孔翔程，鄒志強，武鈴珺，蔣孝蔚，張 航，李 翔

(中國核動力研究設(shè)計院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)國家級重點實驗室，四川成都610213)

?

地下核電站安全殼再循環(huán)系統(tǒng)設(shè)計的初步論證

孔翔程，鄒志強，武鈴珺，蔣孝蔚，張 航，李 翔

(中國核動力研究設(shè)計院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)國家級重點實驗室，四川成都610213)

核電站建造于地下，反應(yīng)堆廠房洞室外具備天然的裂變產(chǎn)物屏障，在安全殼外洞室內(nèi)設(shè)置安全殼再循環(huán)系統(tǒng)，預(yù)防并緩解放射性裂變產(chǎn)物釋放，維持安全殼的完整性。該系統(tǒng)同時整合了卸壓、過濾、排熱安全功能，充分發(fā)揮地下核電站重力補水和天然屏障的安全優(yōu)勢，可以非能動運行。本文通過簡單的計算分析開展初步論證，證明該系統(tǒng)可以有效實現(xiàn)三大安全功能，是適合于地下核電站的安全系統(tǒng)。

地下核電站；再循環(huán)；非能動運行；安全殼熱阱

發(fā)展至現(xiàn)代的縱深防御理念更強調(diào)均衡：即預(yù)防事故和緩解事故后果的系統(tǒng)和措施的均衡，也常被簡述成“預(yù)防與緩解并重”。核電廠為包絡(luò)放射性物質(zhì)而設(shè)置多道屏障，這也是縱深防御理念的一種體現(xiàn)。通常對于壓水堆核電廠考慮三道屏障：燃料包殼，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)，安全殼。

長江勘測規(guī)劃設(shè)計研究院聯(lián)合中國核動力研究設(shè)計院開展了地下核電站的專題研究，提出了600MW級地下核電站總體技術(shù)方案(CUP600)。地下核電站安全殼外洞室外圍的天然地質(zhì)條件(土壤、巖石等)形成了第4道裂變產(chǎn)物屏障。每一道屏障都有失效的可能，因此，有必要綜合考慮各道屏障完整性的預(yù)防與緩解的均衡，結(jié)合地下核電站的特點考慮安全設(shè)計。

目前水淹安全殼的設(shè)計思想僅出現(xiàn)于小型研究堆的概念設(shè)計中，對于地下核電站，工程上便于實現(xiàn)水淹安全殼，從而形成非能動的安全殼最終熱阱，排出安全殼的熱量。除排熱以外，安全殼外的水資源還可以實現(xiàn)卸壓、過濾排放等功能，將這些功能整合在一起，針對地下核電站設(shè)計了安全殼再循環(huán)系統(tǒng)。

1 系統(tǒng)設(shè)計

反應(yīng)堆廠房洞室的幾何形狀是長圓筒形，在建筑結(jié)構(gòu)方面，洞室縱深方向的高度可以比較高，但在水平方向擴大洞室的寬度或直徑將面臨較大的挑戰(zhàn)，地下核電站概念設(shè)計階段，洞室尺寸暫定為直徑46m，高80m，如圖1所示，安全殼尺寸暫定為內(nèi)徑37m，內(nèi)部自由容積5萬m3左右。圖1中安全殼穹頂?shù)男螤顓⒖剂说孛婧穗娬緝森h(huán)路壓水堆的安全殼。

圖1 安全殼再循環(huán)系統(tǒng)設(shè)計Fig.1 Design of containment recirculation system

目前地下核電站項目尚處于概念設(shè)計階段，類似于沸水堆(BWR)的反應(yīng)堆廠房設(shè)計，圖1中也區(qū)分了濕腔和干腔，在水箱底部的高度建造一個平臺，將洞室分隔為上部的濕腔和下部的干腔，一方面，便于在結(jié)構(gòu)上支撐水箱，另一方面，對于潛在的放射性泄漏增加一道屏障。

將安全殼穹頂淹沒在水中，所謂再循環(huán)是指：安全殼頂部排氣，經(jīng)閥門A、B、文丘里過濾排放至穹頂外的水箱中，水蒸氣冷凝后，空氣經(jīng)閥門C、D、E、F進入安全殼，形成循環(huán)。這種安全殼外部的再循環(huán)實現(xiàn)了安全殼的排放卸壓，并且可以通過調(diào)節(jié)風機的流量來維持安全殼微小負壓，即安全殼壓力略小于殼外洞室的壓力。電廠喪失所有電源無法運行風機時，關(guān)閉閥門E、F，開啟閥門A、B、C、D，安全殼也可以向封閉洞室進行非能動的排放卸壓。

主動實施過濾排放可以緩解嚴重事故下放射性裂變產(chǎn)物的安全殼泄漏，例如，嚴重事故下監(jiān)測到安全殼外下部干腔放射性高，說明安全殼下部筒體發(fā)生泄漏，主動實施排放卸壓，維持安全殼微小負壓，可以終止安全殼泄漏，主動實施過濾。對于無法滯留在水箱中的惰性氣體裂變產(chǎn)物，針對其半衰期比較短的特點，留存在洞室中，衰變一定時間后，監(jiān)測滿足條件時向大氣排放。

穹頂材料為核島級鋼板，壁厚5cm，關(guān)閉所有上述閥門，穹頂外的水通過壁面冷卻安全殼，安全殼內(nèi)形成自然循環(huán)，實現(xiàn)非能動的安全殼頂部排熱功能。

2 功能及初步論證

2.1 排放卸壓

壓水堆核電站通常不采用排放的方式卸壓，這是因為：相比較而言，大型干式安全殼的容積大，壓力波動小，利用安全殼噴淋系統(tǒng)足以實現(xiàn)安全殼降壓。但安噴系統(tǒng)運行可能帶來一些負面影響：化學溶液的噴灑導致的污染清洗問題；安噴運行導致壓力突然下降而不能準確控制壓力，蒸汽惰化喪失引發(fā)氫氣爆炸問題；消耗含硼水箱的硼水資源，等等。先進壓水堆如AP1000已經(jīng)擯棄了噴淋卸壓設(shè)計。

BWR安全殼容積小，壓力波動大，通常采用抑壓水池控制壓力，BWR發(fā)展至MARK-III型安全殼，抑壓水池也是布置在安全殼上方。從卸壓的能力和效率角度進行分析比較，外部的抑壓水池卸壓優(yōu)于內(nèi)部的噴淋卸壓，壓水堆不設(shè)置抑壓水池，主要是因為壓力波動小，沒必要設(shè)置大容積的抑壓水池。

抑壓水池卸壓設(shè)計非常適合于地下核電站，地下安全殼的內(nèi)部空間受到限制，取消安噴系統(tǒng)可以節(jié)省空間，而洞室縱深方向提供的空間可以在安全殼上部布置大容積的水池。氫氣聚集在安全殼頂部，所以卸壓排氣出口設(shè)置在安全殼頂部。如圖1所示，安全殼氣體排放后，其中的水蒸氣被水池冷凝。卸壓效果并不依賴于能動設(shè)備風機，但是依靠風機可以維持安全殼微小負壓。

電廠正常運行時有專門的通風系統(tǒng)維持安全殼微小負壓，防止安全殼泄漏，但是在事故工況，特別是嚴重事故工況，通常需要隔離這些通風系統(tǒng)，而嚴重事故工況堆芯燃料包殼已經(jīng)損壞，放射性裂變產(chǎn)物釋放至安全殼內(nèi)，所以嚴重事故工況下更加需要維持安全殼微小負壓。

功能論證：BWR的抑壓水池容量通常在幾千噸的量級，從安全角度分析，水池容量多多益善；從經(jīng)濟性、結(jié)構(gòu)支撐角度分析，水池容量不宜過大。按照圖1的設(shè)計抑壓水池完全淹沒穹頂，穹頂上方需要4425m3的水。但排放卸壓對于水池的容量要求很低，不要求淹沒穹頂。

圖2給出了典型壓水堆核電廠全廠斷電事故(SBO)后安全殼壓力的變化，沒有非能動的長期安全殼熱阱，考慮了安全殼及安全殼內(nèi)構(gòu)筑件的吸熱，開始一回路質(zhì)能釋放階段安全殼壓力快速升高，釋放結(jié)束后吸熱效應(yīng)導致壓力短期下降，長期階段安全殼壓力緩慢升高。

圖2 典型壓水堆SBO事故后安全殼壓力趨勢Fig.2 Containment pressure variation of SBO accident for typical PWR

排放卸壓功能主要是針對早期的快速升壓設(shè)計的，對于長期階段的緩慢升壓，考慮用安全殼頂部排熱手段冷凝降壓。利用水池顯熱冷凝(不區(qū)分排放冷凝與安全殼頂部排熱冷凝)水蒸氣，大致估算如下，安全殼壓力0.5MPa下大約有100t蒸汽，大約7t 30℃水可以冷凝1t 0.5MPa的蒸汽，冷凝100t蒸汽僅需700t水。如前所述，700t水無法完全淹沒穹頂，但從排放卸壓的角度看，千噸量級的水池容量已足夠滿足早期的排放卸壓要求。

封閉洞室的非能動卸壓效果：如果SBO事故后風機不能運行，非能動的安全殼排放也可以實現(xiàn)卸壓。洞室采用封閉承壓設(shè)計，且洞室剩余空間比較大，假設(shè)安全殼大氣存在放射性，不能直接向環(huán)境排放，不考慮安全殼頂部排熱，簡單估算如下：初始狀態(tài)安全壓力0.5MPa，不考慮氫氣等不可凝氣體，空氣分壓0.1MPa，安全殼外洞室的剩余空間有5萬m3，初始壓力0.1MPa，保守忽略空氣排放的溫度變化，經(jīng)過長期噴放后達到穩(wěn)態(tài)，最終壓力為0.167MPa。

2.2 安全殼過濾排放

地下核電站反應(yīng)堆廠房洞室外的天然地質(zhì)條件形成了裂變產(chǎn)物的第4道屏障，按照圖1的設(shè)計，在濕腔和干腔分別設(shè)置儀表監(jiān)測放射性，保留3、4道屏障之間的空間，包容并滯留放射性物質(zhì)，將有效防止放射性釋放。例如，監(jiān)測到干腔放射性異常增高，這可能是由于安全殼筒體泄漏流量增大引起的，啟動風機，維持安全殼外小流量再循環(huán)，保證安全殼外壓力高于安全殼內(nèi)壓，將終止無過濾的安全殼放射性泄漏，于是，濕腔放射性<干腔放射性<安全殼內(nèi)放射性，只有濕腔放射性低于一定標準后才考慮向外排放，下游設(shè)置金屬過濾器，進一步過濾氣溶膠等裂變產(chǎn)物。

當前系統(tǒng)設(shè)計強調(diào)監(jiān)測并緩解洞室放射性后果，這是與地面核電站安全殼過濾排放的主要不同之處。對地面核電站而言，安全殼過濾排放系統(tǒng)主要是為緩解嚴重事故工況下安全殼超壓或氫氣威脅而設(shè)置的，不考慮緩解放射性后果的功能。地面安全殼外不存在一個封閉空間用來監(jiān)測安全殼泄漏，等到場區(qū)或場外監(jiān)測點監(jiān)測到放射性時，嚴重事故后的安全殼泄漏已然對環(huán)境造成了不良影響。而對于地下核電站，監(jiān)測到洞室放射性之后，緩解放射性后果正是當前系統(tǒng)設(shè)計的功能之一。

嚴重事故后堆芯混凝土相互作用(MCCI)產(chǎn)生不可凝氣體，地面核電站的安全殼過濾排放系統(tǒng)主要是針對MCCI的不可凝氣體，其文丘里過濾器的水裝量往往在10m3以下的量級，完全不考慮蒸汽的冷凝。當前設(shè)計提供的水裝量可以保證過濾的安全性。參考以往的數(shù)據(jù)結(jié)果，文丘里過濾器和金屬濾網(wǎng)過濾器對于揮發(fā)性裂變產(chǎn)物和氣溶膠裂變產(chǎn)物的過濾效果都在99%以上。

二級PSA結(jié)果表明，安全殼旁通往往對于大量裂變產(chǎn)物釋放頻率(LRF)的貢獻最大，很多電廠甚至超過總值的50%，另外，安全殼內(nèi)堿溶液(碘中和作用)注入失敗的情況下，安全殼泄漏的LRF貢獻也非常大。對于不可隔離的蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂(SGTR)事故，本設(shè)計考慮了蒸汽排放的回流過濾，如圖1設(shè)計，阻止安全殼旁通導致放射性排放；對于安全殼泄漏，除上文措施外，如果監(jiān)測到濕腔放射性異常增高，可能是安全殼穹頂泄漏，可以考慮向水池重力補水實施穹頂?shù)耐耆蜎]。如果設(shè)計上無法實現(xiàn)完全淹沒，可以參考地面核電站預(yù)設(shè)文丘里水箱加強過濾。

2.3 安全殼頂部排熱

先進壓水堆如AP1000采用鋼制安全殼，安全殼外通過噴淋或自然循環(huán)冷卻安全殼。地下核電站也可以采用鋼制安全殼，利用重力補水易于實現(xiàn)的優(yōu)勢，如圖1所示，安全殼外設(shè)置水池，直接冷卻安全殼，特別是長期冷卻階段，排出安全殼的熱量。這樣的非能動設(shè)計不依賴于電源和泵的運行，系統(tǒng)可靠程度比較高。

排熱與卸壓之間相互關(guān)聯(lián)，排熱也冷凝水蒸氣降壓，卸壓排放時的質(zhì)能釋放也排出了熱量。排放卸壓可以快速降低安全殼壓力，但可能對洞室造成放射性污染。事故晚期，殼外冷卻水飽和或接近飽和狀態(tài)時，對排放氣體的冷凝效果非常有限。因此，當前設(shè)計考慮封閉安全殼，繼續(xù)用飽和水冷卻安全殼外壁，同時考慮向水池重力補水。不同于其他的非能動安全殼冷卻系統(tǒng)，當前設(shè)計在長期階段將水蒸氣直接排放出洞室，直接通過蒸汽排放帶出安全殼熱量，不考慮利用冷卻水密度差驅(qū)動自然循環(huán)。

換熱面積的初步論證：本文只針對長期階段的沸騰排熱開展初步論證，即，飽和水冷卻安全殼穹頂，常壓下蒸汽排放出洞室，假設(shè)安全殼設(shè)計壓力0.4MPa，安全殼蒸汽飽和溫度不能超過140℃，計算CUP600壓水堆事故后不同時間排出堆芯熱量所需的最小面積。

穩(wěn)態(tài)下熱量排出安全殼，安全殼內(nèi)大氣溫度經(jīng)過三個熱阻后降低至殼外冷卻水溫度，分別為：安全殼內(nèi)壁面蒸汽冷凝傳熱；安全殼外壁面沸騰；安全殼鋼板導熱。公式表述如下：

Q/S=h冷(t氣-t內(nèi))

(1)

Q/S=h沸(t外-t水)

(2)

Q/S=k(t內(nèi)-t外)/δ

(3)

式中:S，最小換熱面積，求解量；

t內(nèi)，安全殼內(nèi)壁面溫度，求解量；

t外，安全殼外壁面溫度，求解量；

t氣，安全殼內(nèi)大氣溫度，取臨界值140℃；

t水，常壓下飽和冷卻水溫度，100℃；

Q，衰變熱功率，取10MW或20MW；

δ，安全殼鋼板厚度，0.05m；

k，安全殼鋼板導熱系數(shù)，保守取定值，40W/m℃；

h冷，安全殼內(nèi)冷凝自然對流的換熱系數(shù)，取決于安全殼內(nèi)部的自然循環(huán)，概念設(shè)計階段安全殼的形狀、隔間等設(shè)計待定，參考AP1000鋼制安全殼的程序計算結(jié)果[1]，保守取1000W/m2℃；

h沸，安全殼外沸騰換熱的換熱系數(shù)，屬于大容器飽和核態(tài)沸騰換熱，應(yīng)用米海耶夫關(guān)系式[2]：h沸=0.1224(t外-t水)2.33p0.5，其中p為沸騰的絕對壓力，Pa。

按照上述穩(wěn)態(tài)假設(shè)解方程，結(jié)果如表1，安全殼內(nèi)0.4MPa飽和蒸汽，安全殼外常壓飽和沸騰傳熱，此時熱流密度限值Q/S為15.11KW/m2。

表1 安全殼頂部排熱的計算結(jié)果

事故后24h堆芯衰變熱大約10MW，只需淹沒5.68m的安全殼筒體外壁(不考慮穹頂面積1411m2)，就可以實現(xiàn)熱流密度低于限值，保證安全殼壓力不超過設(shè)計壓力，完全帶出衰變熱。所以，安全殼淹沒的帶熱能力很強。

上述粗略的計算只是安全殼頂部排熱的保守初步論證，事實上，安全殼內(nèi)設(shè)備及構(gòu)筑件的吸熱能力是不容忽視的，若不考慮其他安全殼熱阱，事故后堆芯熱量首先傳遞給殼內(nèi)的設(shè)備及構(gòu)筑件，事故早期階段向穹頂輸出的熱功率只是堆芯衰變熱功率的一部分。設(shè)計階段將考慮安全殼的詳細設(shè)計，針對具體事故序列，模擬安全殼內(nèi)自然循環(huán)[3]，開展詳細計算。

2.4 卸壓洞室

圖1的設(shè)計中沒有考慮卸壓洞室，利用地下洞室縱深方向比較長的特點，利用圖1中的濕腔執(zhí)行卸壓洞室功能，同時考慮安全殼外部的再循環(huán)。目前CUP600的設(shè)計中單獨設(shè)置卸壓洞室，如圖3所示，不考慮再循環(huán)回流。直接淹沒安全殼穹頂將帶來上方水的重力荷載問題，圖3中采用安全殼外的穹頂噴淋設(shè)計，類似AP1000設(shè)置相應(yīng)的流量控制、分流管線及噴淋管線。

圖3 卸壓洞室設(shè)計方案Fig.3 Schematic of depressurization cavern

2.5 小結(jié)

傳統(tǒng)電廠通常分別設(shè)計專門的安全系統(tǒng)實現(xiàn)卸壓、過濾、排熱功能，地下核電站安全殼再循環(huán)系統(tǒng)的基本設(shè)計理念是功能整合。核電站設(shè)置在地下，便于實現(xiàn)重力補水、自然循環(huán)等非能動設(shè)計，增設(shè)非能動系統(tǒng)的同時，盡可能將各安全功能整合在一起，簡化系統(tǒng)設(shè)計和布置。這需要安全分析、結(jié)構(gòu)力學、系統(tǒng)步驟、設(shè)備設(shè)計等專業(yè)相互溝通，充分交流，共同完成。

在功能整合的基礎(chǔ)上，未來具體的系統(tǒng)設(shè)計可能發(fā)生多種變化，一方面，系統(tǒng)設(shè)計需要滿足多專業(yè)的要求；另一方面，未來考慮系統(tǒng)的功能運行后還會有小改動，例如，圖1的回流再循環(huán)設(shè)計方案可以應(yīng)用于圖3，而圖3的文丘里過濾水池是封閉的，這種設(shè)計思想也可以應(yīng)用于圖1。

前文功能描述中簡單涉及系統(tǒng)運行，未來該系統(tǒng)可能存在多種運行方式，概括地講：應(yīng)結(jié)合4道屏障及其屏蔽空間的狀態(tài)實施不同的安全殼功能或功能的組合。各屏障的狀態(tài)，包括完好或失效，封閉或開放等等；屏蔽空間的狀態(tài)，包括一回路、安全殼空間、洞室空間的溫度、壓力、放射性等參數(shù)等等；監(jiān)測狀態(tài)和參數(shù)的基礎(chǔ)上依據(jù)狀態(tài)導向的操作規(guī)程實現(xiàn)三大安全功能，實現(xiàn)預(yù)防與緩解并重的先進安全理念。

3 結(jié)論

核電站建造于地下，洞室外的天然地質(zhì)條件形成第4道裂變產(chǎn)物屏障，安全殼再循環(huán)系統(tǒng)的主體部分設(shè)置在第3和第4道屏障之間，通過安全殼外的氣體再循環(huán)預(yù)防并緩解洞室的放射性污染。安全殼再循環(huán)系統(tǒng)同時兼顧卸壓和排熱功能，第1道屏障沒有損壞，即堆芯完好的情況下，維持第1、2、3道屏障的完整性。系統(tǒng)設(shè)計結(jié)合地下核電站的特點，體現(xiàn)了現(xiàn)代縱深防御理念的均衡特性。

本文簡要描述了地下核電站安全殼再循環(huán)系統(tǒng)的設(shè)計，強調(diào)該系統(tǒng)的非能動運行特征，概括論述了系統(tǒng)的主要功能：卸壓、過濾、排熱。通過簡單計算，對該系統(tǒng)的水池容量、換熱面積進行了初步論證，并得出初步結(jié)論：該系統(tǒng)充分發(fā)揮了地下核電站的兩大安全優(yōu)勢—重力補水和天然屏障，系統(tǒng)設(shè)計簡單，運行可靠，可以有效完成卸壓、過濾、排熱三大安全功能，是專門為地下核電站設(shè)計的安全系統(tǒng)。

[1] 葉成，鄭明光，等. AP1000鋼制安全殼厚度對傳熱性能的影響，核科學與技術(shù)，2014.3.

[2] 張學學，李桂馥.熱工基礎(chǔ)，北京：高等教育出版社，2000.9.

[3] 蔣孝蔚，余紅星，等. 非能動安全殼冷卻系統(tǒng)傳熱關(guān)系式研究，核動力工程，2014.2.

Preliminary Validation of the Containment Recirculation System for Underground Nuclear Power Plant

KONG Xiang-cheng, ZOU Zhi-qiang, WU Ling-jun, JIANG Xiao-wei, ZHANG Hang, LI Xiang

(Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory,Nuclear Power Institute of China, Chengdu, Sichuan Prov. 610213)

For underground nuclear reactor, the reactor building cavern exists as natural barrier outside the containment bounding the potential fission products. Inside the cavern and outside the containment, the containment recirculation system is designed to prevent and mitigate the fission product release, and maintain the integrity of containment. Considering passive operation, the system design integrates the safety functions of depressurization, filtration and heat removal, and makes the best of advantages of underground reactor: gravity water supply and natural fission product barrier. By simple calculations and analysis at preliminary phase, it is demonstrated that the system could successfully realize the three safety functions, and the system is very suitable for underground nuclear power plant.

Underground nuclear power plant; Recirculation; Passive operation; Containment heat sink

2017-03-11

孔翔程(1974—)，男，北京人，高工，核工程專業(yè)碩士，從事PSA與嚴重事故分析工作

TL48

A

0258-0918(2017)02-0287-06