地下核電站安全殼再循環系統設計的初步論證

孔翔程，鄒志強，武鈴珺，蔣孝蔚，張 航，李 翔

(中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術國家級重點實驗室，四川成都610213)

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地下核電站安全殼再循環系統設計的初步論證

孔翔程，鄒志強，武鈴珺，蔣孝蔚，張 航，李 翔

(中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術國家級重點實驗室，四川成都610213)

核電站建造于地下，反應堆廠房洞室外具備天然的裂變產物屏障，在安全殼外洞室內設置安全殼再循環系統，預防并緩解放射性裂變產物釋放，維持安全殼的完整性。該系統同時整合了卸壓、過濾、排熱安全功能，充分發揮地下核電站重力補水和天然屏障的安全優勢，可以非能動運行。本文通過簡單的計算分析開展初步論證，證明該系統可以有效實現三大安全功能，是適合于地下核電站的安全系統。

地下核電站；再循環；非能動運行；安全殼熱阱

發展至現代的縱深防御理念更強調均衡：即預防事故和緩解事故后果的系統和措施的均衡，也常被簡述成“預防與緩解并重”。核電廠為包絡放射性物質而設置多道屏障，這也是縱深防御理念的一種體現。通常對于壓水堆核電廠考慮三道屏障：燃料包殼，反應堆冷卻劑系統，安全殼。

長江勘測規劃設計研究院聯合中國核動力研究設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方案(CUP600)。地下核電站安全殼外洞室外圍的天然地質條件(土壤、巖石等)形成了第4道裂變產物屏障。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防與緩解的均衡，結合地下核電站的特點考慮安全設計。

目前水淹安全殼的設計思想僅出現于小型研究堆的概念設計中，對于地下核電站，工程上便于實現水淹安全殼，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，針對地下核電站設計了安全殼再循環系統。

1 系統設計

反應堆廠房洞室的幾何形狀是長圓筒形，在建筑結構方面，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，地下核電站概念設計階段，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徑37m，內部自由容積5萬m3左右。圖1中安全殼穹頂的形狀參考了地面核電站兩環路壓水堆的安全殼。

圖1 安全殼再循環系統設計Fig.1 Design of containment recirculation system

目前地下核電站項目尚處于概念設計階段，類似于沸水堆(BWR)的反應堆廠房設計，圖1中也區分了濕腔和干腔，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，便于在結構上支撐水箱，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，所謂再循環是指：安全殼頂部排氣，經閥門A、B、文丘里過濾排放至穹頂外的水箱中，水蒸氣冷凝后，空氣經閥門C、D、E、F進入安全殼，形成循環。這種安全殼外部的再循環實現了安全殼的排放卸壓，并且可以通過調節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物的安全殼泄漏，例如，嚴重事故下監測到安全殼外下部干腔放射性高，說明安全殼下部筒體發生泄漏，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，安全殼內形成自然循環，實現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足以實現安全殼降壓。但安噴系統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已經擯棄了噴淋卸壓設計。

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于內部的噴淋卸壓，壓水堆不設置抑壓水池，主要是因為壓力波動小，沒必要設置大容積的抑壓水池。

抑壓水池卸壓設計非常適合于地下核電站，地下安全殼的內部空間受到限制，取消安噴系統可以節省空間，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，而嚴重事故工況堆芯燃料包殼已經損壞，放射性裂變產物釋放至安全殼內，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；從經濟性、結構支撐角度分析，水池容量不宜過大。按照圖1的設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構筑件的吸熱，開始一回路質能釋放階段安全殼壓力快速升高，釋放結束后吸熱效應導致壓力短期下降，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卸壓。洞室采用封閉承壓設計，且洞室剩余空間比較大，假設安全殼大氣存在放射性，不能直接向環境排放，不考慮安全殼頂部排熱，簡單估算如下：初始狀態安全壓力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，經過長期噴放后達到穩態，最終壓力為0.167MPa。

2.2 安全殼過濾排放

地下核電站反應堆廠房洞室外的天然地質條件形成了裂變產物的第4道屏障，按照圖1的設計，在濕腔和干腔分別設置儀表監測放射性，保留3、4道屏障之間的空間，包容并滯留放射性物質，將有效防止放射性釋放。例如，監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，保證安全殼外壓力高于安全殼內壓，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，下游設置金屬過濾器，進一步過濾氣溶膠等裂變產物。

當前系統設計強調監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測安全殼泄漏，等到場區或場外監測點監測到放射性時，嚴重事故后的安全殼泄漏已然對環境造成了不良影響。而對于地下核電站，監測到洞室放射性之后，緩解放射性后果正是當前系統設計的功能之一。

嚴重事故后堆芯混凝土相互作用(MCCI)產生不可凝氣體，地面核電站的安全殼過濾排放系統主要是針對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。當前設計提供的水裝量可以保證過濾的安全性。參考以往的數據結果，文丘里過濾器和金屬濾網過濾器對于揮發性裂變產物和氣溶膠裂變產物的過濾效果都在99%以上。

二級PSA結果表明，安全殼旁通往往對于大量裂變產物釋放頻率(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生器傳熱管破裂(SGTR)事故，本設計考慮了蒸汽排放的回流過濾，如圖1設計，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的完全淹沒。如果設計上無法實現完全淹沒，可以參考地面核電站預設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的優勢，如圖1所示，安全殼外設置水池，直接冷卻安全殼，特別是長期冷卻階段，排出安全殼的熱量。這樣的非能動設計不依賴于電源和泵的運行，系統可靠程度比較高。

排熱與卸壓之間相互關聯，排熱也冷凝水蒸氣降壓，卸壓排放時的質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時，對排放氣體的冷凝效果非常有限。因此，當前設計考慮封閉安全殼，繼續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，當前設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動自然循環。

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，假設安全殼設計壓力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。

穩態下熱量排出安全殼，安全殼內大氣溫度經過三個熱阻后降低至殼外冷卻水溫度，分別為：安全殼內壁面蒸汽冷凝傳熱；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)

(1)

Q/S=h沸(t外-t水)

(2)

Q/S=k(t內-t外)/δ

(3)

式中:S，最小換熱面積，求解量；

t內，安全殼內壁面溫度，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，保守取定值，40W/m℃；

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

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

按照上述穩態假設解方程，結果如表1，安全殼內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)，就可以實現熱流密度低于限值，保證安全殼壓力不超過設計壓力，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，安全殼內設備及構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的設備及構筑件，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。設計階段將考慮安全殼的詳細設計，針對具體事故序列，模擬安全殼內自然循環[3]，開展詳細計算。

2.4 卸壓洞室

圖1的設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中的濕腔執行卸壓洞室功能，同時考慮安全殼外部的再循環。目前CUP600的設計中單獨設置卸壓洞室，如圖3所示，不考慮再循環回流。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計，類似AP1000設置相應的流量控制、分流管線及噴淋管線。

圖3 卸壓洞室設計方案Fig.3 Schematic of depressurization cavern

2.5 小結

傳統電廠通常分別設計專門的安全系統實現卸壓、過濾、排熱功能，地下核電站安全殼再循環系統的基本設計理念是功能整合。核電站設置在地下，便于實現重力補水、自然循環等非能動設計，增設非能動系統的同時，盡可能將各安全功能整合在一起，簡化系統設計和布置。這需要安全分析、結構力學、系統步驟、設備設計等專業相互溝通，充分交流，共同完成。

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

前文功能描述中簡單涉及系統運行，未來該系統可能存在多種運行方式，概括地講：應結合4道屏障及其屏蔽空間的狀態實施不同的安全殼功能或功能的組合。各屏障的狀態，包括完好或失效，封閉或開放等等；屏蔽空間的狀態，包括一回路、安全殼空間、洞室空間的溫度、壓力、放射性等參數等等；監測狀態和參數的基礎上依據狀態導向的操作規程實現三大安全功能，實現預防與緩解并重的先進安全理念。

3 結論

核電站建造于地下，洞室外的天然地質條件形成第4道裂變產物屏障，安全殼再循環系統的主體部分設置在第3和第4道屏障之間，通過安全殼外的氣體再循環預防并緩解洞室的放射性污染。安全殼再循環系統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。系統設計結合地下核電站的特點，體現了現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系統的設計，強調該系統的非能動運行特征，概括論述了系統的主要功能：卸壓、過濾、排熱。通過簡單計算，對該系統的水池容量、換熱面積進行了初步論證，并得出初步結論：該系統充分發揮了地下核電站的兩大安全優勢—重力補水和天然屏障，系統設計簡單，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計的安全系統。

[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，2014.3.

[2] 張學學，李桂馥.熱工基礎，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傳熱關系式研究，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，核工程專業碩士，從事PSA與嚴重事故分析工作

TL48

A

0258-0918(2017)02-0287-06