蔡龙霆

摘要：在发生丧失冷却剂事故后，安注箱、堆芯补水箱、非能动余热导出热交换器将相继投用，最终机组将进入安全壳长期再循环。文章阐述了安全壳再循环滤网的历次改进，分析了安全壳再循环滤网的设计概况，列举了可能的碎片源，提出了首次装料前的踏勘注意事项，与EPR机组的ECCS滤网进行了比较，并陈述了总体结论。

关键词：非能动；安全壳再循环滤网；冷却剂事故；核电站；发电机组 文献标识码：A

中图分类号：TL364 文章编号：1009-2374（2015）28-0033-03 DOI：10.13535/j.cnki.11-4406/n.2015.28.016

1 LOCA事故后的基本过程与安全壳再循环滤网

根据AP1000设计，在核电机组发生LOCA事故（假定为大LOCA）后，非能动堆芯冷却系统（PXS）的安注箱（ACC）、堆芯补水箱（CMT）、非能动余热导出热交换器（PRHR HX）将相继投用（参见图1）；当堆内换料水箱（IRWST）内的液位到达低-3时，安全壳再循环爆破阀动作，安全壳内部将进入安全壳长期再循环阶段。在此阶段中，水源能否顺利冷却堆芯，需重点关注安全壳再循环滤网的功能是否能够顺利实现。

2 安全壳再循环滤网的改进及目前的设计概况

2.1 安全壳再循环滤网的变更与改进

安全壳再循环滤网及其相关的设备在此前的设计中进行过历次变更，主要包括扩大滤网面积，在两个单独的滤网中间设置隔离，将安全壳内设备的标签、铭牌等材料确定为不锈钢等。上述设计变更增加了安全壳再循环滤网的可靠性，进一步满足了相关设计标准，降低了安全壳内可能的碎片源，从总体上优化了安全壳再循环滤网的设计。

2.2 安全壳再循环滤网目前的设计概况

安全壳内有2个安全壳再循环滤网，均布置在蒸汽发生器（SG）下部的11202隔间，标高为83英尺（地下一层）。每个滤网都有60个滤芯，每个滤芯含有42个过滤囊，每个过滤囊的表面积为0.09m2，总表面积约为233.2m2。滤网是核C级设备，其设计满足抗震I类要求。滤网由拦污栅和细滤网组成。拦污栅防止大的杂质到达细滤网，折叠型的细滤网则防止大于1.6mm的杂质注入RCS内堵塞冷却通道。考虑到包络PXS和正常余热排除系统（RNS）泵的水流量，滤网能通过122～591m3/h的水。

安全壳再循环滤网上部有坚实的保护板（参见图2），能够防止非安全相关涂料失效产生的碎片直接掉入滤网附近水域。保护板布置在不高于滤网顶部0.381m的地方，并且向前方延伸至少2.718m、向侧面延伸至少2.13m。滤网底部高于地面0.61m，这可以防止高密度的碎片被水流沿着地面卷向滤网。

3 碎片源分析

除了压力容器的少数位置采用了非金属保温层外，三门核电一期工程安全壳内的主设备基本采用金属反射保温层（Reflected Metallic Insulation，简称RMI），因此在LOCA事故期间，虽然RMI可能受到喷射撞击，但不会产生纤维类碎片。RMI损坏后，产生的碎片主要是不锈钢薄片、板材。因为密度大，这些薄片和板材会快速沉降，不会输送到安全壳再循环滤网前。三门核电一期工程内的水流速度低，即使考虑了RNS泵的运行，滤网表面的水流速度（0.004m/s）也远远低于一般压水堆内水流的速度（0.034m/s），而且这些薄片和板材的有足够长的沉降时间，故不会堵塞滤网。因此，在发生LOCA事故后，无需考虑RMI产生的碎片。考虑到安全壳再循环滤网的布置（高于地面0.61m）以及涂层的材料（主要是无机锌和环氧树脂），预计安全壳内高密度、难剥离的涂层剥落不会导致滤网的堵塞。但在影响区域（Zone of Influence，简称ZOI）内，由于LOCA后的冲击与喷射，设备和管道的涂料可能会产生碎片。此外，考虑到安全壳内的填缝料、标识牌、标签、水泥渣、毛发、胶带等异物以及因淹没、浸泡发生化学反应而产生的化学沉淀，因此仍有一些可迁移的碎片源，主要包括全厂范围内的潜在碎片、ZOI内的涂料碎片、长期淹没后的化学沉淀（如压力容器的非金属保温层）等。

根据安全壳清洁大纲，潜在碎片的总量不大于59kg，其中潜在纤维总量不大于2.99kg，其他潜在碎片总量约为56kg；影响区域采用较为保守的估算（环氧树脂区域采用4D，无机锌区域采用10D，其中D为破口直径，远大于NEI 04-07 3-14中推荐值1.0的要求），ZOI总涂料颗粒碎片总量最多为31.75kg；30天内化学沉淀的总量最多为26kg。在此基础上，保守假定纤维碎片（2.99kg）、涂料颗粒碎片及其他潜在碎片（87.73kg）、化学沉淀（26kg）100%迁移到安全壳再循环滤网处，依然可以保证滤网的压差损失不超过1.72kPa，满足安全壳长期再循环的要求。

4 三门核电一期工程首次装料前安全壳再循环滤网的踏勘

为了响应国家核安全局的要求，三门核电一期工程已于2014年底启动了首次装料前安全壳长期再循环相关的踏勘方案、踏勘计划的制定工作。在此工作及后续的实际踏勘中，需关注以下两点：

4.1 做好所需文件与踏勘工具的准备

为了进一步确保安全壳再循环的可靠性，可以在安全壳清洁后对现场进行踏勘。在踏勘前，首先应熟悉安全壳再循环滤网与地坑的设计文件，包括滤网设计文件、历史碎片源文件、碎片迁移计算报告等，并审查建造和维修记录，确认外部异物已经排除。接下来，须准备相关工具，包括安全壳内的布置图、管道图、脚手架、皮尺、探针、手电筒、数码相机、无损磁力测微计、取样刀、记号笔等。在进入现场后，可顺着流道，对保温材料、安全壳内涂层材料、污垢以及异物进行重点踏勘取样，尤应关注堵塞点、滞留区，做好相应的标识。

4.2 关注碎片源，及时清理碎片

三门核电一期工程的安全壳内，产生碎片的材料主要由全厂范围内的潜在碎片、ZOI的涂料碎片、长期淹没后的化学沉淀等构成。对于全厂范围内的潜在碎片，应重点关注安全壳内的标识牌、纸屑、毛发、衣物线头、塑料皮等；对于ZOI内的涂料碎片，应该重点关注安全壳内的管道、设备上的油漆涂层以及钢制安全壳的环氧树脂与无机锌涂层；对于长期淹没后的化学沉淀，可以关注压力容器非金属保温层的状态、pH值调节篮内磷酸三钠的情况、安全壳水淹水位以下的涂料性状以及其他相关的化学物品。由于三门核电一期工程的安全壳长期再循环过程中不需要依靠应急堆芯冷却泵，因此无需考虑因为安全壳再循环滤网堵塞带来的应急堆芯冷却泵的压头损失，但如果滤网发生阻塞，会导致再循环水流非常小，这将影响长期再循环的安全。因此，如果在附近或影响区域内有污垢、异物，须注意在合适的时间窗口及时清理。

5 与EPR应急堆芯冷却系统（ECCS）滤网的比较

在主要设备、管道上尽量采用RMI以减少纤维类碎片的产生，这一点上EPR和AP1000有着相通之处。改进的滤网可以采用能动（如反冲洗、动力驱动等）或非能动的方法来减轻碎片堵塞的影响。在EPR的设计中，其应急堆芯冷却的功能是通过围堰、拦污架、承重底板、滞留篮、IRWST、ECCS滤网、反冲洗泵和相关管线（参见图3）来实现的。当EPR机组发生事故后，安全壳内的碎片首先会被围堰和拦污架拦截、过滤，再经过承重底板进入滞留篮，大部分的碎片会被滞留篮截住；当滞留篮装满碎片后，碎片会进入IRWST，并被滤网进一步过滤；若滤网发生堵塞，反冲洗泵可以对滤网进行反冲洗，减轻碎片堵塞带来的压差。反冲洗水流可能会对正常水流造成一定影响，在运行时须密切关注。

通过上述资料，可以看到EPR的设计更侧重一系列的纵深防御，AP1000则侧重用简洁的非能动设备达到多重效果。2011年3月11日，因遭遇了9级地震和海啸，日本福岛第一核电站6台机组均严重受损。在地震和海啸之后，电站丧失厂外电源，冷却水系统被损坏，其全部6台机组的堆芯冷却都遇到了困难。由于海水淹没了配电设备，堆芯冷却的恢复也受到了海啸的严重阻碍。从此事故中可以了解到，福岛第一核电站丧失电源导致了应急堆芯冷却泵无法正常使用，而配电设备的无法恢复导致应急堆芯冷却泵难以维修。对于必须依靠能动设备才能建立起有效的安全壳再循环的反应堆（如EPR等）而言，在事故工况下无法投用应急堆芯冷却泵即意味着安全壳再循环无法建立，也意味着堆芯冷却面临极大的威胁与挑战。但对于三门核电一期工程而言，仅需保证安全壳再循环滤网的可用性即可建立自然循环，这显然是其一个重要优势。

6 结语

AP1000的安全壳再循环滤网设计在防止LOCA事故后的滤网堵塞方面已经做了很大改进，主要表现为：（1）提供较长的沉降时间、较深的淹没水位和较小的再循环流量、流速以改善碎片沉降；（2）采用褶皱型滤网以增加滤网表面积；（3）滤网的布置高于楼面，且正上方、侧翼有保护板；（4）安全壳内主要设备、管道均采用RMI，从而避免了纤维类碎片的产生；（5）无需安全壳自动喷淋；（6）无需应急堆芯冷却泵；（7）在安全壳内使用高密度涂料，如无机锌和环氧树脂。

经过分析AP1000安全壳再循环滤网的效果（包括其参数、布置、设计标准等）与碎片源（包括全厂范围内的潜在碎片、ZOI内的涂料碎片、长期淹没后的化学沉淀），并与EPR的ECCS滤网进行比较，可以看到三门核电一期工程的滤网确实有着较高的可靠性，保障安全壳长期再循环的效果显著，设计优点也十分突出。

参考文献

[1] 三门核电有限公司.三门核电一期工程1&2号机组最终安全分析报告[R].2012.

[2] 李春，等.压水堆核电厂安全壳内碎片源的踏勘方法介绍[J].核安全，2010，（2）.

[3] 刘宇，等.核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题的机理分析[J].核安全，2008，（3）.

[4] 刘宇，等.核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题的纠正措施研究[J].核安全，2008，（4）.

[5] 李春，等.先进压水堆核电厂安全壳地坑滤网设计[J].核安全，2012，（1）.

（责任编辑：周 琼）