AP1000核电厂的安全壳设计.docx
《AP1000核电厂的安全壳设计.docx》由会员分享，可在线阅读，更多相关《AP1000核电厂的安全壳设计.docx（10页珍藏版）》请在冰豆网上搜索。
AP1000核电厂的安全壳设计
核电厂的安全壳设计
1引言
为了在电厂简化、安全性、可靠性、投资保护和电厂成本方面提供重大的、可度量的改进,AP1000采用非能动安全系统。
安全壳是实现上述改进的一个关键设施。
它不仅提供了防止裂变产物释放的高度完整、低泄漏率的屏障，其表面还承担将安全壳空气中的热量排到大气中去的传热功能。
安全壳内部结构连同非能动堆芯冷却系统（PXS）和严重事故缓解设施一起设计。
本文介绍了API000安全壳容器设计、建造、事故后特征和严重事故性能。
此外，本文也讨论了放射性释放模式，假设条件以及安全壳短期和长期性能。
2AP1000安全壳设计概述
AP1000安全壳是一个自由直立的圆柱形钢制容器，带有椭球形的上封头和下封头。
钢制安全壳容器被完全包容在一个混凝土屏蔽体中，该厂房提供了对外部危害（如飞射物）的防护，并限制中子、γ射线、散射照射对电厂工作人员和公众的辐照。
如图l所示，API000设计保留了和AP600相同的直径，但其高度比AP600增加了7.8m，从而增加了自由空间。
此外，与AP600相比，AP1000通过增加容器壁的厚度和使用SA738型B级材料提高了安全壳的设计压力。
AP1000安全壳容器的一些重要参数与AP600的比较见表l。
如表中所示，圆柱形容器大部分的钢壁标称厚度是4.445cm，局部位置较厚，如设备闸门处。
最低一层圈柱形壳体的壁厚增加到4.762cm，以便为预埋件过渡段中的腐蚀情况留有裕度。
封头是椭球形的，厚度为4.127cm，主直径为39.624m，而高度为11.468m。
安全壳容器由5个主要结构模块组装建造而成，每个模块都由预先成型的、喷好漆的钢板制成。
为了进一步减少安全壳内的组装活动，这些模块包含环形加强筋、吊环梁、设备闸门、人员空气闸门、贯穿件组件和其它附件，其中包括非能动安全壳冷却系统（PCS）空气挡板的支撑和水分配溢流口的固定板。
安全壳容器的设计使其能支撑环吊及其载荷，并考虑了蒸汽发生器的更换。
表1AP1000/AP600安全壳参数比较
参数
AP600
AP1000
钢壳体标称厚度
4.13cm（1.625英寸）
4.44cm（1.75英寸）
总自由体积
48140m3
58615m3
设计压力
3.1bar（45psig）
4.07bar（59psig）
材料
A537型2级
SA738型B级
直径
39.6m（130英尺）
39.6m（130英尺）
总高度
57.8m
65.6m
现场组装模块
5个:
上下封头+3个环
5个:
上下封头+3个环
封头（穹顶）
600t
600t
顶环
3板层最重的吊车（658t）包括吊环梁
3板层最重的吊车（700t）包括吊环梁
中环
3板层
4板层
下环
3板层
4板层
2.1设备和人员闸门
安全壳有2个设备闸门，其内径为4.877m。
1个设备闸门在操作平台高度，标高为41.5m，另1个在标高32.9m处，它可以使设备从路线通道进入安全壳。
设备闸门由带有球形凸向的圆柱形套管拴接在安全壳容器内侧的压力密封的盘形封头组成。
2个设备闸门中的每1个都带有1台电动绞车和1个自备电源，自备电源可以从其存放位置移动闸门并安装在闸门通道中。
人员空气闸门有2个，它们分别置于2个设备闸门附近。
每个空气闸门有2个串列布置的门，这2个门在机械上联锁，以防止2个门同时打开，在1个门打开之前，另1个门完全关闭。
可以使用专门的工具和规程将联锁旁路。
设备闸门的设计能使安全壳内部升高的压力作用在闸门的球形凸面上，而封头处于承压状态。
通过1个环形空间为每个闸门提供双重密封，该环形空间能承接密封泄漏试验的压力。
设备闸门和空气闸门的通道周围是钢制圆柱体，该通道通过屏蔽厂房从安全壳容器径向延伸到辅助厂房，安全壳容器支撑这些闸门组件。
2.2贯穿件
机械贯穿件包括燃料输送贯穿件和机械管道贯穿件。
这些贯穿件的总体设计特点与它们的工作状态相一致。
例如，主蒸汽管道和给水管道包含有尽量减小作用于安全壳容器管道载荷的波动管，以及保护波动管并防止刚好在压力容器外面发生管道破裂时使安全壳环形空间过度升压的保护管道。
较小的启动给水和蒸汽发生器排污管线贯穿件不要求装波纹管，但要求包含保护管道。
典型的管道贯穿件使用1个与工艺管道连在一起的波纹端头，它被焊接到安全壳贯穿件套管上，焊缝对于在役检查是可达的。
燃料输送管焊接到贯穿件套管上，而安全壳边界是在换料通道端处有双垫圈的盲板。
膨胀波纹管提供换料操作期间的水密封，并调节安全壳容器、安全壳内部结构和换料厂房之间的移动差。
电气贯穿件一般通过直径为305mm或457mm的安全壳接管，而且这些贯穿件要安装得便于进行泄漏试验。
3建造
安全壳容器由3.65m×11.58m、预先成型的、喷好漆的钢板建成，这些钢板焊在一起制成5个大的结构模块:
下封头，3个圆柱段和上封头。
这些结构模块在靠近核电厂核岛区的3个组装区制造。
多个组装区使得可以在3个模块上同时进行工作。
当模块制成时，将用重型起重机（如lampson1500起重机）将每个安全壳模块吊起送到它的最终位置。
安全壳容器封头和3个圆柱环在堆厂房外现场组装具有总体上的优点，因为许多关键路径上的活动能不受干扰地同时进行。
每个结构模块都安装好附件、闸门、桥型远道、管道、孔道、支撑，甚至钢筋和模板，因而减少了在拥挤的安全壳区域内的活动。
其它的优点包括:
a.材料和设备的吊装搬运都在地面上进行;
b.工作站是固定的，并且很容易提供许多必要的对恶劣天气的防护;
c.大大改善了工作的进出通道和支持设施;
d.总体上减少了人力、施工时间和成本。
美国和日本的建造公司已经审查了安全壳的制造设计，并且已经确认安全壳容器的建造能较好地满足经论证的制造经验。
安全壳容器高度的增加影响很小，因为没有增加结构模块数量，最重的安全壳模块也没有大的改变。
容器圆柱段上部环形段保留了3板层和环吊支撑（700t）oAP1000要求现场组装焊缝数与AP600相比没有变化，都要求4个环状焊缝以连接5个结构模块。
增加钢板厚度和用SA738钢代替SA537钢对焊接性能没有明显影响。
现在，SA738是建造商日常使用的常规材料。
4事故后的性能
AP1000安全壳的设计能包容任何假想的设计基准事件，包括反应堆冷却剂系统环路管道或主蒸汽管道发生双端剪切断裂时释放的质量和能量，并且不超过其设计压力。
此外，钢制安全壳体与非能动安全壳冷却系统一起发生作用，能在事故后限制和迅速降低安全壳的温度和压力。
该传热功能也能降低安全壳大气中的裂变产物浓度，而安全壳的钢壳及其贯穿件的高度完整性也阻挡了裂变产物向环境的释放。
4.1降低压力和温度
在假想的设计基准事件以后，由于大量的质量和能量释放到安全壳自由空间中，使得安全壳的压力和温度迅速增加。
钢制安全壳壳体被安全壳大气加热，通过冷凝蒸汽从安全壳大气移出热能，并将热能传送到安全壳外表面的PCS冷却流体中（水和空气）。
因此，在事故后以及其它设计基准和停堆事件后，带有PCS系统的安全壳起着安全相关的最终热阱作用。
对于AP1000，最严重的安全壳压力设计基准事故是假想的冷段双端剪切断裂（DECLG）。
对于这个事故，计算得到的安全壳峰值压力是3.99bar（57.8psig），它出现在始发事件后的23min。
通过安全壳壳体的传热也有效而迅速地降低安全壳内的压力和温度。
正如图2和图3所示，安全壳压力在5.5h内降低到约1.65bar（24psig）。
在24h时安全壳压力约为1.52bar（22psig），而安全壳温度是104℃。
安全壳内大气和外部环境压力差的迅速减小将有助于限制放射性物质向环境的释放，因为这时裂变产物从安全壳向外部环境泄漏的驱动力迅速减小。
要指出的是，图2和图3描述了安全分析评估的结果。
最大安全壳压力的计算中考虑了较大的保守性，其中包括:
a.保守假设的高衰变热水平；
b.保守假设的安全壳内低热阱；
c.保守假设的安全壳内表面和外表面上的低热传输；
d.保守假设的安全壳外部的PCS低的水流量和淋湿面积；
e.不考虑安全壳外冷却水的热去除作用；
f.假定外部水和空气温度保持在它们的最大的安全允许值不变:
g.保守假设RCS大的质量和能量释放。
在事故后的长期阶段（几天后），安全壳压力将随着衰变热的减少而降低。
安全壳和安全壳内的安全设备在这些条件下运行将不存在问题。
表2给出了几个最严重的设计基准事故安全分析的概要结果。
通常事故后，即使大LOCA事故后，释放到安全壳中的放射性剂量微乎其微。
然而，如果发生如PRA所考虑的多重失效，则有可能使堆芯损坏，以致有相当多的放射性释放到安全壳中。
在这种情况下，希望安全壳的压力降低到接近环境大气压力。
因为这种情况对应于一个PRA系列，因此现实的分析假设是适合的。
类似预计的长期安全壳的压力也应用现实假设进行了计算，见表3。
如果冷却水流量在72h增加到PCS最小流量22.7m3/h以上，也能够达到较低的压力。
这些低压力和低温度与在堆芯熔化事故后将电厂带到安全、稳定状态的目标是一致的。
表2最严重设计基准事故下安全壳压力变化概要结果
设计基准事故
在安全假设下的安全壳压力
时间
冷段双端剪切断裂
3.99bar（57.8psig）
1.65bar（24psig）
1.52bar（22psig）
23min
5.5h
24h
热段双端剪切断裂
3.45bar（50.0psig）
-
主蒸汽管道双端断裂30%功率，MSIV失效
3.95bar（57.3psig）
-
主蒸汽管道双端断裂101%功率，MSIV失效
3.70bar（53.7psig）
-
表3双端剪切断裂LOCA后预计的安全壳压力变化
设计基准事件
最佳估算的安全壳压力
时间
冷段双端剪切断裂
待确定
待确定
6h
待确定
24h
0.50bar（7.3psig）
7d
0.38bar（5.5psig）
14d
0.30bar（4.4psig）
25d
同时需要指出的是，有几个非安全设施可用来进一步降低安全壳的压力和温度。
这些系统包括正常余热排出系统和安全壳风机冷却器。
因为这些设施不是安全相关设施，因此在设计基准安全分析中它们并没有被考虑。
AP1000安全壳设计和PCS设计有几项显著的优点，包括:
a.安全壳冷却与堆芯冷却是相互独立的，因此不会发生可能引起堆芯熔化的共模失效；
b.安全壳冷却更加可靠。
PCS触发仅仅需要打开3个触发阀门中的1个，3个阀门中的2个是故障开启的气动阀，而另一个是电动阀。
该设计提供了3重冗余性和2种多样性；
c.几种备用水掘通过管道供安全壳使用，包括除盐水和消防水。
一些临时水源，如消防车，也能方便地连接到安全壳；
d.PCS仅仅通过空气冷却就能提供足够的热量排出能力，这可以防止安全壳超压事故，进一步降低放射性大量释放的可能性；
e.电厂设计大大简化，因为PCS运行不依靠复杂的电源网络（交流或直流）、冷却水系统或HVAC系统；
f.与应用安全壳喷淋系统和安全壳外水循环系统冷却安全壳以缓解严重事故的核电厂相比，AP1000放射性释放到环境的可能性大大降低。
这也是为什么EUR不允许严重事故工况下安全壳水在安全壳外循环的原因。
4.2事故后泄漏控制
设计基准剂量计算假定在事故期间从AP1000安全壳的泄漏率保持在最大安全允许的泄漏率值0.1%/d不变。
为了计算主控室和厂外的设计基准剂量，该泄漏假定直接进入环境大气。
这些假设是很保守的，因为:
a.安全壳壳体具有高度的完整性，坚固的钢容器有4.44cm厚。
连接钢板的焊缝按ASME要求检查，保证其没有泄漏；
b.尽量减少了通过贯穿件泄漏的可能性。
AP1000的贯穿件比采用能动安全设施和轴密封泵的核电厂少得多（约50%）。
此外，根据运行经验仔细选择了隔离间。
最后，AP1000使用少很多的安全壳HVAC吹扫管线和高度完整性的隔离阀，减少了泄漏的机会。
在现役核电厂中，吹扫管线的泄漏已成为一个问题；
c.非能动安全壳冷却系统的空气冷却仅仅用于安全壳操作平台标高以上的部分，这一段没有能直接泄漏到大气的贯穿件。
在操作平台以上有2个贯穿件：
1个是设备闸门，另l个是人员闸门。
这2个闸门被包容在焊接到安全壳上的钢制圆柱体中并延伸到辅助厂房。
从这些圆柱体的任何泄漏都通过这些闸门直接进入辅助厂房，而防止其直接进入大气；
d.其它的所有安全壳贯穿件都位于操作平台的下面。
这部分安全壳环形空间与环境大气密封。
这样，安全壳的任何放射性泄漏将首先进入辅助厂房；
e.正常情况下，辅助厂房HVAC系统是运行的，并且可以减少放射性向大气的释放。
但是，该系统不是安全相关系统，安全许可证申请时并未考虑它们的功能。
即使不考虑HVAC的运行，辅助厂房通过提供滞留衰变和吸收放射性物质表面也能有效降低放射性的释放。
因此，与AP1000许可证申请文件的报告相比，由于在这些文件中没有考虑上述的衰变和放射性排除功能，实际的主控室和厂外的剂量将有所降低。
因为在不考虑辅助厂房非安全相关的HVAC运行的情况下，这种衰变功能和放射性排除功能仍然存在。
f.在不到6h内，安全壳的压力降低到约4ο%设计压力，实际上在技术上可以证明这时安全壳的泄漏率相应减小。
然而，进行AP1000剂量估算时，事故后24h内使用的是设计基准泄漏率。
4.3机械掘项和剂量估算
对于设计基准剂量计算，AP1000应用基于风险重要PRA堆芯熔化系列的机械源项。
该源项假设腆的形态中有较高份额的粒子腆。
非能动安全壳冷却系统的运行增强了放射性自然排除机理，从而迅速降低了该源项释放后安全壳中的放射性水平。
因此，AP1000不需要设置安全HVAC系统来收集和处理泄漏到安全壳环形空间和辅助厂房的泄漏，也不需要设计基准的安全壳喷淋系统。
要指出的是，为了在PRA堆芯熔化系列中可能的使用，提供了一个有限流量的、仅用于注射的喷淋能力，但在设计基准分析或在PRA评估中，未考虑该喷淋系统。
对由LOCA引发的堆芯熔化事故后的厂外剂量已进行了分析，其总的辐照剂量当量（TEDE）在10CFR50.34中规定的25rem指标值以内，见表40。
表4假想LOCA，随后堆芯熔化事故的厂外放射性后果
区域
非居住区边界剂量
（1.3～3.4h）
（1）
低人口区边界剂量
（0～30d）
注1：
这是最高剂量的2h
TEDE剂量（rem）
24.6
23.8
5严重事故分析
最有效的严重事故缓解方案是防止电厂可能发生的事件发展到堆芯损坏。
AP1000内部事件产生的堆芯损坏概率是2.4×10-7/堆·年，这个低概率论证了非能动核电厂提供的对反应堆堆芯多样化和多重的保护。
然而，AP1000安全壳及其内部结构的设计已经考虑了严重事故的发生及其事故行为。
在实现安全壳高度的抗损坏能力因而将放射性释放到公众的可能性降低到最小的方面，这些结构起着总体性的作用。
美国NRC已经审查了AP1000方案，并已经承认简化应急计划是可行的。
一些最重要的安全壳严重事故特征将在下面讨论。
5.1确保安全壳冷却
在正常工况下，AP1000高度完整性的钢制安全壳壳体表面是由自然循环空气帮助下的水膜蒸发的综合效应冷却的。
正如上面4.1节所讨论的，这导致安全壳大气的温度和压力迅速降低。
在超设计基准事故中，假设没有水用于安全壳外表面冷却，安全壳压力将超过其设计压力；但最佳估算分析表明，PCS仅仅依靠自然循环冷却空气运行也能提供足够的热排出能力，从而防止安全壳超压损坏。
在本分析过程中，假定操纵员没有手动引人PCS水流量，没有触发来自辅助PCS水贮存箱到安全壳表面的水源，也没有使用消防系统柴油机驱动泵引人备用水源或厂外水源。
结论:
AP1000钢制安全壳具有可靠、多样、非能动的冷却特征，同时有多重、多样、以能动为备用的水源，因而与其它任何安全壳设计相比，其因超压而损坏的可能性要小得多。
5.2堆芯碎片在反应堆压力容器内的滞留
堆芯碎片在反应堆压力容器内的滞留（IVR）是AP1000核电厂设计中严重事故管理的一个重要对策。
使反应堆冷却剂系统卸压并通过自动或手动淹没反应堆堆腔。
反应堆压力容器壁被冷却，并使其应力降至最低以避免压力容器损坏。
熔融的燃料保留在反应堆压力容器中，从而避免了压力容器外堆芯碎片对安全壳完整性的威胁。
AP1000安全壳内部结构，加上反应堆压力容器反射金属热绝缘的专门安排和设计，以及非能动堆芯冷却系统和自动卸压系统的运行，能确保（自动或手动）淹没反应堆压力容器腔，使反应堆冷却剂系统卸压，并使反应堆压力容器下部外表面得到冷却。
AP1000的IVR能力在参考文献2，3和4中进行了详细分析。
IVR提供了纵深防御手段，并使AP1000在不使用复杂而昂贵的结构以及对严重事故缓解设施（这些设施在电厂运行寿期内很可能不会使用）没有维修要求的情况下能够缓解严重事故。
5.3压力容器外严重事故行为
管理压力容器外严重事故行为的主要对策是，通过保持堆芯熔融碎片在反应堆压力容器中而防止其进入安全壳，这在5.2节中已讨论。
这是AP1000核电厂改进设计方面的一个重要优点。
即使在极不可能的压力容器损坏、大部分熔融堆芯进入反应堆堆腔的事故中，AP1000安全壳也满足美国NRC对压力容器外蒸汽爆炸和熔融堆芯与混凝土相互作用的要求。
该设计原理满足美国、日本、英国和俄罗斯的安全监管当局的要求。
（1）压力容器外蒸汽爆炸
对于AP600已经进行了压力容器外蒸汽爆炸的包络性分析，并且该分析已为美国NRC所接受。
同样的分析也已用于AP1000，因为AP1000反应堆压力容器外部的几何形状、失效时的碎片构成和超热以及反应堆压力容器与AP600基本上是相同的。
该分析假定反应堆压力容器的下封头整体损坏，大量的熔融碎片喷涌到安全壳中。
分析表明，由于蒸汽爆炸反应堆腔结构将受到重大毁坏，但安全壳完整性没有受到破坏。
（2）熔融堆芯与混凝土反应
AP1000已对熔融堆芯与混凝土的相互作用进行了包络性分析。
分析检验了2种压力容器损坏模式，2种模式导致不同的熔融物扩散特征:
压力容器整体损坏，碎片迅速释放并散布到整个堆腔:
另一种模式是压力容器局部损坏，导致熔融碎片淬冷并堆积在反应堆压力容器下面。
分析也检验了2种不同的混凝土成分。
没有考虑压力容器外碎片床的水冷却。
分析的结果证明，安全壳结构保持裂变产物滞留能力远远超过24h，不会由于不凝气体的生成出现安全壳超压破裂。
（3）安全壳排气
安全壳排气作为严重事故管理导则（SAMG）的一部分，是严重事故管理的对策之一。
AP1000安全壳排气被认为是一个不可能的缓解行动，因此在AP1000PRA分析中未作考虑。
然而，为了满足美国NRC对安全壳性能的管理要求，已进行的确定论分析证明，在不能缓解的安全壳升压事件中，可以通过有效的安全壳排气来防止放射性向环境不受控制的释放。
（4）氢气控制
AP1000通过以下方式实现氢气控制:
当氢气产生时，通过自动卸压系统（ADS）4级阀门释放氢气，在安全壳主要隔间中和安全壳的空气棍合，然后在低浓度时在遍布安全壳的蓄电池燃氢器中燃烧。
在严重事故中，氢气释放到安全壳，反应堆冷却剂系统（RCS）卸压，从而到安全壳的蒸汽流量减少。
在安全壳下部隔间热蒸汽和氢气的释放以及在上部隔间非能动堆芯冷却系统壳体上安全壳空气的冷却和冷凝，促进了在安全壳中的强自然循环，因而使氧气进入回路隔间并使其燃烧。
安全壳中的氢混合物局部是可燃的，释放的氢气在燃氢器中燃烧，大部分氢气在靠近释放源的隔间里烧掉。
在参考文献2中描述了在点燃器蓄电池运行时间内燃氢器效率的MAAP4分析。
如果在严重事故序列期间假定燃氢器失效，AP1000全壳能承受堆芯燃料包壳100%氧化产生的氢全部燃烧。
对于压力升高时触发氢气完全燃烧，安全壳压力保持在ASMEC级工况的要求之内。
发生燃爆转变（DDT）的可能性极小，因为即使在非能动安全壳最低事故后压力时，在蒸汽浓度升高时整个氢浓度小于13%。
在靠近安全壳壁的安全壳内换料水贮存箱（IRWST）排气口处作为扩散火焰的氢燃烧，已被假想为非能动核电厂可能的严重事故安全壳失效的模式。
针对这种失效模式，AP1000采用了纵深防御的对策缓解在IRWST通风口的扩散火焰。
ADS系统4级运行为从堆芯释放氢气到回路隔间提供了阻力很小的路径，氢在和安全壳壳体隔离的回路内燃烧。
在ADS系统4级失效的事件时，通过ADS系统1，2和3级放出的氢气沿回路隔间和换料通道壁的立管从IRWST排出，释放的氢气也远离安全壳壳体。
当ADS运行使IRWST升压时立管打开，并保持在开启位置。
沿着安全壳壁的排气口有l个提高的开启压力，而当卸压时关闭。
6结论
在AP600安全壳的基础上，西屋公司改进了API000安全壳容器设计，设计时强调尽量减少相对于原AP600核电厂的布置和土建结构的变更。
AP1000安全壳的建造安装方式与AP600相同，没有增加大的结构模块数量或现场环焊数量，在最大模块重量上也没有大的增加。
AP1000安全壳通过PCS系统提供适当的传送热量到环境的能力，使其在最严重的假想设计基准事故后限制安全壳的压力小于设计压力，并迅速降低安全壳压力以限制安全壳的泄漏。
由于AP1000有高度完整性的钢制安全壳压力容器和改进的安全壳贯穿件（数量减少，阀门更好），AP1000与目前运行的压水堆核电厂（泄漏率O.1%/d）或能动型压水堆电厂（有高的安全壳泄漏设计和更多的安全壳贯穿件）相比，AP1000更容易实现O.1%/d的设计泄漏率。
AP1000钢制安全壳具有可靠、多样、非能动的冷却特征，同时有多重、多样、以能动为备用的水源，因而与其它任何安全壳设计相比，其因超压而损坏的可能性要小得多。
AP1000安全壳设计己经考虑了严重事故行为，并且提供了管理严重事故的完备良好的方法。
参考文献
[1]AP1000designcontroldocument,Revision8,Chapter15,December2003（Rev0senttoNRCMarch2002）
[2]AP1000probabilisticriskassessment，Revision5,December2003（Rev0sentto
NRCMarch2002）
[3]J.H.Scobel.ThepotentialforAP1000reactorvesselfailureinducedbyastratifieddebrisbedwithabottommetallayerduringIVR.ProceedingsofICAPP-03,Cordoba,Spain,May4-7,2003
[4]D.McLaughin,J.H.Scobel,T.L.SchulZ.WestinghouseAP1000PRAmaturity.Proceedingsofthe13thIntemationalConferenceonNuclearEngineering,Beijing,China,2005
[5]T.L.Schulz，R.P.Vijuk，RuiShu.Developmentofsevereaccidentmanagementguidan
升级会员 