反應堆壓力容器保溫層輻射屏蔽組件傳熱計算分析及屏蔽材料試驗研究

邱陽，李玉光，周高斌，謝國福，張尚林，胡甜，王曉童

（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，成都 610041）

我國自主三代核電華龍一號HPR1000堆型的設計中，采用了嚴重事故下堆芯熔融物堆內滯留（即IVR）的安全策略，需要在反應堆壓力容器（RPV）與保溫層之間設置一定寬度的流道，從而實現嚴重事故工況下堆腔冷卻水的注入與排出。然而，該流道結構的設置使得反應堆壓力容器外部的輻射漏束空間增大，導致其上方人員操作平臺處輻射劑量水平的超標風險急劇上升。

為解決這一問題，需要在輻射漏束由RPV至人員操作平臺路徑上的某一位置設置屏蔽措施。經由屏蔽與結構專業的迭代分析，明確了該屏蔽措施的設置位置與方法：在RPV換料密封支承環上端面設置一整圈輻射屏蔽組件，該組件上端與RPV頂蓋法蘭保溫層底部相連，以“倒L形”插入堆腔密封環圍成的空間內，具體結構如圖1所示。根據某參考電站的經驗，在初步設計時，該組件暫定由內側的保溫材料和外側的屏蔽材料2部分組成，且屏蔽材料選用硼硅樹脂SWX-237。根據該屏蔽材料供貨商提供的資料，其工作溫度限值為204 ℃，若長時間運行在超過溫度限值的溫度區間內，材料的物理狀態可能會發生較為明顯的改變。

圖1 輻射屏蔽組件的布置及結構Fig.1 Location and structure of the radiation shield assembly

結合堆坑土建與通風專業的設計結果可知，該輻射屏蔽組件處于通風死區中，且組件與RPV外壁的間隙較窄，甚至有部分直接與RPV換料密封支承環接觸，各類不利因素的疊加很可能導致屏蔽材料的實際溫度超過其自身限值。……