张堃

(中核集团三门核电有限公司,浙江三门 317112)

AP1000非能动安全特性与传统压水堆的事故响应对比

张堃

(中核集团三门核电有限公司,浙江三门 317112)

AP1000采用了比传统压水堆更为先进的非能动安全设计理念。本文着重阐述了非能动技术在三门核电专设安全设施中的应用,以设计基准的LOCA事故为例,与传统核电站的事故响应进行比较,直观展现非能动技术在保障电厂安全方面的优越性。

AP1000 非能动专设安全设施 LOCA

1 AP1000安全系统的非能动设计理念

AP1000是具有代表性的全球第三代核电压水堆型，最具特色的是其安全系统的非能动设计理念。

对于传统核电厂来说，专设安全设施主要包括安全注射系统、停堆冷却系统、安全壳喷淋系统、安全壳消氢系统、辅助给水系统、安全壳隔离系统等。另外，大多数专设安全设施的运行需要厂用水系统、设冷水系统、设备间通风等安全辅助系统的支持，而安全相关系统中的许多设备，如泵、风机、电加热器等的运行又都需要安全级的交流电源提供动力电源。

一般情况下，这些安全相关系统的电源可从厂外电源、厂内发电机以及应急柴油发电机获得，但如果发生了日本福岛核事故这样的包括应急柴油发电机失效在内的丧失全厂交流电源事故，除了安注箱系统(中压安注系统)可使用外，其它能动的专设安全系统和安全辅助系统均处于不可用状态。尽管有柴油机辅助给水泵作为最后的手段向蒸发器供水，通过蒸发器大气释放阀的排汽，使主冷却剂进行自然循环冷却，但因为停冷系统不可运行，电厂的最终状态也只能维持在中间停堆状态，堆芯冷却仍然存在潜在威胁，安全性仍存在一定风险。

而AP1000的专设安全设施最大限度的采用加压气体、重力流、自然循环流以及对流等自然驱动力，而不是泵、风机或柴油发电机等能动部件。在发生设计基准事故之后，即使在72小时内无操纵员行动、无厂内外交流电源、无厂用水和设冷水、无通风供暖空调(HVAC)等安全辅助系统的支持，也能自动的建立和维持堆芯冷却，保持安全壳的完整性。AP1000保护和安全监测系统以及非能动安全系统的电源均由1E级直流电和UPS系统(IDS)供电，事故状态下可以仅凭蓄电池就能完成反应堆保护停堆和专设保护动作。

AP1000的专设安全设施只采用少量阀门连接，大多数阀门尽量设计成失去电源或压空时，自动处于执行安全功能时所需的状态，如气动阀一般为失效开，电动阀一般为常开并在失效后保持原位。对于安全壳系统(CNS)来说，发生事故时主要以执行安全壳隔离为安全功能，因此大多数贯穿件的阀门常闭，一些常开的阀门也尽量设计成失效时关闭。另外，即便执行安全功能的少部分阀门在事故后接到触发信号时需要1E级直流供电来改变状态，反应堆保护和安全监测系统(PMS)也会保证其在蓄电池电量耗尽之前完成安全动作。

2 AP1000主要的非能动技术应用

2.1 非能动的堆芯余热排出

事故状态下，若通过蒸汽发生器排出堆芯衰变热的能力丧失时，非能动余热排出系统自动动作，为反应堆冷却剂系统提供冷却。非能动余热排出热交换器(PRHR HX)布置在安全壳内换料水箱(IRWST)内，以水箱中的水作为冷源，入口通过一个常开的电动阀与主系统(RCS)的I环热段相连，出口管线经两个并联的常关气动阀后与蒸发器一次侧低温段相连。一旦产生触发信号，出口管路的气动阀自动打开，高温高压的冷却剂从堆芯带走热量进入PRHR HX，经IRWST冷却后进入蒸发器，然后通过RCS冷段回到堆芯进行自然循环冷却。

IRWST内拥有足够容量的硼水，PRHR HX投运约2小时后，IRWST内的硼水开始沸腾。水蒸汽在钢制安全壳的内表面放热凝结成水，依靠重力沿安全壳内壁滑下，经固定在钢质安全壳内表面的环形集水槽收集后流回IRWST。PRHR HX在非能动安全壳冷却系统(PCS)的协助下，在闭式环路运行模式时可以无限期的以这种非能动的方式排出堆芯衰变热。

2.2 非能动的堆芯安全注入

当发生LOCA事故时，安注子系统的各部分在接到触发信号后依次动作，在安注的不同阶段提供足够的硼水给RCS用来冷却堆芯，保证其足够的次临界度，从而缓解事故影响。安注子系统的主要水源有：两台堆芯补水箱(CMT)、两台安注箱(ACC)、IRWST以及安全壳地坑。

每台CMT入口通过压力平衡管与RCS的冷段直接相连，CMT的出口管路通过压力容器直接注入管线与压力容器相连。CMT下部出口管线上有两只并联常关的气动隔离阀，接到触发信号后自动打开，在一段较长的持续时间内依靠自然循环提供一个相对高的注入流量。

每台ACC箱体内装有低温浓硼水，上部由压缩氮气加压至约4.8MPa，下部出口管线串联一个常开的电动阀和两个止回阀，通过压力容器的直接注射管与RCS系统隔离。当发生一回路LOCA，RCS压力下降至低于ACC内压缩氮气的压力时，压差会自动把止回阀顶开，利用箱内压缩氮气的储能，可在有限的几分钟内提供非常高的非能动快速注射。

IRWST底部水平标高在于RCS主管道之上，底部有两条出口管路，每条管路上均装有常开的电动阀，并通过并联的止回阀和爆破阀与反应堆压力容器直接注射管相连。爆破阀接到触发信号后打开，只要RCS系统充分卸压，IRWST内的硼水就可不依靠任何外界能动的驱动力，只在重力作用下以非能动的方式提供更长期的较低流量的安全注入。

RCS系统内的冷却剂以及前三阶段安全注入的硼水会随一回路开口流出，汇集在安全壳再循环地坑中，当地坑的水量升高到足以进行安全壳再循环的高度时开始再循环阶段注入。再循环管线从地坑吸水，出口通过直接注入管线与压力容器相连，地坑的淹没水位高于堆芯，使得再循环阶段的堆芯冷却依靠自然循环的方式长期维持。

另外，AP1000设置了自动卸压系统(ADS)，根据事故发展的不同阶段，先后自动触发其管线上的电动阀或爆破阀，将冷却剂排向IRWST或蒸发器隔间，从而使RCS快速卸压，让不同的安注水源对堆芯进行非能动的安全注入、冷却、硼化，保障堆芯安全。

2.3 非能动的安全壳内pH控制

如果发生严重事故时堆芯损坏，RCS中的放射性裂变产物会随着冷却剂的泄漏而释放到安全壳内，这中间主要是放射性碘。大量的非气态气载活性物质将最终沉降在安全壳地坑溶液中，其去除通过自然过程(沉降、离子扩散、热迁移)完成。安全壳内的pH控制子系统包含4个装有磷酸三钠(TSP)的pH控制篮筐，布置在事故后安全壳的最小淹没水位以下，当安全壳地坑的水位达到篮筐高度时，TSP即能非能动的溶解于水中，控制再循环水的pH值在7.0~9.5的范围内。该化学特性能有效减少在安全壳地坑内辐照分解产生的元素碘，从而减少有机碘的水溶性产物含量，最终减少安全壳内的气载放射性碘和厂外剂量。

2.4 非能动的安全壳冷却系统(PCS)

在LOCA事故发生后，释放到安全壳产生的热量主要有：堆芯衰变热、堆芯贮存热、RCS流体和金属贮存的能量、IRWST和CMT以及ACC内贮存的能量、锆-水反应放出的热量等。这些能量最终会通过RCS的开口以及IRWST和安全壳地坑中水的蒸发，弥散至安全壳内部空间，导致安全壳压力和温度升高。

PCS系统接到如安全壳压力高-2这样的触发信号后，打开冷却水储存箱出口三条并联管线上的阀门，使安全壳顶部冷却水储存箱的水均匀的流向钢制安全壳外表面，带走安全壳内热量，降低安全壳内的温度和压力。随着事故的发展，释放到安全壳内的热量会逐渐减少，冷却水箱内设置了4个不同高度的出口管，可以使冷却水箱在水位下降的过程中，所提供的冷却水流量也随之非能动的减少。在事故后阶段，如果由于一些原因导致安全壳冷却水箱没有得到厂内或厂外水源的补水，空气也一直能对安全壳进行无限期的非能动冷却。

2.5 安全壳氢气控制系统(VLS)

LOCA事故后，安全壳内积聚的氢气主要源自于锆燃料包壳与水反应、RCS冷却剂内溶解的氢气、水的辐照分解以及结构材料的腐蚀等，VLS系统可把安全壳内氢气浓度限制在可燃浓度之下，防止氢气爆炸，保证不会危及安全壳的完整性。

VLS由氢气浓度监测、氢气复合和氢气点火三个子系统组成，其非能动特性主要体现在氢气复合子系统中。氢气复合子系统由两台安全相关的非能动催化复合器(PAR)组成，PARs在催化剂的作用下，即使温度低于0℃，只要氢气和氧气暴露在催化金属下，PARs便可立即自动的产生复合反应生成水。在设计基准的LOCA事故下，只需要一套氢气复合子系统足以维持氢气浓度低于4%的可燃限值；事故后阶段，氢气复合子系统可以长期非能动的运行，使安全壳内的氢气浓度最终接近0.3%。

3 传统压水堆在LOCA事故的响应

作为对比的某传统压水堆，在冷段发生LOCA事故时，稳压器的压力快速下降引发停堆。当压力继续下降到设定值时产生安注信号，停主泵、启动应急柴油发电机，并按照安注带载的程序，先后启动安全母线上的硼酸驳运泵、离心上充泵、高压安注泵、停冷泵、设冷泵、辅助给水泵、海水泵、冷冻水输送泵、氢气混合风机等能动设备。

一般在安注发生时，首先会通过离心上充泵和硼酸驳运泵，将硼酸贮存箱内的高浓硼水和安全壳外的换料水箱中的硼水注入主系统冷段。随着RCS系统压力的降低，再通过高压安注泵将换料水箱内的硼水注入主系统冷段。当系统压力继续降低到设定数值时，安注箱内的高压硼水会顶开逆止阀向堆芯注入。随着RCS压力继续降低，通过低压安注泵(停冷泵)从换料水箱吸水注入堆芯冷段。

当换料水箱液位达到低-低液位，操纵员根据情况将再循环工况选择开关置“投入”位置，发出安注再循环信号，安注系统从直接注射阶段转到冷段再循环阶段。高压安注泵改从低压安注泵的出口吸水，并注射到主系统冷段。低压安注泵从安全壳再循环地坑中吸水，并排至高压安注泵入口以及主系统冷段。

事故24小时后，操作员可手动建立交替再循环阶段，以保证堆芯硼浓度维持在低于可溶极限，在这个阶段，通过依次反复开关高压安注泵出口到主系统的冷段和热段隔离阀来改变注射流向。系统在此阶段维持一个较长的时间，直到主系统压力低于低压安注泵的压头，此时高压安注泵停泵，低压安注泵(停冷泵)继续提供冷却以达到冷停堆。

在事故发展的过程中，释放到安全壳内的热量越来越多，安全壳压力升高至设定值时，需要用喷淋泵从换料水箱吸水喷入安全壳大气，以实现安全壳的降温降压。当换料水箱水位低至设定值时，操纵员手动切换进入喷淋再循环阶段，喷淋泵改从安全壳再循环地坑吸水。为了将安全壳内积聚的热量导出，在喷淋再循环阶段还需要手动操作以借用停冷系统的热交换器，通过设冷系统和一回路海水系统，将热量传至最终热阱——海水。在喷淋再循环阶段，喷淋系统是带走安全壳内热量的唯一途径。喷淋再循环结束后还需将热交换器手动切回至停冷系统，投切停冷热交换器的时候，需要手动调节流量，防止热冲击。

随着由一回路破口进入安全壳内的放射性物质的增多，当安全壳高高压与安全壳内γ高高符合时，会自动在喷淋水中加入NaOH以除去放射性气溶胶。但再循环阶段时要手动关小NaOH的流量控制阀，以减少对设备的苛性腐蚀。

随着安全壳内的氢气聚集，氢气混合风机启动，防止氢气在安全壳内局部区域的浓集。消氢风机从安全壳不同位置的进风管吸入气体，氢气测量系统间断投入运行测量氢气含量。气体穿过安全壳进入辅助厂房消氢设备室，用空气洗涤器去除可溶性放射性微尘以及悬浮杂质，再通过消氢风机把洗涤出来的气体加压送出。只有当测量的氢气浓度大于1.5%时，才投入消氢器。在消氢器内，气体由电加热器加热后进入催化床，在金属钯催化剂的作用下进行氢氧合成水的反应。由于反应生成的水蒸汽温度非常高，必须再经由设冷水冷却的空气冷却器，将温度降至低于50℃后才能送回安全壳，以此达到消氢的目的。

4 结语

传统的核电厂在发生如LOCA这样的设计基准事故时，为了实现堆芯的安全注入、应急冷却和安全壳长期再循环，需要使用能动设备(如各种泵)提供注入压头。安全壳的冷却和安全壳内放射性的控制需要通过安全壳内能动的喷淋系统来完成。安全壳内氢气的消除更是需要风机、电加热器、空气冷却器等一系列的能动设备支持。停堆后堆芯余热以及安全壳内热量的排出均需要通风、设冷水、一回路海水等安全支持系统的能动设备。不但系统复杂，且必须有安全级的交流电源驱动，事故发生时的应急运行对操纵员的依赖很大。

与此相比，AP1000堆型在发生上述事故时，甚至可以不用考虑操纵员在72小时内所作的缓解事故的动作，电厂也能自动停堆并维持在安全状态。所有专设安全设施的动作可以不依赖泵、风机、电加热器等交流电驱动的能动设备参与，堆芯应急冷却、安全壳内的pH控制、放射性控制以及氢气浓度的控制均可自行完成。事故后安全壳内的热量可通过硼水蒸发、对流、冷凝等非能动方式，传递给安全壳冷却系统保护下的钢制安全壳，而非能动的安全壳冷却系统同样不需要交流电驱动的能动设备即可对安全壳实施冷却。这种贯彻始终的非能动设计思想与传统核电厂相比，有着明显的改进，能够有效的降低设备故障和人为失误导致事故后果扩大的可能，很大程度上提高电厂的安全系数，能够有力的保障事故后安全壳的完整性，大大降低了放射性物质泄漏到周围环境的概率。

可以看出，AP1000的非能动安全技术在减少电厂安全设备、简化事故运行操作、保障电厂安全、缓解事故后果、减少放射性物质泄漏风险等方面，的确有着巨大的进步。

[1]Luis Echavarri. AP1000先进非能动型核电厂总体介绍,《核电》AP1000先进核电技术专刊,2005.7,P1.