殼，而非能動的安全殼冷卻系統同樣不需要交流電驅動的能動設備即可對安全殼實施冷卻。這種貫徹始終的非能動設計思想與傳統核電廠相比，有著明顯的改進，能夠有效的降低設備故障和人為失誤導致事故后果擴大的可能，很大程度上提高電廠的安全系數，能夠有力的保障事故后安全殼的完整性，大大降低了放射性物質泄漏到周圍環境的概率。

可以看出，AP1000的非能動安全技術在減少電廠安全設備、簡化事故運行操作、保障電廠安全、緩解事故后果、減少放射性物質泄漏風險等方面，的確有著巨大的進步。

[1]Luis Echavarri. AP1000先進非能動型核電廠總體介紹,《核電》AP1000先進核電技術專刊,2005.7,P1.