評價雙層安全殼直接旁路泄漏的設計思路研究

魏淑虹,鄭 華

評價雙層安全殼直接旁路泄漏的設計思路研究

魏淑虹,鄭 華

(深圳中廣核工程設計有限公司,廣東深圳518000)

本文探討了評價壓水堆全壓雙層安全殼直接旁路泄漏的設計思路,特別是如何識別潛在旁路泄漏途徑和如何確定旁路泄漏率,提出環廊初始維持較大負壓使事故后不出現“正壓”階段從而不需評價“正壓”期間旁路泄漏,和環廊初始維持較小負壓且需評價事故后“正壓”階段持續時間兩種主要設計思路,可指導研發先進壓水堆核電廠時選擇系統設計方案。

雙層安全殼;直接旁路泄漏;環廊通風系統

二次安全殼完全包圍或部分包圍(主要為貫穿件集中區域)一次安全殼,且一、二次安全殼之間的環廊可以維持在負壓(通常由環廊通風系統實現),從而,一次安全殼泄漏可以在釋放到環境之前被收集和處理。

旁路泄漏定義為從一次安全殼內泄漏出來、可能繞過二次安全殼邊界、直接逸出至環境的泄漏,即旁路二次安全殼的泄漏收集和過濾系統。美國核管會(NRC)標準審查大綱(SRP) BTP 6-3[1］要求,在失水事故放射性后果評價時必須考慮該部分泄漏。

一次安全殼的泄漏可能因以下原因未被收集:

a)在二次安全殼降壓過程中,可能發生一次安全殼直接泄漏。當二次安全殼邊界有向外的正壓差時,可能出現從二次安全殼向環境的直接泄漏。在一次安全殼內發生假想失水事故(LOCA)時,二次安全殼可能在降壓系統有效前因熱負荷、環境和一次安全殼的滲入經歷正壓瞬態。二次安全殼邊界上向外的正壓也可能由風載荷形成。考慮到風載荷和壓力測量的不確定性,BTP 6-3[1］中將正壓差定義為大于－63 Pa(－0.25英寸水柱)的壓力。當二次安全殼內壓力超過－63 Pa時,假定二次安全殼的泄漏預防功能失效。因為在正壓階段二次安全殼的泄漏不能確定,保守的假設為在這段時間內所有一次安全殼泄漏直接釋放到環境中。因此,必須確定正壓階段的持續時間;

b)一次安全殼泄漏可能通過不在二次安全殼內終止的安全殼貫穿件和密封旁路二次安全殼。

旁路泄漏的評價包括識別旁路泄漏途徑和確定泄漏率。潛在的旁路泄漏途徑由穿過一次安全殼和二次安全殼邊界的貫穿件構成,且可能有大量的泄漏屏障(如隔離閥、密封、裝料函和焊接接頭)。盡管這些泄漏屏障會減少泄漏,但不能完全消除泄漏。因此,在識別潛在的旁路泄漏途徑時,應考慮每個這樣的貫穿件。

本文探討了評價壓水堆全壓雙層安全殼直接旁路泄漏的設計思路。

1 直接旁路泄漏的評價方法

除安全殼泄漏率試驗、環廊通風系統、安全殼泄漏收集和回收系統等的設計外,雙層安全殼旁路泄漏的評價包括核查泄漏途徑和確定泄漏率兩個方面。

1.1 直接旁路泄漏途徑的確定

在確定旁路泄漏途徑時,應考慮不在二次安全殼內終止的途徑里的下列泄漏屏障:

a)貫穿一次安全殼和二次安全殼屏障的管線上的隔離閥;

b)穿過一次安全殼和二次安全殼屏障的貫穿件上的密封和墊圈;

c)穿過一次安全殼和二次安全殼屏障的貫穿件(即保護管道)上的焊接接頭。

1.2 直接旁路泄漏率的確定

防止安全殼直接旁路泄漏的設計一般通過二次安全殼及其通風系統實現。因此,主要的設計思路可分為兩大類:

a)正常運行期間維持較小負壓,事故后可能存在“正壓”階段

該設計方法需要確定正壓階段的持續時間。在確定二次安全殼內正壓持續時間時應基于二次安全殼對一次安全殼內發生假想LOCA時的壓力響應分析和降壓系統有效性分析。保守的假設在正壓持續時間內所有一次安全殼泄漏直接釋放到環境中。

b)正常運行期間維持較大負壓,事故后始終不會出現“正壓”階段

該設計方法是在設計環廊通風系統時考慮二次安全殼在一次安全殼內發生假想LOCA時的壓力響應和降壓系統作用,使得環廊初始即維持較大的負壓,在事故后,環廊始終不出現“正壓”階段,從而不必考慮這部分安全殼旁路泄漏,即安全殼直接旁路泄漏率為0。

1.3 正壓持續時間分析主要假設

二次安全殼在一次安全殼內發生假想LOCA時的壓力響應分析和降壓系統有效性分析應遵守SRP第6.2.3節[2］和BTP-6-3[1］的要求,主要有:

a)應考慮一次安全殼向二次安全殼的傳熱,包括:

1)應使用類似BTP-6-2[3］中保守的換熱系數計算一次安全殼大氣向一次安全殼結構的傳熱;

2)應考慮通過一次安全殼結構的熱傳導和向二次安全殼大氣的對流傳熱;

3)應考慮向二次安全殼的輻射傳熱。

b)對暴露在外部環境中的二次安全殼表面應假定絕熱邊界條件;

c)應考慮一次安全殼膨脹對二次安全殼大氣的壓縮效應;

d)應考慮向二次安全殼內的泄漏;

e)不考慮二次安全殼向外泄漏;

f)對二次安全殼響應分析,應假定喪失廠外電源和應急電源系統(如一臺應急柴油發電機失效)、一次安全殼熱量導出系統、應急堆芯冷卻系統或二次安全殼降壓和過濾系統中最惡劣的能動單一故障。

g)應考慮因二次安全殼降壓和過濾系統設計造成的延時;

h)應考慮二次安全殼內生成的熱負荷(如設備熱負荷);

i)在評價二次安全殼降壓時應考慮風機性能特性。

2 歐洲壓水堆(EPR)安全殼直接旁路泄漏的評價

2.1 臺山核電廠1、2號機組直接旁路泄漏的評價

臺山核電廠1、2號機組(簡稱“臺山核電廠”)在考慮旁路泄漏時,對二次安全殼的概念進行了延伸,其包容功能由反應堆廠房及其周圍廠房(安全廠房、核輔助廠房、燃料廠房和放射性廢物廠房)來實現,主要依靠:

a)雙層安全殼(帶環廊通風系統、安全殼泄漏收集和回收系統);

b)利用通風和過濾設備對反應堆廠房周圍的廠房進行動態包容;

c)在喪失通風系統時,利用安全殼的靜態包容特性改善廠房或特定房間的密封性能。

2.1.1 直接旁路泄漏途徑的識別

臺山核電廠從反應堆廠房到外部環境的潛在泄漏途徑見圖1。

圖1 從反應堆廠房到外部環境的各種潛在泄漏途徑Fig.1 Potential leakage paths from reactor building to environment

對途徑4,若蒸汽發生器傳熱管保持完整,則二回路流體沒有放射性,蒸汽與給水貫穿件、蒸汽與給水閥門不執行放射性包容功能。在發生蒸汽發生器傳熱管破裂事故時,二回路的蒸汽與給水隔離閥門執行放射性包容功能。設計上已采取合理可行措施排除直接旁路泄漏,如在安全殼外設置3道給水隔離閥和在安全殼內設置1道止回閥等。

對途徑5,設計上也已采取合理可行措施排除直接旁路泄漏,如反應堆廠房下部大部分區域為帶有密封襯里的安全殼內置換料水箱,和堆芯熔融物擴展區;內層安全殼有不銹鋼襯里;熔融物擴展區有特殊的穩定熔融物的覆層和專門的熔融物冷卻系統保證底板不被熔穿;底板之上的水層也構成防止放射性核素逸出到環境的屏障等。

總之,臺山核電廠安全殼的設計保證了未經過收集和過濾的泄漏物(途徑4和途徑5)不會釋放到環境中,直接從安全殼泄漏到環境中的概率極低。

2.1.2 環廊通風系統

2.1.2.1 環廊通風系統簡介

臺山核電廠環廊通風系統(EDE)考慮了設計基準事故(DBC-2～4)、復雜事故序列(DEC-A)和嚴重事故(DEC-B)下對放射性物質的動態包容。為了實現放射性物質包容, EDE系統執行以下功能:

1)維持環廊內負壓,以收集事故時來自安全殼內部的所有泄漏物,包括安全殼泄漏率試驗和監測系統收集的泄漏物;

2)將收集到的泄漏物經高效粒子過濾器(HEPA)和碘吸附器過濾后排至煙囪。

3)當EDE系統由于喪失廠外電源或全廠斷電而停運時,環廊內能夠繼續維持負壓,直至EDE系統重新啟動。

EDE系統由一列混合管路(包括一運行列及一安全列)及一獨立安全列組成。

電廠正常運行過程中運行列連續運行,從而確保環廊在事故發生時具有足夠的初始負壓。發生事故時,系統自動切換至設置有HEPA和碘吸附器的安全列,隔離運行列。環廊空氣經過濾器及碘吸附器過濾后排出,以維持環廊負壓要求,限制安全殼內放射性物質向環境釋放。

正常運行時,EDE風量平衡外層安全殼泄漏,因為內層安全殼泄漏不明顯。設計基準事故、復雜事故序列和嚴重事故下,EDE風量必須平衡內層安全殼泄漏(因超壓而增加的泄漏)和外層安全殼的滲入。

2.1.2.2 初始負壓值的確定

臺山核電廠采用正常運行期間維持較大負壓使事故后始終不會出現“正壓”階段的設計思路。在DBC-2～4,DEC-A或DEC-B時,環廊在所有考慮到的氣象條件(風速及其頻率)下保持足夠的負壓,不存在“正壓”階段。在確定各工況下要求的最小環廊初始負壓值時,綜合考慮以下因素:

a)風荷載的影響

室外大風會在安全殼外側迎風面產生正壓,在安全殼背風面產生負壓。為保證環廊能對放射性物質動態包容,環廊的負壓需低于大風所產生的負壓。

b)事故工況下的寬限期

DEC-B且完全喪失交流電時,EDE系統安全列可由蓄電池供電,切換至蓄電池供電考慮用時75 min,手動啟動安全列設備考慮用時30 min。在此105 min寬限期內,EDE系統停運時,考慮到事故后一次安全殼向二次安全殼的傳熱,來自一次安全殼的泄漏和二次安全殼外的漏入等因素,環廊負壓會逐漸升高。為保證環廊能對放射性物質動態包容,在EDE系統啟動排風時,環廊的負壓值需不高于室外大風所產生的負壓,故環廊的初始負壓需滿足寬限期內設計要求。

c)一次安全殼膨脹對二次安全殼大氣的壓縮效應

事故工況下,安全殼內溫度升高,造成一次安全殼膨脹,導致二次安全殼大氣被壓縮,環廊負壓需考慮一次安全殼膨脹所造成的影響。

綜合考慮上述三個因素,為了保證在DBC-2～4、DEC-A和DEC-B時,環廊在所有考慮到的氣象條件(風速及其頻率)下均能夠保持足夠的負壓,不存在“正壓”階段,則正常運行期間(DBC-1),EDE系統維持安全殼環廊的最小負壓值為－1 770 Pa。

2.2 U.S.EPR直接旁路泄漏的評價

U.S.EPR[4］的設計中,反應堆屏蔽廠房(RSB)完全包容了一次安全殼(RCB),它和環廊通風系統(AVS)共同承擔了二次安全殼的包容功能。在正常運行工況下和事故工況下, AVS系統將環廊維持在負壓狀態。

U.S.EPR在直接旁路泄漏途徑識別方面與臺山核電廠相似,但AVS系統設計采取了不同的設計思路,即US EPR核電廠在正常運行期間,環廊維持了較小負壓,事故后,由于初始負壓較小,在AVS系統安全列投運之前,可能存在“正壓”階段。因此,在直接旁路泄漏的評價中,需要確定正壓階段的持續時間。

U.S.EPR AVS系統由3列組成:

a)1列正常過濾:在正常運行時維持環廊壓力低于或等于－202 Pa表壓;

b)2列事故過濾:用于在假想事故后維持環廊負壓低于或等于－63 Pa表壓。

發生假想LOCA事故時,安全殼隔離信號觸發正常過濾列自動停運,2列事故過濾列自動啟動,并在主控室出現報警。

在進行二次安全殼壓力響應分析時,假設發生LOCA的同時喪失廠外電源,并假設由于單一故障喪失1列事故過濾列。在剩余1列事故過濾列啟動之前,因一次安全殼傳熱、膨脹、一次安全殼和環境的漏入等,環廊壓力升高。假想事故發生60 s后,AVS剩余的事故列啟動,并使環廊壓力開始下降。分析結果表明,在事故發生后305 s,環廊壓力將達到規定負壓值－63 Pa。系統繼續運行,環廊壓力將進一步降低。可見,一列AVS事故列投入運行,足以確保AVS執行其安全功能,且有足夠裕量。

表1 U.S.EPR二次安全殼響應分析Table1 U.S.EPR secondary containment response analysis

2.3 臺山核電廠和U.S.EPR直接旁路泄漏兩種設計思路的比較

盡管臺山核電廠和U.S.EPR采取了不同的安全殼直接旁路泄漏設計思路,但均需按SRP要求開展二次安全殼響應分析,以確定環廊初始負壓或事故后正壓持續時間。臺山核電廠設計思路需要正常運行時維持較大的初始負壓,對一次安全殼泄漏率、環廊通風系統容量、二次安全殼結構設計等有一定影響,但由于事故后不存在正壓階段,在計算LOCA事故放射性后果時不用考慮直接旁路安全殼泄漏部分的貢獻;U.S.EPR設計思路正常運行時只需維持較小的初始負壓,對一次安全殼泄漏率、環廊通風系統容量、二次安全殼結構設計等有利,但需在計算LOCA事故放射性后果時考慮直接旁路安全殼部分的貢獻,即在該段時間內釋放到環廊的放射性物質旁路安全殼直接釋放到環境中。

通過分析臺山核電廠和U.S.EPR安全殼直接旁路泄漏評價,以下兩個問題值得關注:

2.3.1 負壓值

NRC BTP 6-3考慮了風載荷造成的負壓和環廊壓力儀表不確定性,統一規定負壓為－63 Pa,臺山核電廠考慮了合同規定的設計風速,該方法更為合適,建議研發先進壓水堆核電廠時按設計風速確定負壓值。

2.3.2 燃料廠房和安全廠房控制區壓力響應分析

由于臺山核電廠和U.S.EPR將燃料廠房和安全廠房控制區(由安全廠房控制區通風系統維持負壓)也作為二次安全殼,因此,燃料廠房和安全廠房控制區也需進行壓力響應分析,分析時需遵循與環廊壓力響應相似的假設:

1)暴露在外部環境中的燃料廠房和安全廠房表面假定為絕熱邊界條件;

2)考慮從一次安全殼(旁路泄漏)和外部環境漏入燃料廠房和安全廠房;

3)不取信從燃料廠房和安全廠房漏出;

4)安全廠房控制區通風系統設計為接收到安全殼隔離信號后兩個事故列均啟動,但分析中考慮單一故障,假定1臺風機未能啟動;

5)考慮燃料廠房和安全廠房內的熱負荷;

6)考慮安全廠房控制區通風系統可能的降級(如過濾器堵塞),通過增大通風系統阻力和降低風機性能來懲罰安全廠房控制區通風系統設計能力。

但也需考慮到燃料廠房和安全廠房與環廊的不同:

1)不考慮一次安全殼向燃料廠房和安全廠房的傳熱,因為它們不相鄰;

2)不考慮一次安全殼膨脹對燃料廠房和安全廠房的壓縮效應,因為它們之間存在環廊。

3 結論

本文探討了評價安全殼直接旁路泄漏的設計思路,特別是如何識別潛在旁路泄漏途徑和如何確定旁路泄漏率,提出:(1)環廊初始維持較大負壓,使事故后不出現“正壓”階段,從而不需評價“正壓”期間旁路泄漏;和(2)環廊初始維持較小負壓,瞬態后出現“正壓”階段,需評價“正壓”階段持續時間兩種主要設計思路,可指導研發先進壓水堆核電廠時選擇系統設計方案。

[1］ U.S.NRC.NUREG-0800 Standard review plan branch technical position 6-3 Determination of bypass leakage paths in dual containment plants[R］．March 2007.

[2］ U.S.NRC.NUREG-0800 Standard review plan Section 6.2.3 Secondary containment functional design[R］．March 2007.

[3］ U.S.NRC.NUREG-0800 Standard review plan branch technical position 6-2 Minimum containment pressure model for PWR ECCS performance evaluation[R］．March 2007.

[4］ AREVA NP Inc.US EPR Final safety analysis report [R］．May 3,2013.

Design approach of dual containment direct bypass leakage evaluation

WEI Shu-hong,ZHENG Hua

(1.China Nuclear Power Design Co.ltd(Shenzhen),Shenzhen of Guangdong Prov.518000,China)

Two design approaches of dual containment direct bypass leakage evaluation (especially the identification of potential bypass leakage paths and the determination of bypass leakage rate)are proposed:maintaining a big initial annulus negative pressure and eliminating the positive pressure period after accidents which allows no direct bypass leakage during the positive pressure period,or maintaining a small initial annulus negative pressure and evaluating the positive pressure period after accidents,which can guide the advanced nuclear power plant research and development.

dual containment;direct bypass leakage;Annulus ventilation system

TL 364.1

A

0258-0918(2016)01-0056-06

2014-07-22

魏淑虹(1981—),女,浙江人,高級工程師,現主要從事核電廠安全系統設計工作