AP1000和M310安全壳冷却系统的对比与分析

蔺洪源

（中核辽宁核电有限公司，辽宁 兴城 125100）

0 前言

AP1000为第Ⅲ代核电站，其突出特点主要体现在安全系统方面，利用非能动技术，安全系统可以依靠重力输水、自然循环等来实现其安全功能，这也使安全系统得以简化，减少能动设备的使用，降低了对安全系统相关支持系统和设备在事故情况下的功能要求。非能动安全壳冷却系统(PCS)是AP1000安全系统的重要组成部分，在系统触发后，PCS允许事故72h内无需操纵员干预，这相比安全壳喷淋系统(EAS)触发后约20分钟就可能需要人为干预进入再循环喷淋阶段来说，大大降低了人因失误的风险，提高了安全性能。

利用PSA对堆芯损伤概率和大量放射性释放概率的分析对比如下：

①堆芯损伤概率：第Ⅱ代核电站为 6.7×10-5；AP1000 为 5.08×10-7。

②大量放射性释放概率：第Ⅱ代核电站为5.3×10-6；AP1000为5.94×10-8。

通过上述概率可以得出，AP1000较NRC要求目标和Ⅱ代核电(M310)在安全性上有了显著提高，本文将对非能动安全壳冷却系统(PCS)和安全壳喷淋系统(EAS)进行比较，进而得出利用PCS的非能动特性使AP1000在安全性能上提高的结论。

1 非能动安全壳冷却系统(PCS)

PCS为AP1000提供了安全相关的最终热阱，当发生失水事故(LOCA)或主蒸汽管道破裂事故导致安全壳压力和温度升高进而触发PCS动作时，来自非能动安全壳冷却水储存箱(PCCWST)的水依靠重力输送至钢制安全壳外表面，依靠对流、辐射、热传导和水份蒸发等方式导出安全壳内的热量来降低壳内的温度和压力，以防止安全壳超压，保证安全壳的完整性，避免放射性物质向安全壳外释放。

PCS包括与安全壳屏蔽厂房连为一体的冷却水储存箱、冷却水分配装置及相关的仪表、管道和阀门；还包括辅助储水箱、循环泵、电加热器、化学添加箱及循环管线上的仪表、管道和阀门。

在PCS触发后，供水并联管线上的三个常闭隔离阀将自动开启，冷却水储存箱依靠重力流向安全壳穹顶的外表面，并形成一层水膜。供水管线上三个并联隔离阀中两个为失效开启的气动阀，另一个为电动阀。每个隔离阀的上游均设有一个常开的电动阀，用于在下游隔离阀误开时隔离冷却水。

来自PCCWST的冷却水依靠重输送至悬挂在安全壳穹顶上部的冷却水分配盘。分配盘侧壁沿圆周有16个均匀间隔分布的导流槽，将水分成16股均匀的水流。在安全壳穹顶上焊接有竖向分隔板，将安全壳穹顶分成8个扇形区域。导流槽流出的水进入8个扇形区域，接着流入两级冷却水分配围盒及分配槽。第一级冷却水分配围堰位于穹顶第一道环形焊缝的下方，它收集每个扇形区域内的水流并汇流到分配盒内。分配盒使冷却水在安全壳表面重新形成均匀分布的水膜。第二级冷却水分配围堰位于穹顶第二道环形焊缝的下方，对水流进行再次收集并将水流均匀分配到安全壳表面。沿安全壳外壁下流的安全壳冷却水，若没有被蒸发，则流入安全壳环形空间并通过与安全相关的地面疏水槽最终流入雨水槽。

事故发生初期，向安全壳内释放能量较大，PCCWST依靠水箱内部的4根立管向安全壳供水。随着事故发展，释放到安全壳内的能量逐渐较少，同时水箱水位逐渐降低，导致供水立管依次裸露，冷却水流量降低，但足以保证对安全壳的冷却，实现了冷却流量和壳内热量的自动匹配。事故后72小时内不需操纵员干预，但必要时，操纵员需要调整安全壳冷却水流量以有效降低安全壳压力。

此外，在安全壳和屏蔽厂房之间的空气流道中形成一个自然循环驱动力，使空气沿着安全壳壳体外表面向上流动，促进安全壳壳体表面的水分蒸发，降低安全壳的压力。空气流道包括滤网防护结构的空气吸入口和空气导流板，该空气导流板将安全壳外表面与屏蔽厂房内表面之间的空间分隔为两个环形区域，空气导流板外侧环形区域内的空气向下流动，而内侧环形区域内的空气沿着安全壳壳体向上流动，空气最终从一个高位排放烟囱排出。

2 安全壳喷淋系统(EAS)

在发生LOCA或安全壳内蒸汽管道破裂事故下，高温、高压的蒸汽喷放出来，使安全壳内压力和温度升高。EAS通过喷淋冷凝蒸汽，使安全壳内压力和温度降低到可接受的水平，确保安全壳的完整性。EAS是M310机组专设安全设施中唯一有冷源的系统。

为保证喷淋的可靠性，每台机组的喷淋系统由两条相关的管线(A/B列)组成，每个系列能保证100%的喷淋功能。每列管线包含一台喷淋水泵、一个化学添加剂喷射器、一个热交换器、两条位于安全壳顶部不同标高的喷淋集管以及共同的化学添加回路。

化学添加箱内装有质量分数为30%的NaOH溶液，化学添加剂喷射器将吸入的NaOH溶液与主水流混合，进入喷淋管。安全壳喷淋水中的NaOH能够吸附事故后释放到壳内大气中的挥发性碘，进而将碘带到地坑中，同时NaOH可以提高喷淋水的pH值，避免结构材料的腐蚀。安全壳地坑的作用是收集安全壳内的泄漏水和喷淋水，以便再循环使用。

系统触发后，它的运行方式分为两个阶段：1）直接喷淋阶段，以换料水箱的水作为水源，按喷淋方式运行。EAS从换料水箱取水、向安全壳提供喷淋水，排出安全壳内热量，降低安全壳内压力和温度以达到维持安全壳的完整性所能接受的水平；2）再循环喷淋阶段，以安全壳再循环地坑水作为水源，按再循环喷淋方式运行。在直接喷淋阶段后期（约20分钟），EAS将安全壳再循环地坑中的水经热交换器冷却后向安全壳大气喷淋（自动或手动），以带走反应堆系统的余热，从而使安全壳内的温度和压力达到维持安全壳完整性所要求的水平。同时，喷淋水中的NaOH溶液可以有效降低安全壳内的放射性水平。

3 对比与分析

通过对上述内容进行对比分析，我们不难发现：

①AP1000安全系统PCS在设计上进行了简化，使其与安全壳隔离，降低了安全壳在事故情况下被意外旁路的可能，减少了放射性释放到外界环境的可能，使系统结构变得简单。

②因动作的非能动性，PCS较EAS能动部件大为减少，增加了系统运行的可靠性，将可能由泵或者电机故障导致系统不可用时间降至最低。PCS可以通过自身的压力表进行压力测量，也降低了对接口系统的要求。

③事故发生初期，EAS在触发后约20分钟就因为水量耗尽而转入再循环阶段，因能动部件可能出现故障，这就需要操纵员时刻关注系统的运行状态，并采取必要的操作，这也增加了人因失误的可能。PCS利用PCCWST内的水可以在72h内实现无人干预运行，由于系统的非能动性，操纵员只需关注相关参数即可，从最大程度上减少了人员的误操作。

通过以上分析，AP1000安全系统PCS较EAS无论是在设计、建造和防人因失误等方面都有着显著的优势，安全性能得到提升，凸显了Ⅲ代核电非能动技术的优越性。

［1］广东核电培训中心.900MW压水堆核电站系统与设备[M].北京：原子能出版社,2005:193-223.

［2］林诚格.非能动安全先进核电厂AP1000[M].北京:原子能出版社,2008:190-218.

［3］顾军.AP1000核电厂系统与设备[M].北京:原子能出版社,2010:146-154.