AP1000核电厂地坑滤网下游效应分析

张庆华，刘 宇，柴国旱

(环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082)

AP1000核电厂地坑滤网下游效应分析

张庆华，刘 宇，柴国旱

(环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082)

根据相关法规和导则的要求，AP1000核电厂地坑滤网的设计考虑了LOCA事故工况下碎片堵塞对滤网性能的影响，并对其“下游效应”进行了分析论证。简要介绍了地坑滤网问题的技术背景、国内AP1000核电厂地坑滤网的设计情况以及AP1000核电厂针对地坑滤网问题的设计特性。在此基础上重点阐述了AP1000核电厂地坑滤网“下游效应”的分析方法、验收准则和分析结果，旨在为国内传统压水堆核电厂的地坑滤网下游效应分析提供参考和借鉴。

AP1000;核电厂;地坑滤网;下游效应

1 技术背景

美国核管会 (U.S.NRC)在GSI-191《碎片积累对PWR地坑性能影响的评估》中和GL 2004-02《PWR设计基准事故过程中碎片堵塞对于应急再循环的潜在影响》 (发布于2004年9月)中，表达了其对于电厂保持足够长期堆芯冷却能力的疑虑，并确认了电厂为应对地坑堵塞问题必须采取的行动。NRC的立场是电厂必须能够证明LOCA后传输至地坑滤网的碎片不会导致再循环流体不可接受的压头损失。对于AP1000，要证明传输至再循环滤网的碎片不会显著阻碍非能动应急堆芯冷却系统(PXS)的流动，并且不会影响 PXS的长期运行。

依据美国核管会管理导则RG1.82第三版［1］和NRC发布的导则，AP1000核电厂评估了碎片堵塞滤网的潜在可能。评估考虑了滤网堵塞的不同因素，包括由LOCA产生的碎片以及在LOCA之前安全壳内已经存在的常驻碎片和颗粒。评估还考虑了AP1000安全壳的设计、内部设备布置以及安全壳清洁程序。评估中使用的碎片特性是基于运行电厂的样品测量，在评价化学析出物时考虑了AP1000安全壳中使用的材料、事故后的水化学以及适用的研究和试验。电厂提交的报告认为AP1000滤网的设计对于AP1000预计的碎片负荷是保守的。

2 AP1000地坑滤网设计

AP1000有两个安全壳再循环滤网和两个安全壳内置换料水箱 (IRWST)滤网，在LOCA后使用自然循环冷却堆芯，安全壳再循环地坑是环状腔室，滤网在地坑中被放置在关键区域以移除可能随水迁移至此并影响堆芯冷却的碎片。

AP1000滤网设计是复杂的几何体，滤网是由带孔的不锈钢板组成，成口袋状，网孔尺寸约为0.16cm。口袋状滤网组成一个标准的筒体，将筒体结合进而形成一个滤网组件。与核工业界对NRC关于地坑滤网评价导则的响应一致，AP1000的滤网尺寸被大大增加了。

3 AP1000 LOCA后地坑滤网性能评估

AP1000安全壳设计用来滞留放射性物质释放并在LOCA后保证长期堆芯冷却。从破口处流出的冷却剂在安全壳内较低处被非能动应急堆芯冷却系统收集用来进行堆芯再循环。碎片由假想的管道破裂产生并经再循环冷却剂夹带运输，AP1000安全壳再循环滤网用来防止PXS的流动路径和设备受到碎片的影响。

LOCA产生的碎片会阻塞堆芯再循环的流动路径，AP1000的设计降低了这种威胁，这包括:

(1)非能动安全系统的使用，以及在设计基准LOCA期间没有使用安全壳喷淋系统，因此再循环流速较低，碎片迁移的可能性较低。虽然AP1000有非安全级的安全壳喷淋系统，但其喷淋功能是手动触发的，它仅在严重事故工况下使用。因此，运行规程排除了喷淋功能在设计基准事故(DBA)期间使用。

(2)在可能经受射流冲击的设备上使用金属反射保温层(RMI)，并且RMI中没有纤维材料。在低流速下，RMI材料不会被传输至AP1000安全壳再循环滤网。因此LOCA喷放阶段没有纤维碎片产生。

(3)安全壳内受影响区域 (ZOI)外围的其他保温材料被包裹着或不会被淹没。

(4)保护平板使安全壳再循环滤网免受油漆和其他碎片的影响，并防止碎片被运输至滤网。这些碎片可能会掉落在安全壳再循环滤网上面的保护平板之上或在到达再循环滤网之前被拦截。

(5)通过增大滤网的面积，使通过滤网的冷却剂流速进一步降低。

(6)滤网面积很大，碎片在滤网上的堆积不会影响再循环流动。

4 AP1000下游效应评估

“下游效应”是指碎片通过再循环滤网进入位于滤网下游的系统、结构和设备所带来的影响。运行电厂使用PWR业主集团开发的数据和方法，评估了这些效应以支持关闭GSI-191。对AP1000进行了两项下游效应的评估。第一项描述了碎片对于堆外系统和设备的影响，即评价压力容器外效应，该评估关注用于长期堆芯冷却的流体堆外流动路径是否被碎片破坏，是针对在AP1000长期再循环流动路径上的管道和阀门;第二项评估是对于堆内的下游效应，该评估对于LOCA和随后的堆芯沸腾，确定了在长期堆芯冷却期间燃料棒上的化学沉积物的数量。AP1000设计的独特性在于LOCA期间，ADS第4级管线将排放大量的水及蒸汽，这些排放大大降低了堆芯内的化学浓度 (如硼、磷酸钠等)。另外一个担心是碎片可能在燃料组件格架上堆积，这可能对于保持充足的长期堆芯冷却能力形成挑战。

4.1 压力容器外下游效应评估方法

评估压力容器外下游效应的数据和方法见WCAP-16406-P(Rev.1)［2］，其 中 适 用 于AP1000设计长期堆芯冷却再循环流动路径的评估方法包括:

(1)燃料堵塞评估。这一特定的下游效应评估方法包括了NRC参与讨论的堆芯评估。

(2)对于阀门的堵塞和磨损评价。其中确认的分级准则适用于PWR长期堆芯冷却再循环流动路径上的阀门。

AP1000的一些设计特性可以降低碎片对部分下游设备的影响，对这些设备可以不进行下游效应的评估。针对AP1000的设计所取消的评估包括:

(1)对泵的评估，包括水力性能、轴承性能和震动分析。在AP1000非能动堆芯冷却路径上没有安全相关的泵。

(2)对热交换器堵塞和磨损的评估。在AP1000非能动堆芯冷却再循环路径上没有安全相关的热交换器。

(3)对孔的评估。在AP1000 LOCA后再循环路径上没有孔。

(4)碎片在仪表管线内的沉积。在再循环路径上没有仪表管线要求用来支持安全相关功能。

(5)安全壳喷淋系统 (CCS)。在设计基准事故期间，AP1000不允许使用非安全级的安全壳喷淋功能，因此也不考虑对这一系统的影响。

4.2 AP1000再循环路径压力容器外下游效应评估

再循环路径压力容器外下游效应评估包括PXS再循环路径上的每个阀门和相关管道。评估方法和接受准则见报告 WCAP-16406-P (Rev.1)，以及 NRC对于该报告的安全评价［3］中适用的修正、限制和条件。

AP1000 PXS在LOCA后的流动路径及其设备如图1所示。图中表明AP1000 PXS的设计中不包括泵、热交换器、孔和喷嘴等设备因此，尽管WCAP-16406-P(Rev.1)中有可用的方法，但是针对AP1000的评估没有包括泵、热交换器、孔、喷嘴和仪表管线等设备。

图1 AP1000 PXS简化流程图

根据WCAP-16406-P(Rev.1)中适用的初始筛选准则，PXS的每一个阀门都被评估是否会被堵塞或磨损。PXS包括常开闸阀、止回阀和爆破阀，根据它们各自流动管线的直径判断，所有阀门都大于1in(2.54cm)。因此，根据初始筛选准则，这些阀门都不需要进一步评估其堵塞或磨损。初始筛选准则中没有包括爆破阀设计。爆破阀被作为闸阀评估，因为当它触发后其特性与闸阀非常相似。

PXS再循环管线上所有的仪表传感器都固定在管道外，因此不需要评估仪表管道或传感管线的潜在碎片堆积。此外，没有反应堆压力容器水位管线系统或类似的系统要求在LOCA后长期堆芯冷却期间保持可运行。因此，不需评估仪表管线。

为了使评估更完整，AP1000核电厂评估了PXS流动管线的潜在碎片堆积。基于管线的最低流速，认为流速足够大并且能防止碎片在管线中沉积。因此排除了由于碎片沉积而引起的管线堵塞。

综上，AP1000核电厂利用WCAP-16406-(Rev.1)中适用的方法和模型以及NRC对于该报告的安全评价中适用的修正、限制和条件进行的评估表明，在LOCA后再循环中使用的AP1000 PXS设备，对于再循环流体中预计的碎片负荷是可接受的。

4.3 压力容器内 (堆芯)下游效应评估方法

关于堆内下游效应，一方面，LOCA后化学产物沉积于燃料包壳表面并导致包壳温度升高，评估这一效应的方法见WCAP-16793-NP，该评估方法通常适用于所有的压水堆［4］。

另一方面，碎片可能在燃料组件格架上堆积，影响长期堆芯再循环冷却能力。NRC在GSI-191中表明了对于保持充足的长期堆芯冷却能力的关注，在GL2004-02中确定了电厂响应地坑滤网堵塞问题所必须采取的行动。NRC的立场是电厂必须能够证明LOCA后迁移至地坑滤网的碎片不会导致再循环泵不可接受的压头损失，不会阻碍通过ECCS和CSS的流动，并且不会对ECCS或CSS的长期运行产生不利影响。

为证明AP1000有可接受的长期堆芯冷却性能，评估中考虑了冷却剂中的化学反应可能产生的材料在堆芯内的沉积。评估考虑了AP1000的设计特性，包括其设计能降低形成化学析出物的材料数量、LOCA期间没有安全壳喷淋或安全注入泵提供长期堆芯冷却。

AP1000设计特性大大降低了能形成化学析出物的材料数量。由于使用了结构不锈钢模块化建造，其安全壳仅有少量的混凝土与事故后的水接触。安全壳内唯一的铝源是堆外探测器，这些探测器包裹在不锈钢中，使得事故后的水不会与 Al接触。因此排除了 Al参与LOCA后的化学反应，然而，为了保守起见，在事故后化学反应中考虑了一定量的Al。

在WCAP-16793-NP中描述了LOCADM计算方法。评估时对保守的输入数据做了一些简化。这些数据和方法是适用于AP1000的，这是由于:

(1)评估有效地增加了Al的表面积以保守地考虑Zn从镀锌钢中的释放。增加Al的数量是保守的，因为Al的释放速率比此评估中任何其他材料都高。虽然Al和Zn的堆芯沉积速率不同，但是没有考虑堆芯上沉积物的这一材料差别，而是考虑了燃料包壳上化学沉积物的一个包络的热传导率。

(2)评估使用了“预先填充的反应堆和地坑选项”。选项的使用假设了整个地坑容积在时间t=0时都充满水，不需要计算单个破口流动速率。这也是保守的，因为在瞬态开始时假设地坑是满水的，这允许化学反应在t=0时就开始，因此计算将产生更大数量的化学析出物沉积在燃料上。

(3)尽管AP1000设计排除了Al与事故后安全壳再循环流体接触，但此评估仍假设了一定质量的Al。

(4)评估使用了一个修正的Al释放方法以满足NRC的要求。NRC要求在事件的初始部分，释放速率变成两倍，但是总的Al释放速率是不变的。这样是保守的，因为在瞬态的初始阶段，当由于高堆芯余热排出速率和由此产生的沸腾使燃料上的沉积物最多时，Al的释放速率增加了。

(5)此评估考虑了可能旁通地坑滤网并且沉积在堆芯的纤维碎片。LOCADM中通过使用“bump-up”因子考虑了纤维碎片对沉积厚度和燃料温度影响的定量的估计。这一因子被应用于初始碎片负荷，其设置使30d后化学产物总释放增加了旁通地坑滤网的纤维的最佳估算质量。这样是保守的，因为这允许旁通的材料能以与化学反应产物相同的方式沉积在堆芯。

“bump-up”因子用来表示现有运行核电厂中纤维碎片旁通地坑滤网的可能性，以及沉积在燃料包壳上的可能性。AP1000设计排除了纤维保温材料的使用，因此没有纤维碎片源。此评估中包含“bump-up”因子是保守的，而且为评估沉积在堆芯内的材料提供了裕量。

(6)此评估考虑了AP1000核电厂的设计特性，即在热腿上有自动泄压系统(ADS)的第4级阀门。该阀门在LOCA事件期间一旦触发，从堆芯释放大量的水和蒸汽到安全壳内。在LOCADM中也考虑了这一行为，基于相关的水注入和水/蒸汽排放，跟踪了堆芯区域的化学浓度。

4.3.1验收准则

报告WCAP-16793-NP中所述的验收准则是:当堆芯被水覆盖时，最高包壳温度不超过正常运行时堆芯平均包壳温度，即800℉(426.7℃)。这一验收准则应用于堆芯初始骤冷之后并且与10CFR50.46(b)(4)和10 CFR50.46(b)(5)中长期堆芯冷却要求一致。

此外AP1000长期再循环冷却水源论证报告中提出的另一个验收准则是证明碎片在燃料棒上的总沉积 (氧化物+污垢+析出物)小于50mils(1270μm)，这一准则是基于在相临的燃料棒之间出现碎片桥接之前，50mils厚度是最大可接受沉积厚度。

4.3.2AP1000堆内下游效应评估

评估利用AP1000电厂的具体数据，使用了LOCADM表格。评估的目的是利用LOCADM表格，预测燃料包壳沉积物的生长，并确定包壳/氧化层界面温度，这一温度是由LOCA后冷却剂中的杂质进入堆芯引起的。对于AP1000设计，评价了3种模式:

(1)最大地坑容积——最大的水体积，导致事故后化学产物的浓度较低。

(2)最小地坑体积——最小的水体积，导致事故后化学产物的浓度较高。

(3)最小地坑容积带有纤维碎片“bumpup”因子——最小的水体积，并应用“bumpup”因子，导致事故后化学产物浓度最高。

与运行的传统PWR核电厂相比，AP1000在相似的事故后化学负荷、化学浓度、流速和堆芯功率分布情况下，有相似的或较轻的后果。由于AP1000能从ADS第4级管线排出大量的水，这使其与运行电厂相比，大大地降低了堆内的化学浓度积累。

对于长期堆芯冷却，LOCADM计算表明，两个验收准则都得到满足。对于以上3种情况，评估表明:

(1)包壳外径最高温度远低于可接受值800℉。

(2)包壳总沉积厚度远低于50mils(在此厚度下，相邻燃料棒间的沉积碎片开始桥接)。

因此，对于事故后化学产物在燃料包壳表面上沉积的保守计算表明，它不会挑战AP1000的长期堆芯冷却。

5 结束语

AP1000核电厂地坑滤网设计中考虑了LOCA后碎片堵塞对滤网性能存在的潜在影响，对上游情况进行了分析和评价;对于下游效应的评估则分为压力容器外效应和堆内的下游效应两种情况，使用适当的方法分别进行了相关的分析论证。压力容器外下游效应的评估表明在LOCA后再循环中使用的AP1000 PXS设备，对于再循环流体中预计的碎片负荷是可接受的。关于堆内下游效应，LOCA后化学产物沉积于燃料包壳并导致包壳温度升高，对于长期堆芯冷却，LOCADM方法计算结果表明满足相关验收准则的要求。

尽管AP1000与传统压水堆的设计有所不同，但是希望通过对AP1000核电厂地坑滤网堵塞问题的下游分析方法和验收准则的介绍，对国内PWR核电厂的地坑滤网下游效应分析问题的解决有一定的借鉴意义。

［1］U.S.NRC.RG1.82 Revision 3.Water Sources for Long-Term Recirculation Cooling Following a Loss-of-Coolant Accident.

［2］WCAP-16406-P Revision 1.Evaluation of Downstream Sump Debris Effects in Support of GSI-191.September 2007

［3］U.S.NRC.U.S.Nuclear Regulatory Commission Safety Evaluation on WCAP-16406-P Revision 1.Evaluation of Downstream Sump Debris Effects in Support of GSI-191.September 2007

［4］WCAP-16793-NP.Evaluation of Long-Term Cooling Considering Particulate，Fibrous and Chemical Debris in the Recirculating Fluid.June 2007

Introduction to Sum p Screen Downstream Effect Ana lysis o f AP1000 Nuc lear Power Plant

ZHANG Qinghua，LIU Yu，CHAIGuohan
(Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China)

The design of AP1000 takes into account the potential impact of debris clogging on sump screen.In this article，the technical background of sump screen issue and the design characteristics of AP1000 to address the sump screen blockage issue are introduced.The article focuses on the“downstream effect”analysismethod，acceptance criteria and analysis result of AP1000 sump screen.Although the design of AP1000 is differentwith traditional PWR，the author expects to bring some reference to advance the downstream effect analysis in China through the introduction.

AP1000;nuclear power plant;sump screen;downstream effect