非能动安全壳冷却系统设计研究

作者:李军;刘长亮;李晓明 刊名:《核科学与工程》 上传者:朱剑

【摘要】安全壳是事故后防止放射性释放到环境的最后一道屏障,有效的安全壳冷却可以避免由于大量质能释放到安全壳引发的安全壳超压失效事故。随着安全监管要求的提高和技术的发展,各国都提出了非能动的安全壳冷却方案。本文旨在总结国内外非能动安全壳冷却系统的设计方案和研究成果,并比较分析各方案间的优缺点,分别提出适合钢制和混凝土安全壳非能动冷却的方案,为我国自主设计第三代核电站非能动安全壳冷却系统提供参考。

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作为反应堆放射性物质外泄的最后一道屏障,保持安全壳的完整性是近十年核电站研究与设计单位最为关注的课题[1-4]。双层安全壳是可以防止内外部灾害事故进一步扩展的有效措施,外层安全壳可以抵御大飞机的撞击和外部压力波的冲击,内层安全壳可以防止一系列假想事故后的放射性物质扩散到环境中,如丧失冷却剂事故(LOCA),主蒸汽管线断裂事故(MSLB)等。美国西屋公司研发的AP1000堆型采用内层为钢制安全壳,外部为混凝土安全壳的设计,而欧洲、俄罗斯和韩国多采用双层混凝土安全壳的设计。安全壳内一旦发生质能释放事故,如不采取降温降压措施,势必导致安全壳内温度、压力持续上升,最终可能突破安全壳的设计压力,导致安全壳损坏。另外,高温也会导致混凝土软化,最终导致安全壳失效。大量放射性物质释放到环境中,造成恶劣的环境后果。因此,安全壳内发生质能释放事故后,高效可靠的安全壳降温降压手段是保证安全壳完整性的根本措施。非能动冷却技术由于基本不依赖于电源、电气、仪表和控制系统,仅仅依赖于高度差、温度差、密度差就可以带走反应堆事故后产生的热量,而备受各国核电技术研发单位的青睐[1-5]。然而,非能动技术也会由于驱动力不足、流动阻力过大等系统自身因素导致换热效率低下,甚至导致循环滞止、倒流、流致振动等现象的发生。本综述旨在总结国内外非能动冷却安全壳的设计方案,比较分析方案间的优劣,提出适合双层混凝土安全壳非能动冷却的优选方案。1国内外有关非能动安全壳冷却系统的相关要求1.1 URD美国《用户要求文件》(URD)第3卷第5章要求设置非能动安全壳冷却系统,在事故后将安全壳温度压力降低到可以接受的水平,保持安全壳的完整性。在不依赖外力的情况下,非能动安全壳冷却系统应满足事故后72小时内安全壳冷却的需要。非能动安全壳冷却系统应在24小时内将安全壳压力降低到设计压力的一半[6]。1.2 EUR《欧洲用户要求》(EUR)明确在设计安全壳冷却系统时要满足以下要求:至少在相当长的一段时间内,独立于任何机械系统、电气系统和控制与仪表(I&C)工作;放射性物质不应该进入安全壳外循环系统,且应该维持双重屏障;在失水事故(LOCA)之类的高能释放之后,24小时内能把安全壳内的压力降低到设计压力的50%;设备设计,特别是安全壳内部的设备设计,应符合维修和运行要求[7]。1.3 HAF102HAF 102—2016并没有明确提出设置非能动安全壳冷却系统,但要求安全壳系统设计中,必须考虑到所有已确定的设计基准事故[8]。“必须采取措施控制核动力厂安全壳内的压力和温度”,以及“必须确保安全壳的排热能力,以便在发生任何高能流体意外释放事故后,降低安全壳中的压力和温度并使之维持在可接受的水平。执行从安全壳中排热功能的系统必须具有足够的可靠性和多重性,以确保这一功能得到实现。”1.4小结以上要求增加了设计非能动安全壳冷却系统的难度,各国就此课题开展了广泛的研究,并结合实际工程的安全性、可靠性、经济性和风险进行了筛选和评估,有些已经进入工程实施阶段[9-11]。2国内外设计方案2.1钢制安全壳2.1.1高位水箱的外部喷淋系统高位水箱外部喷淋方案由Mclntyre等人[12]提出概念设计,内层安全壳采用钢制安全壳,外层安全壳采用混凝土结构。事故后外层安全壳外的高位水箱中的冷却水通过分水堰,均匀的喷洒在内层钢制安全壳的表面上,形成液膜并受热蒸发形成蒸汽。安全壳外部的冷空气通过导流板进入双层安全壳环形空间,冷空气冷却钢制安全壳表面,携带着钢制安全壳表面形成的蒸汽经过高位水箱中间的烟囱,离开安全壳进入最终热阱—大气,流程如图1所示

参考文献

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