评价双层安全壳直接旁路泄漏的设计思路研究

魏淑虹,郑 华

评价双层安全壳直接旁路泄漏的设计思路研究

魏淑虹,郑 华

(深圳中广核工程设计有限公司,广东深圳518000)

本文探讨了评价压水堆全压双层安全壳直接旁路泄漏的设计思路,特别是如何识别潜在旁路泄漏途径和如何确定旁路泄漏率,提出环廊初始维持较大负压使事故后不出现“正压”阶段从而不需评价“正压”期间旁路泄漏,和环廊初始维持较小负压且需评价事故后“正压”阶段持续时间两种主要设计思路,可指导研发先进压水堆核电厂时选择系统设计方案。

双层安全壳;直接旁路泄漏;环廊通风系统

二次安全壳完全包围或部分包围(主要为贯穿件集中区域)一次安全壳,且一、二次安全壳之间的环廊可以维持在负压(通常由环廊通风系统实现),从而,一次安全壳泄漏可以在释放到环境之前被收集和处理。

旁路泄漏定义为从一次安全壳内泄漏出来、可能绕过二次安全壳边界、直接逸出至环境的泄漏,即旁路二次安全壳的泄漏收集和过滤系统。美国核管会(NRC)标准审查大纲(SRP) BTP 6-3[1］要求,在失水事故放射性后果评价时必须考虑该部分泄漏。

一次安全壳的泄漏可能因以下原因未被收集:

a)在二次安全壳降压过程中,可能发生一次安全壳直接泄漏。当二次安全壳边界有向外的正压差时,可能出现从二次安全壳向环境的直接泄漏。在一次安全壳内发生假想失水事故(LOCA)时,二次安全壳可能在降压系统有效前因热负荷、环境和一次安全壳的渗入经历正压瞬态。二次安全壳边界上向外的正压也可能由风载荷形成。考虑到风载荷和压力测量的不确定性,BTP 6-3[1］中将正压差定义为大于－63 Pa(－0.25英寸水柱)的压力。当二次安全壳内压力超过－63 Pa时,假定二次安全壳的泄漏预防功能失效。因为在正压阶段二次安全壳的泄漏不能确定,保守的假设为在这段时间内所有一次安全壳泄漏直接释放到环境中。因此,必须确定正压阶段的持续时间;

b)一次安全壳泄漏可能通过不在二次安全壳内终止的安全壳贯穿件和密封旁路二次安全壳。

旁路泄漏的评价包括识别旁路泄漏途径和确定泄漏率。潜在的旁路泄漏途径由穿过一次安全壳和二次安全壳边界的贯穿件构成,且可能有大量的泄漏屏障(如隔离阀、密封、装料函和焊接接头)。尽管这些泄漏屏障会减少泄漏,但不能完全消除泄漏。因此,在识别潜在的旁路泄漏途径时,应考虑每个这样的贯穿件。

本文探讨了评价压水堆全压双层安全壳直接旁路泄漏的设计思路。

1 直接旁路泄漏的评价方法

除安全壳泄漏率试验、环廊通风系统、安全壳泄漏收集和回收系统等的设计外,双层安全壳旁路泄漏的评价包括核查泄漏途径和确定泄漏率两个方面。

1.1 直接旁路泄漏途径的确定

在确定旁路泄漏途径时,应考虑不在二次安全壳内终止的途径里的下列泄漏屏障:

a)贯穿一次安全壳和二次安全壳屏障的管线上的隔离阀;

b)穿过一次安全壳和二次安全壳屏障的贯穿件上的密封和垫圈;

c)穿过一次安全壳和二次安全壳屏障的贯穿件(即保护管道)上的焊接接头。

1.2 直接旁路泄漏率的确定

防止安全壳直接旁路泄漏的设计一般通过二次安全壳及其通风系统实现。因此,主要的设计思路可分为两大类:

a)正常运行期间维持较小负压,事故后可能存在“正压”阶段

该设计方法需要确定正压阶段的持续时间。在确定二次安全壳内正压持续时间时应基于二次安全壳对一次安全壳内发生假想LOCA时的压力响应分析和降压系统有效性分析。保守的假设在正压持续时间内所有一次安全壳泄漏直接释放到环境中。

b)正常运行期间维持较大负压,事故后始终不会出现“正压”阶段

该设计方法是在设计环廊通风系统时考虑二次安全壳在一次安全壳内发生假想LOCA时的压力响应和降压系统作用,使得环廊初始即维持较大的负压,在事故后,环廊始终不出现“正压”阶段,从而不必考虑这部分安全壳旁路泄漏,即安全壳直接旁路泄漏率为0。

1.3 正压持续时间分析主要假设

二次安全壳在一次安全壳内发生假想LOCA时的压力响应分析和降压系统有效性分析应遵守SRP第6.2.3节[2］和BTP-6-3[1］的要求,主要有:

a)应考虑一次安全壳向二次安全壳的传热,包括:

1)应使用类似BTP-6-2[3］中保守的换热系数计算一次安全壳大气向一次安全壳结构的传热;

2)应考虑通过一次安全壳结构的热传导和向二次安全壳大气的对流传热;

3)应考虑向二次安全壳的辐射传热。

b)对暴露在外部环境中的二次安全壳表面应假定绝热边界条件;

c)应考虑一次安全壳膨胀对二次安全壳大气的压缩效应;

d)应考虑向二次安全壳内的泄漏;

e)不考虑二次安全壳向外泄漏;

f)对二次安全壳响应分析,应假定丧失厂外电源和应急电源系统(如一台应急柴油发电机失效)、一次安全壳热量导出系统、应急堆芯冷却系统或二次安全壳降压和过滤系统中最恶劣的能动单一故障。

g)应考虑因二次安全壳降压和过滤系统设计造成的延时;

h)应考虑二次安全壳内生成的热负荷(如设备热负荷);

i)在评价二次安全壳降压时应考虑风机性能特性。

2 欧洲压水堆(EPR)安全壳直接旁路泄漏的评价

2.1 台山核电厂1、2号机组直接旁路泄漏的评价

台山核电厂1、2号机组(简称“台山核电厂”)在考虑旁路泄漏时,对二次安全壳的概念进行了延伸,其包容功能由反应堆厂房及其周围厂房(安全厂房、核辅助厂房、燃料厂房和放射性废物厂房)来实现,主要依靠:

a)双层安全壳(带环廊通风系统、安全壳泄漏收集和回收系统);

b)利用通风和过滤设备对反应堆厂房周围的厂房进行动态包容;

c)在丧失通风系统时,利用安全壳的静态包容特性改善厂房或特定房间的密封性能。

2.1.1 直接旁路泄漏途径的识别

台山核电厂从反应堆厂房到外部环境的潜在泄漏途径见图1。

图1 从反应堆厂房到外部环境的各种潜在泄漏途径Fig.1 Potential leakage paths from reactor building to environment

对途径4,若蒸汽发生器传热管保持完整,则二回路流体没有放射性,蒸汽与给水贯穿件、蒸汽与给水阀门不执行放射性包容功能。在发生蒸汽发生器传热管破裂事故时,二回路的蒸汽与给水隔离阀门执行放射性包容功能。设计上已采取合理可行措施排除直接旁路泄漏,如在安全壳外设置3道给水隔离阀和在安全壳内设置1道止回阀等。

对途径5,设计上也已采取合理可行措施排除直接旁路泄漏,如反应堆厂房下部大部分区域为带有密封衬里的安全壳内置换料水箱,和堆芯熔融物扩展区;内层安全壳有不锈钢衬里;熔融物扩展区有特殊的稳定熔融物的覆层和专门的熔融物冷却系统保证底板不被熔穿;底板之上的水层也构成防止放射性核素逸出到环境的屏障等。

总之,台山核电厂安全壳的设计保证了未经过收集和过滤的泄漏物(途径4和途径5)不会释放到环境中,直接从安全壳泄漏到环境中的概率极低。

2.1.2 环廊通风系统

2.1.2.1 环廊通风系统简介

台山核电厂环廊通风系统(EDE)考虑了设计基准事故(DBC-2～4)、复杂事故序列(DEC-A)和严重事故(DEC-B)下对放射性物质的动态包容。为了实现放射性物质包容, EDE系统执行以下功能:

1)维持环廊内负压,以收集事故时来自安全壳内部的所有泄漏物,包括安全壳泄漏率试验和监测系统收集的泄漏物;

2)将收集到的泄漏物经高效粒子过滤器(HEPA)和碘吸附器过滤后排至烟囱。

3)当EDE系统由于丧失厂外电源或全厂断电而停运时,环廊内能够继续维持负压,直至EDE系统重新启动。

EDE系统由一列混合管路(包括一运行列及一安全列)及一独立安全列组成。

电厂正常运行过程中运行列连续运行,从而确保环廊在事故发生时具有足够的初始负压。发生事故时,系统自动切换至设置有HEPA和碘吸附器的安全列,隔离运行列。环廊空气经过滤器及碘吸附器过滤后排出,以维持环廊负压要求,限制安全壳内放射性物质向环境释放。

正常运行时,EDE风量平衡外层安全壳泄漏,因为内层安全壳泄漏不明显。设计基准事故、复杂事故序列和严重事故下,EDE风量必须平衡内层安全壳泄漏(因超压而增加的泄漏)和外层安全壳的渗入。

2.1.2.2 初始负压值的确定

台山核电厂采用正常运行期间维持较大负压使事故后始终不会出现“正压”阶段的设计思路。在DBC-2～4,DEC-A或DEC-B时,环廊在所有考虑到的气象条件(风速及其频率)下保持足够的负压,不存在“正压”阶段。在确定各工况下要求的最小环廊初始负压值时,综合考虑以下因素:

a)风荷载的影响

室外大风会在安全壳外侧迎风面产生正压,在安全壳背风面产生负压。为保证环廊能对放射性物质动态包容,环廊的负压需低于大风所产生的负压。

b)事故工况下的宽限期

DEC-B且完全丧失交流电时,EDE系统安全列可由蓄电池供电,切换至蓄电池供电考虑用时75 min,手动启动安全列设备考虑用时30 min。在此105 min宽限期内,EDE系统停运时,考虑到事故后一次安全壳向二次安全壳的传热,来自一次安全壳的泄漏和二次安全壳外的漏入等因素,环廊负压会逐渐升高。为保证环廊能对放射性物质动态包容,在EDE系统启动排风时,环廊的负压值需不高于室外大风所产生的负压,故环廊的初始负压需满足宽限期内设计要求。

c)一次安全壳膨胀对二次安全壳大气的压缩效应

事故工况下,安全壳内温度升高,造成一次安全壳膨胀,导致二次安全壳大气被压缩,环廊负压需考虑一次安全壳膨胀所造成的影响。

综合考虑上述三个因素,为了保证在DBC-2～4、DEC-A和DEC-B时,环廊在所有考虑到的气象条件(风速及其频率)下均能够保持足够的负压,不存在“正压”阶段,则正常运行期间(DBC-1),EDE系统维持安全壳环廊的最小负压值为－1 770 Pa。

2.2 U.S.EPR直接旁路泄漏的评价

U.S.EPR[4］的设计中,反应堆屏蔽厂房(RSB)完全包容了一次安全壳(RCB),它和环廊通风系统(AVS)共同承担了二次安全壳的包容功能。在正常运行工况下和事故工况下, AVS系统将环廊维持在负压状态。

U.S.EPR在直接旁路泄漏途径识别方面与台山核电厂相似,但AVS系统设计采取了不同的设计思路,即US EPR核电厂在正常运行期间,环廊维持了较小负压,事故后,由于初始负压较小,在AVS系统安全列投运之前,可能存在“正压”阶段。因此,在直接旁路泄漏的评价中,需要确定正压阶段的持续时间。

U.S.EPR AVS系统由3列组成:

a)1列正常过滤:在正常运行时维持环廊压力低于或等于－202 Pa表压;

b)2列事故过滤:用于在假想事故后维持环廊负压低于或等于－63 Pa表压。

发生假想LOCA事故时,安全壳隔离信号触发正常过滤列自动停运,2列事故过滤列自动启动,并在主控室出现报警。

在进行二次安全壳压力响应分析时,假设发生LOCA的同时丧失厂外电源,并假设由于单一故障丧失1列事故过滤列。在剩余1列事故过滤列启动之前,因一次安全壳传热、膨胀、一次安全壳和环境的漏入等,环廊压力升高。假想事故发生60 s后,AVS剩余的事故列启动,并使环廊压力开始下降。分析结果表明,在事故发生后305 s,环廊压力将达到规定负压值－63 Pa。系统继续运行,环廊压力将进一步降低。可见,一列AVS事故列投入运行,足以确保AVS执行其安全功能,且有足够裕量。

表1 U.S.EPR二次安全壳响应分析Table1 U.S.EPR secondary containment response analysis

2.3 台山核电厂和U.S.EPR直接旁路泄漏两种设计思路的比较

尽管台山核电厂和U.S.EPR采取了不同的安全壳直接旁路泄漏设计思路,但均需按SRP要求开展二次安全壳响应分析,以确定环廊初始负压或事故后正压持续时间。台山核电厂设计思路需要正常运行时维持较大的初始负压,对一次安全壳泄漏率、环廊通风系统容量、二次安全壳结构设计等有一定影响,但由于事故后不存在正压阶段,在计算LOCA事故放射性后果时不用考虑直接旁路安全壳泄漏部分的贡献;U.S.EPR设计思路正常运行时只需维持较小的初始负压,对一次安全壳泄漏率、环廊通风系统容量、二次安全壳结构设计等有利,但需在计算LOCA事故放射性后果时考虑直接旁路安全壳部分的贡献,即在该段时间内释放到环廊的放射性物质旁路安全壳直接释放到环境中。

通过分析台山核电厂和U.S.EPR安全壳直接旁路泄漏评价,以下两个问题值得关注:

2.3.1 负压值

NRC BTP 6-3考虑了风载荷造成的负压和环廊压力仪表不确定性,统一规定负压为－63 Pa,台山核电厂考虑了合同规定的设计风速,该方法更为合适,建议研发先进压水堆核电厂时按设计风速确定负压值。

2.3.2 燃料厂房和安全厂房控制区压力响应分析

由于台山核电厂和U.S.EPR将燃料厂房和安全厂房控制区(由安全厂房控制区通风系统维持负压)也作为二次安全壳,因此,燃料厂房和安全厂房控制区也需进行压力响应分析,分析时需遵循与环廊压力响应相似的假设:

1)暴露在外部环境中的燃料厂房和安全厂房表面假定为绝热边界条件;

2)考虑从一次安全壳(旁路泄漏)和外部环境漏入燃料厂房和安全厂房;

3)不取信从燃料厂房和安全厂房漏出;

4)安全厂房控制区通风系统设计为接收到安全壳隔离信号后两个事故列均启动,但分析中考虑单一故障,假定1台风机未能启动;

5)考虑燃料厂房和安全厂房内的热负荷;

6)考虑安全厂房控制区通风系统可能的降级(如过滤器堵塞),通过增大通风系统阻力和降低风机性能来惩罚安全厂房控制区通风系统设计能力。

但也需考虑到燃料厂房和安全厂房与环廊的不同:

1)不考虑一次安全壳向燃料厂房和安全厂房的传热,因为它们不相邻;

2)不考虑一次安全壳膨胀对燃料厂房和安全厂房的压缩效应,因为它们之间存在环廊。

3 结论

本文探讨了评价安全壳直接旁路泄漏的设计思路,特别是如何识别潜在旁路泄漏途径和如何确定旁路泄漏率,提出:(1)环廊初始维持较大负压,使事故后不出现“正压”阶段,从而不需评价“正压”期间旁路泄漏;和(2)环廊初始维持较小负压,瞬态后出现“正压”阶段,需评价“正压”阶段持续时间两种主要设计思路,可指导研发先进压水堆核电厂时选择系统设计方案。

[1］ U.S.NRC.NUREG-0800 Standard review plan branch technical position 6-3 Determination of bypass leakage paths in dual containment plants[R］．March 2007.

[2］ U.S.NRC.NUREG-0800 Standard review plan Section 6.2.3 Secondary containment functional design[R］．March 2007.

[3］ U.S.NRC.NUREG-0800 Standard review plan branch technical position 6-2 Minimum containment pressure model for PWR ECCS performance evaluation[R］．March 2007.

[4］ AREVA NP Inc.US EPR Final safety analysis report [R］．May 3,2013.

Design approach of dual containment direct bypass leakage evaluation

WEI Shu-hong,ZHENG Hua

(1.China Nuclear Power Design Co.ltd(Shenzhen),Shenzhen of Guangdong Prov.518000,China)

Two design approaches of dual containment direct bypass leakage evaluation (especially the identification of potential bypass leakage paths and the determination of bypass leakage rate)are proposed:maintaining a big initial annulus negative pressure and eliminating the positive pressure period after accidents which allows no direct bypass leakage during the positive pressure period,or maintaining a small initial annulus negative pressure and evaluating the positive pressure period after accidents,which can guide the advanced nuclear power plant research and development.

dual containment;direct bypass leakage;Annulus ventilation system

TL 364.1

A

0258-0918(2016)01-0056-06

2014-07-22

魏淑虹(1981—),女,浙江人,高级工程师,现主要从事核电厂安全系统设计工作