鈉冷快堆安全殼設計研究與探討

賀克羽 陳章隆 趙 強

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

0 引言

快中子反應堆技術是目前世界上公認最先進的第四代反應堆堆型之一，發展快堆是形成核燃料閉式循環的重要一環，是我國核能可持續發展、解決能源危機和減緩環境壓力的重要途徑。 按照國家確定的核能發展“熱堆、快堆、聚變堆”三步走發展戰略，結合現有工程實踐經驗，為形成工業規模的核燃料閉式循環奠定基礎，中核集團自主研發了一型池式鈉冷快中子反應堆，目前正在開展其工程項目的設計和建設。

核電發展的首要任務是安全，核電廠的風險主要來自事故工況下不可控的放射性物質釋放，在核電廠設計中必須貫徹縱深防御的安全原則。 在整個縱深防御體系中，安全殼系統的放射性物質包容功能，對于事故工況下緩解事故后果具有至關重要的作用。 目前我國壓水堆核電廠安全殼設計的主要依據是HAF102—2016 《核動力廠設計安全規定》 以及HAD102/06《核動力廠反應堆安全殼系統的設計》。

安全殼是防止放射性物質泄漏的最后一道實體屏障， 應能承受外部自然災害和人為事件的影響；其設計必須保證核電廠向環境的任何放射性釋放保持在合理可行盡量低的水平，在運行工況下不超過放射性釋放的監管排放限值，在事故工況下不超過放射性釋放的可接受限值。 安全殼作為放射性物質向外排放的包容性實體屏障，對緩解或降低嚴重事故的放射性后果起到關鍵作用。 因此，設計中應充分考慮核電廠在特定的設計擴展工況中的行為，并為安全殼的設計提供合適的設計基準。

安全殼的設計應保證或有助于實現下述安全功能：

（1）在運行狀態和事故工況下包容放射性物質；

（2）在運行狀態和事故工況下屏蔽輻射；

（3）保護反應堆使其免受外部自然事件和人為事件的影響。

鈉冷快堆與傳統壓水堆相比在原理和設計理念上有很大差異，在安全特性上存在許多不同。 目前我國快堆相關法規標準體系尚不完善，鈉冷快堆在技術方面以及工藝和設備的成熟性方面需要進一步提升，眾多新工藝須在工程設計的同時進行專門研究、試驗和驗證工作，而國際上也沒有成熟的安全標準規范可以借鑒。 因此，本文通過調研各國快堆的安全殼系統設計， 結合在建快堆工程安全殼的實際設計情況，對鈉冷快堆安全殼設計的關鍵問題進行了研究和探討。

1 國內外快堆安全殼設計

由于各國的快堆設計基準存在差異，因此采用的安全殼結構也各不相同，大體可分為以下4 類：單層、雙層、安全殼/包容系統和工業級建筑，如圖1 所示。

圖1 四類快堆安全殼設計示意圖

表1 列出了國際上大部分快堆安全殼設計的主要參數，包括結構型式、使用的材料、承壓能力、泄漏率要求以及通風設計等。

表1 國內外快堆安全殼設計一覽

可以看出，早期快堆多采用單層安全殼，如EBRII、RAPSODIE、FFTF、JOYO 和FBTR 等， 后期的大中型快堆多采用安全殼/包容系統。 IAEA 將俄羅斯快堆安全殼定義為工業級建筑， 但是其原理與SUPER PHENIX 等類似，只是由于設計基準的不同，導致設計細節上有些差異。 對于采用雙層壓力容器的鈉冷快堆核電廠，其冷卻劑喪失的模式和后果，以及放射性釋放的機理與壓水堆核電廠相比有很大差異，因此二者安全殼的設計有很大區別。 由于鈉的沸點很高，工作壓力幾乎為常壓， 一回路鈉泄漏不會出現 “閃蒸”現象。 在發生一回路鈉泄漏的事故工況下，由保護容器、堆頂防護罩和包容小室等組成的包容系統可以保證安全屏障的完整性，因此，可以不采用密閉承壓的外部安全殼，反應堆廠房主要針對外部事件進行防護。

基于俄羅斯鈉冷快堆和我國實驗快堆的設計及運行經驗，在建快堆項目論證初期，曾經建議的安全包容系統主要包括：反應堆保護容器；乏燃料組件轉換桶保護容器；反應堆堆頂防護罩；與反應堆冷卻劑和一回路覆蓋氣體相連的管段保護罩（雙層管）；加強混凝土的反應堆廠房。

2 在建快堆安全殼設計

在建快堆安全殼包括安全殼構筑物以及在特定事故工況下要求其執行功能的有關子系統和設施，這些系統和設施主要包括構成安全殼延伸部分的某些管道和設施、安全殼隔離系統、貫穿件和孔洞封堵、人員和設備進出通道、燃料轉運通道等。

2.1 安全殼構筑物

在建快堆工程的安全殼為方形拱頂的鋼筋混凝土結構，邊界是由反應堆大廳四周墻體及頂部結構與堆坑結構形成的蘑菇形構筑物，由于新組件廠內運輸桶安裝井與大廳地面不具備密封條件，該工藝間也作為安全殼邊界的一部分。 安全殼邊界如圖2 加粗線條部分所示。 安全殼邊界內主要包括以下系統的部分管道和設備：反應堆本體、二回路主冷卻系統、事故余熱排出系統、部分一回路和二回路輔助系統以及反應堆換料設備等。

圖2 安全殼邊界示意圖

2.2 構成安全殼延伸部分的某些管道和設施

構成安全殼延伸部分的某些管道和設施，主要是：

——安全殼外第一道閥門及閥門內與反應堆冷卻劑系統相連接或與主容器覆蓋氣體直接相通的回路，例如，一回路鈉凈化系統和放射性氬氣吹掃與衰變系統；

——超壓保護系統管道及與之相連的包容罐；

——安全殼內的封閉回路。

一個回路如果具有下述特點則稱之為安全殼內的封閉回路：

既不與反應堆冷卻劑系統相連，也不與主容器覆蓋氣體相連，同時也不與安全殼內大氣相通；

屬于安全級和抗震Ⅰ類（應至少與安全殼屬于同一等級）；

能承受安全殼的設計溫度；

能承受與安全殼試驗壓力相等的外部壓力；

能承受要求安全殼隔離的事故所造成的環境條件；

能承受系統隔離后可能引起的超壓。

如果這些條件其中之一沒有得到證實，那么這些回路就被看作為與安全殼大氣直接連通的回路。

——在安全殼內外形成閉合系統的儀表管道。

將安全殼外第一道閥門及閥門內與反應堆冷卻劑系統相連接或與主容器覆蓋氣體直接相通的回路定為安全殼延伸部分的考慮如下：這些系統的安全殼外第一道閥門及相應管道為安全級，不低于安全殼構筑物的安全級別；這些系統在安全殼外的第一道隔離閥門為系統自身的功能閥門，在正常運行期間需執行工藝的操作要求，不作為安全專設，考慮將其作為安全殼延伸部分處理。

2.3 安全殼隔離系統

安全殼隔離系統包括所有的安全殼隔離閥、這些隔離閥之間的和伸展到安全殼邊界的連接管道部分，以及貫穿最后一道密封屏障的回路。 這些回路進出安全殼， 但并不像2.2 節中規定的那樣構成安全殼的延伸部分，這些回路是與安全殼大氣直接連通的回路。

2.4 其他部件

包括貫穿件、孔洞封堵、人員和設備進出通道、燃料轉運通道等。

3 鈉冷快堆安全殼設計探討

3.1 安全殼安全功能的實現

在核電廠設計中， 系統設計和性能驗證的基礎是系統的安全功能。對安全殼而言，其安全功能為：（1）在運行狀態和事故工況下包容放射性物質；（2）在運行狀態和事故工況下屏蔽輻射；（3）保護反應堆使其免受外部自然事件和人為事件的影響。

對于放射性物質包容：就是將失效后會導致不可接受的放射性物質釋放的構筑物、系統和部件與環境相互隔離。 為此，安全殼包容反應堆冷卻劑壓力邊界的所有部件，或那些與反應堆冷卻劑壓力邊界相連且在發生事故時不能與反應堆堆芯隔離的所有部件。 目前在建快堆安全殼的邊界形式類似于傳統壓水堆的安全殼，需要密封隔離的邊界物項主要是安全殼隔離閥、孔洞封堵、人員和設備通行門、燃料轉運通道的密封件等。

對于輻射屏蔽：在運行狀態和事故工況下，安全殼構筑物有助于防止核動力廠工作人員和公眾受到來自包容在安全殼內的放射性物質不適當的直接輻射照射。 工程設計中主要通過混凝土、鋼、其他結構材料的成分和厚度來保證上述要求的實現。

對于外部事件防護：安全殼構筑物和系統設計成在設計基準外部事件下保護所有不能與反應堆堆芯安全隔離的反應堆冷卻劑壓力邊界的部件，以及設置在安全殼內的用于維持堆芯處于安全狀態所必需的安全系統。 工程設計中一般通過反應堆廠房或是安全殼構筑物的結構強度設計來保證上述要求的實現。

可以看出， 輻射屏蔽和外部事件防護的功能主要是通過結構設計來實現的， 無論是安全殼還是反應堆廠房， 在結構強度和材料選擇滿足一定要求時均易于實現。 安全殼與反應堆廠房的主要差異在于放射性物質包容功能的實施。對于池式鈉冷快堆而言，放射性物質集中在主容器以及與之相連的一回路核輔助系統，如一回路鈉凈化系統、主容器超壓保護系統等，設計基準事故工況下不會對反應堆大廳造成明顯的壓力和溫度影響。另外，反應堆廠房內可設置數個有密封性要求的放射性包容小室，包括堆頂防護罩、放射性氬氣包容罐和放射性鈉氣溶膠包容小室。 堆頂防護罩用于防止堆腔逸出的放射性氬氣和鈉氣溶膠泄漏到反應堆大廳； 放射性氬氣包容罐為堆容器內超壓排出的放射性氬氣提供暫存空間； 放射性鈉氣溶膠包容小室包容一回路鈉凈化系統、 一回路鈉分析監測系統等堆外一回路冷卻劑管道。因此，池式鈉冷快堆的放射性物質包容功能可以通過上述“包容體”的形式來實現，在此同時也將對包容體的結構設計提出更高要求。

3.2 安全殼設計基準的選取

安全殼的設計基準主要基于有關假設始發事件的分析結果。 應考慮的假設始發事件包括內部或外部引起的需要安全殼執行預期功能的事件以及那些可能危及安全殼執行其預期安全功能的能力的事件。 與安全殼設計有關的設計基準事故應當是那些潛在地對安全殼構筑物或安全殼系統施加過高機械載荷或者危及安全殼結構和/或安全殼系統限制放射性物質向環境釋放能力的事故。

對于傳統的壓水堆核電廠而言，其冷卻劑系統的破口會同時伴隨劇烈的熱工水力學動態效應，也可能伴隨燃料的損壞，為了限制放射性物質釋放，必須設置具有高度密封性并能夠承受較高壓力/溫度的安全殼及相關安全系統。 而且，安全殼不僅起到放射性物質向環境釋放的最后一道屏障作用，對事故發生后維持必要的冷卻劑總量，保證堆芯的長期冷卻也起著至關重要的作用。

對于采用雙層壓力容器和一回路池式布置的鈉冷快堆核電廠，其冷卻劑喪失的模式和后果，以及放射性釋放的機理與壓水堆核電廠相比有很大差異， 因此二者安全殼的設計有很大區別。由于鈉的沸點很高，工作壓力幾乎為常壓，一回路鈉泄漏不會出現“閃蒸”現象。在發生一回路鈉泄漏的事故工況下，由保護容器、堆頂防護罩和包容小室等組成的包容系統可以保證安全屏障的完整性， 因此， 可以不采用密閉承壓的外部安全殼，反應堆廠房主要針對外部事件進行防護。

目前各國的快堆設計基準不盡相同，對于我國鈉冷快堆的設計而言，還應深度分析為其所確定的各類設計基準工況， 為安全殼的設計提供合適的設計基準；同時對選定的超設計基準事故（不包括殘余風險）的重要事件序列進行分析，使安全殼對其保持適當的防御能力。

3.3 安全殼邊界物項的設計

安全殼作為防止放射性物質泄漏的最后一道實體屏障，其各個部件應設計成在所選定的設計基準條件下泄漏始終保持可控，泄漏率應不超過規定的最大泄漏率。 對安全殼泄漏率產生影響的因素主要包括：穿過安全殼的管道的所有閥門、貫穿件、孔洞封堵及各類密封門和通道密封件的泄漏率以及混凝土結構的泄漏率。 在建快堆安全殼的邊界物項設計總體考慮如下：

（1）設備和人員密封隔離門：設備門根據通行尺寸和相關技術要求結構上滿足設備通行、操作要求以及密封、防護等功能要求；人員門結構上滿足人員通行、密封和防護等基本功能要求。 安全殼的邊界門在設計上具備雙道密封措施，并可在交付使用后進行局部密封性試驗以檢驗其密封性能。

（2）燃料轉運通道：燃料轉運通道用于燃料組件的轉運。在設計時，構成安全殼邊界的轉運通道及其密封面考慮安全殼隔離時的特殊環境條件， 以保證其有效密封，其設計要求不低于安全殼構筑物本身的要求。

（3）貫穿件和封堵：安全殼的所有貫穿件和封堵視同安全殼構筑物本身相同的設計要求。 在安全殼試驗壓力下可以進行獨立于測定安全殼整體泄漏率的局部密封性試驗，或者通過其他等效方式對其密封性進行確認。

（4）安全殼隔離：安全殼隔離由貫穿最后一道密封屏障的回路上的隔離閥組成。 對于直接與安全殼內大氣相通且貫穿安全殼的管道，每根管道上設置兩個隔離閥（一個在安全殼內，一個在安全殼外），并且隔離閥設置在盡量靠近安全殼邊界，它們與相應的管道一起確保安全殼貫穿件處有雙道密封屏障。

（5）密封襯里和涂料：安全殼內鋼覆面包括堆坑鋼覆面和反應堆大廳地面鋼覆面，主要提供安全殼混凝土結構與液、氣態物質的隔離屏障，并阻止鈉火事故對安全殼混凝土結構的快速破壞。 鋼筋混凝土拱頂底部設置鋼結構模板，結構形式為主、次鋼梁上部鋪設帶有焊接錨固釘的鋼板，材質為碳鋼，主梁支撐在拱頂側壁墻體上。 鋼底模承受施工期間荷載，同時起襯里作用。 鋼板間的拼接焊縫應進行相應的無損檢驗，以保證拱頂的密封性。 安全殼涂料襯里的涂刷范圍包含安全殼內側邊界所有裸露的混凝土表面，主要包括：反應堆大廳四周墻面、墻面與反應堆大廳地面不銹鋼覆面的接口處、 墻面與拱頂鋼模板的接口處、墻面與預埋件接口處、墻面貫穿件接口處。

可以看出，在建快堆安全殼邊界物項的具體設計與傳統壓水堆的安全殼相比有較大差異， 主要包括：密封門數量多且不再采用雙道閘門的型式，燃料轉運通道的密封件數量多且型式多樣，電氣和儀控電纜貫穿采用封堵密封而非電氣貫穿件，安全殼隔離閥數量相對較少， 安全殼內表面采用涂料密封而非鋼襯里。相對壓水堆的安全殼設計而言，池式鈉冷快堆在事故工況下安全殼內大氣的環境條件不像壓水堆那樣惡劣，設計壓力也相對很低，但在建快堆安全殼的整體設計尚缺乏實際運行數據的支持，因此，要保證其高密封性仍然是在建快堆設計中的一項艱巨任務。

3.4 安全殼密封要求的實現

安全殼結構及影響安全殼系統密封性的系統和部件的設計和建造，在安全殼的所有貫穿件安裝完成后和在核動力廠運行壽期內，必須能夠進行泄漏率試驗。 在電站調試之前，進行初始密封試驗，以檢查安全殼建造質量和評價事故時出現泄漏的風險。 在電站壽期內進行定期試驗，通過檢查安全殼特性沒有超出預定的限值范圍， 來確保安全殼能繼續執行其密封功能，或在必要時進行維修。 試驗分為下述幾類：

—整體試驗，以證實整個安全殼的密封性；

—局部試驗：電氣/儀控電纜封堵；人員密封隔離門；設備密封隔離門；燃料轉運通道的密封件；貫穿件柔性密封件；貫穿最后一道密封屏障的各系統的隔離閥等。

—內部或外部事故情況下的特殊試驗：在非常嚴重和可能引起安全殼損傷的事故后進行整體試驗或局部附加試驗，如強烈地震、內部或外部飛射物、外部爆炸等。

從放射性物質包容的角度來說，安全殼的設計必須要保證核電廠在事故工況下向環境的任何放射性釋放不超過放射性釋放的可接受限值，因此，整體密封性試驗的驗收準則為“滿足試驗工況下安全殼的最大泄漏率要求”。 整體密封性要求的實現需要通過安全殼邊界上各局部泄漏途徑的密封設計來共同實施，即各類貫穿件、孔洞封堵、隔離閥、人員和設備進出通道以及燃料轉運通道等的密封性滿足相應的局部泄漏率要求。

對于在建快堆而言，安全殼邊界物項的具體設計與傳統壓水堆的安全殼相比有較大差異，部分邊界物項不具備在現場進行局部密封性試驗的條件，如孔洞封堵、涉鈉管路的隔離閥等，只能考慮通過其他等效方式對其密封性進行確認。 目前設計中對安全殼邊界物項的局部泄漏率要求進行了梳理分析和比例分配，但由于缺乏同類機組實際運行數據的支持，其最終設計效果還有待整體密封性試驗的結果來進行驗證。

4 結語

在建快堆的安全殼作為其專設安全設施的重要組成部分，與傳統壓水堆的安全殼一樣必須滿足HAF 102—2016《核動力廠設計安全規定》中關于控制放射性從安全殼釋放的要求，即：保證從核動力廠向環境的任何放射性釋放是可合理達到的盡量低的水平，在運行狀態下不高于監管排放限值，以及在事故工況下滿足可接受的限值。

在建快堆安全殼的設計基于縱深防御、多重防護的原則出發， 同時也考慮到鈉冷快堆的固有安全特性，在安全殼邊界物項的具體設計上與傳統壓水堆的安全殼相比有較大差異，主要包括：密封門數量多且不再采用雙道閘門的型式，燃料轉運通道的密封件數量多且型式多樣，電氣和儀控電纜貫穿采用封堵密封而非電氣貫穿件，安全殼隔離閥數量相對較少，安全殼內表面采用涂料密封而非鋼襯里。 相對壓水堆的安全殼設計而言，池式鈉冷快堆在事故工況下安全殼內大氣的環境條件不像壓水堆那樣惡劣，設計壓力也相對很低，同時設計中對安全殼邊界物項的局部泄漏率要求進行了梳理分析和比例分配，但在建快堆安全殼的整體設計尚缺乏實際運行數據的支持，其最終設計效果還有待整體密封性試驗的結果來進行驗證。