地下核电站安全壳再循环系统设计的初步论证

孔翔程，邹志强，武铃珺，蒋孝蔚，张 航，李 翔

(中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室，四川成都610213)



地下核电站安全壳再循环系统设计的初步论证

孔翔程，邹志强，武铃珺，蒋孝蔚，张 航，李 翔

(中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室，四川成都610213)

核电站建造于地下，反应堆厂房洞室外具备天然的裂变产物屏障，在安全壳外洞室内设置安全壳再循环系统，预防并缓解放射性裂变产物释放，维持安全壳的完整性。该系统同时整合了卸压、过滤、排热安全功能，充分发挥地下核电站重力补水和天然屏障的安全优势，可以非能动运行。本文通过简单的计算分析开展初步论证，证明该系统可以有效实现三大安全功能，是适合于地下核电站的安全系统。

地下核电站；再循环；非能动运行；安全壳热阱

发展至现代的纵深防御理念更强调均衡：即预防事故和缓解事故后果的系统和措施的均衡，也常被简述成“预防与缓解并重”。核电厂为包络放射性物质而设置多道屏障，这也是纵深防御理念的一种体现。通常对于压水堆核电厂考虑三道屏障：燃料包壳，反应堆冷却剂系统，安全壳。

长江勘测规划设计研究院联合中国核动力研究设计院开展了地下核电站的专题研究，提出了600MW级地下核电站总体技术方案(CUP600)。地下核电站安全壳外洞室外围的天然地质条件(土壤、岩石等)形成了第4道裂变产物屏障。每一道屏障都有失效的可能，因此，有必要综合考虑各道屏障完整性的预防与缓解的均衡，结合地下核电站的特点考虑安全设计。

目前水淹安全壳的设计思想仅出现于小型研究堆的概念设计中，对于地下核电站，工程上便于实现水淹安全壳，从而形成非能动的安全壳最终热阱，排出安全壳的热量。除排热以外，安全壳外的水资源还可以实现卸压、过滤排放等功能，将这些功能整合在一起，针对地下核电站设计了安全壳再循环系统。

1 系统设计

反应堆厂房洞室的几何形状是长圆筒形，在建筑结构方面，洞室纵深方向的高度可以比较高，但在水平方向扩大洞室的宽度或直径将面临较大的挑战，地下核电站概念设计阶段，洞室尺寸暂定为直径46m，高80m，如图1所示，安全壳尺寸暂定为内径37m，内部自由容积5万m3左右。图1中安全壳穹顶的形状参考了地面核电站两环路压水堆的安全壳。

图1 安全壳再循环系统设计Fig.1 Design of containment recirculation system

目前地下核电站项目尚处于概念设计阶段，类似于沸水堆(BWR)的反应堆厂房设计，图1中也区分了湿腔和干腔，在水箱底部的高度建造一个平台，将洞室分隔为上部的湿腔和下部的干腔，一方面，便于在结构上支撑水箱，另一方面，对于潜在的放射性泄漏增加一道屏障。

将安全壳穹顶淹没在水中，所谓再循环是指：安全壳顶部排气，经阀门A、B、文丘里过滤排放至穹顶外的水箱中，水蒸气冷凝后，空气经阀门C、D、E、F进入安全壳，形成循环。这种安全壳外部的再循环实现了安全壳的排放卸压，并且可以通过调节风机的流量来维持安全壳微小负压，即安全壳压力略小于壳外洞室的压力。电厂丧失所有电源无法运行风机时，关闭阀门E、F，开启阀门A、B、C、D，安全壳也可以向封闭洞室进行非能动的排放卸压。

主动实施过滤排放可以缓解严重事故下放射性裂变产物的安全壳泄漏，例如，严重事故下监测到安全壳外下部干腔放射性高，说明安全壳下部筒体发生泄漏，主动实施排放卸压，维持安全壳微小负压，可以终止安全壳泄漏，主动实施过滤。对于无法滞留在水箱中的惰性气体裂变产物，针对其半衰期比较短的特点，留存在洞室中，衰变一定时间后，监测满足条件时向大气排放。

穹顶材料为核岛级钢板，壁厚5cm，关闭所有上述阀门，穹顶外的水通过壁面冷却安全壳，安全壳内形成自然循环，实现非能动的安全壳顶部排热功能。

2 功能及初步论证

2.1 排放卸压

压水堆核电站通常不采用排放的方式卸压，这是因为：相比较而言，大型干式安全壳的容积大，压力波动小，利用安全壳喷淋系统足以实现安全壳降压。但安喷系统运行可能带来一些负面影响：化学溶液的喷洒导致的污染清洗问题；安喷运行导致压力突然下降而不能准确控制压力，蒸汽惰化丧失引发氢气爆炸问题；消耗含硼水箱的硼水资源，等等。先进压水堆如AP1000已经摈弃了喷淋卸压设计。

BWR安全壳容积小，压力波动大，通常采用抑压水池控制压力，BWR发展至MARK-III型安全壳，抑压水池也是布置在安全壳上方。从卸压的能力和效率角度进行分析比较，外部的抑压水池卸压优于内部的喷淋卸压，压水堆不设置抑压水池，主要是因为压力波动小，没必要设置大容积的抑压水池。

抑压水池卸压设计非常适合于地下核电站，地下安全壳的内部空间受到限制，取消安喷系统可以节省空间，而洞室纵深方向提供的空间可以在安全壳上部布置大容积的水池。氢气聚集在安全壳顶部，所以卸压排气出口设置在安全壳顶部。如图1所示，安全壳气体排放后，其中的水蒸气被水池冷凝。卸压效果并不依赖于能动设备风机，但是依靠风机可以维持安全壳微小负压。

电厂正常运行时有专门的通风系统维持安全壳微小负压，防止安全壳泄漏，但是在事故工况，特别是严重事故工况，通常需要隔离这些通风系统，而严重事故工况堆芯燃料包壳已经损坏，放射性裂变产物释放至安全壳内，所以严重事故工况下更加需要维持安全壳微小负压。

功能论证：BWR的抑压水池容量通常在几千吨的量级，从安全角度分析，水池容量多多益善；从经济性、结构支撑角度分析，水池容量不宜过大。按照图1的设计抑压水池完全淹没穹顶，穹顶上方需要4425m3的水。但排放卸压对于水池的容量要求很低，不要求淹没穹顶。

图2给出了典型压水堆核电厂全厂断电事故(SBO)后安全壳压力的变化，没有非能动的长期安全壳热阱，考虑了安全壳及安全壳内构筑件的吸热，开始一回路质能释放阶段安全壳压力快速升高，释放结束后吸热效应导致压力短期下降，长期阶段安全壳压力缓慢升高。

图2 典型压水堆SBO事故后安全壳压力趋势Fig.2 Containment pressure variation of SBO accident for typical PWR

排放卸压功能主要是针对早期的快速升压设计的，对于长期阶段的缓慢升压，考虑用安全壳顶部排热手段冷凝降压。利用水池显热冷凝(不区分排放冷凝与安全壳顶部排热冷凝)水蒸气，大致估算如下，安全壳压力0.5MPa下大约有100t蒸汽，大约7t 30℃水可以冷凝1t 0.5MPa的蒸汽，冷凝100t蒸汽仅需700t水。如前所述，700t水无法完全淹没穹顶，但从排放卸压的角度看，千吨量级的水池容量已足够满足早期的排放卸压要求。

封闭洞室的非能动卸压效果：如果SBO事故后风机不能运行，非能动的安全壳排放也可以实现卸压。洞室采用封闭承压设计，且洞室剩余空间比较大，假设安全壳大气存在放射性，不能直接向环境排放，不考虑安全壳顶部排热，简单估算如下：初始状态安全压力0.5MPa，不考虑氢气等不可凝气体，空气分压0.1MPa，安全壳外洞室的剩余空间有5万m3，初始压力0.1MPa，保守忽略空气排放的温度变化，经过长期喷放后达到稳态，最终压力为0.167MPa。

2.2 安全壳过滤排放

地下核电站反应堆厂房洞室外的天然地质条件形成了裂变产物的第4道屏障，按照图1的设计，在湿腔和干腔分别设置仪表监测放射性，保留3、4道屏障之间的空间，包容并滞留放射性物质，将有效防止放射性释放。例如，监测到干腔放射性异常增高，这可能是由于安全壳筒体泄漏流量增大引起的，启动风机，维持安全壳外小流量再循环，保证安全壳外压力高于安全壳内压，将终止无过滤的安全壳放射性泄漏，于是，湿腔放射性<干腔放射性<安全壳内放射性，只有湿腔放射性低于一定标准后才考虑向外排放，下游设置金属过滤器，进一步过滤气溶胶等裂变产物。

当前系统设计强调监测并缓解洞室放射性后果，这是与地面核电站安全壳过滤排放的主要不同之处。对地面核电站而言，安全壳过滤排放系统主要是为缓解严重事故工况下安全壳超压或氢气威胁而设置的，不考虑缓解放射性后果的功能。地面安全壳外不存在一个封闭空间用来监测安全壳泄漏，等到场区或场外监测点监测到放射性时，严重事故后的安全壳泄漏已然对环境造成了不良影响。而对于地下核电站，监测到洞室放射性之后，缓解放射性后果正是当前系统设计的功能之一。

严重事故后堆芯混凝土相互作用(MCCI)产生不可凝气体，地面核电站的安全壳过滤排放系统主要是针对MCCI的不可凝气体，其文丘里过滤器的水装量往往在10m3以下的量级，完全不考虑蒸汽的冷凝。当前设计提供的水装量可以保证过滤的安全性。参考以往的数据结果，文丘里过滤器和金属滤网过滤器对于挥发性裂变产物和气溶胶裂变产物的过滤效果都在99%以上。

二级PSA结果表明，安全壳旁通往往对于大量裂变产物释放频率(LRF)的贡献最大，很多电厂甚至超过总值的50%，另外，安全壳内碱溶液(碘中和作用)注入失败的情况下，安全壳泄漏的LRF贡献也非常大。对于不可隔离的蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故，本设计考虑了蒸汽排放的回流过滤，如图1设计，阻止安全壳旁通导致放射性排放；对于安全壳泄漏，除上文措施外，如果监测到湿腔放射性异常增高，可能是安全壳穹顶泄漏，可以考虑向水池重力补水实施穹顶的完全淹没。如果设计上无法实现完全淹没，可以参考地面核电站预设文丘里水箱加强过滤。

2.3 安全壳顶部排热

先进压水堆如AP1000采用钢制安全壳，安全壳外通过喷淋或自然循环冷却安全壳。地下核电站也可以采用钢制安全壳，利用重力补水易于实现的优势，如图1所示，安全壳外设置水池，直接冷却安全壳，特别是长期冷却阶段，排出安全壳的热量。这样的非能动设计不依赖于电源和泵的运行，系统可靠程度比较高。

排热与卸压之间相互关联，排热也冷凝水蒸气降压，卸压排放时的质能释放也排出了热量。排放卸压可以快速降低安全壳压力，但可能对洞室造成放射性污染。事故晚期，壳外冷却水饱和或接近饱和状态时，对排放气体的冷凝效果非常有限。因此，当前设计考虑封闭安全壳，继续用饱和水冷却安全壳外壁，同时考虑向水池重力补水。不同于其他的非能动安全壳冷却系统，当前设计在长期阶段将水蒸气直接排放出洞室，直接通过蒸汽排放带出安全壳热量，不考虑利用冷却水密度差驱动自然循环。

换热面积的初步论证：本文只针对长期阶段的沸腾排热开展初步论证，即，饱和水冷却安全壳穹顶，常压下蒸汽排放出洞室，假设安全壳设计压力0.4MPa，安全壳蒸汽饱和温度不能超过140℃，计算CUP600压水堆事故后不同时间排出堆芯热量所需的最小面积。

稳态下热量排出安全壳，安全壳内大气温度经过三个热阻后降低至壳外冷却水温度，分别为：安全壳内壁面蒸汽冷凝传热；安全壳外壁面沸腾；安全壳钢板导热。公式表述如下：

Q/S=h冷(t气-t内)

(1)

Q/S=h沸(t外-t水)

(2)

Q/S=k(t内-t外)/δ

(3)

式中:S，最小换热面积，求解量；

t内，安全壳内壁面温度，求解量；

t外，安全壳外壁面温度，求解量；

t气，安全壳内大气温度，取临界值140℃；

t水，常压下饱和冷却水温度，100℃；

Q，衰变热功率，取10MW或20MW；

δ，安全壳钢板厚度，0.05m；

k，安全壳钢板导热系数，保守取定值，40W/m℃；

h冷，安全壳内冷凝自然对流的换热系数，取决于安全壳内部的自然循环，概念设计阶段安全壳的形状、隔间等设计待定，参考AP1000钢制安全壳的程序计算结果[1]，保守取1000W/m2℃；

h沸，安全壳外沸腾换热的换热系数，属于大容器饱和核态沸腾换热，应用米海耶夫关系式[2]：h沸=0.1224(t外-t水)2.33p0.5，其中p为沸腾的绝对压力，Pa。

按照上述稳态假设解方程，结果如表1，安全壳内0.4MPa饱和蒸汽，安全壳外常压饱和沸腾传热，此时热流密度限值Q/S为15.11KW/m2。

表1 安全壳顶部排热的计算结果

事故后24h堆芯衰变热大约10MW，只需淹没5.68m的安全壳筒体外壁(不考虑穹顶面积1411m2)，就可以实现热流密度低于限值，保证安全壳压力不超过设计压力，完全带出衰变热。所以，安全壳淹没的带热能力很强。

上述粗略的计算只是安全壳顶部排热的保守初步论证，事实上，安全壳内设备及构筑件的吸热能力是不容忽视的，若不考虑其他安全壳热阱，事故后堆芯热量首先传递给壳内的设备及构筑件，事故早期阶段向穹顶输出的热功率只是堆芯衰变热功率的一部分。设计阶段将考虑安全壳的详细设计，针对具体事故序列，模拟安全壳内自然循环[3]，开展详细计算。

2.4 卸压洞室

图1的设计中没有考虑卸压洞室，利用地下洞室纵深方向比较长的特点，利用图1中的湿腔执行卸压洞室功能，同时考虑安全壳外部的再循环。目前CUP600的设计中单独设置卸压洞室，如图3所示，不考虑再循环回流。直接淹没安全壳穹顶将带来上方水的重力荷载问题，图3中采用安全壳外的穹顶喷淋设计，类似AP1000设置相应的流量控制、分流管线及喷淋管线。

图3 卸压洞室设计方案Fig.3 Schematic of depressurization cavern

2.5 小结

传统电厂通常分别设计专门的安全系统实现卸压、过滤、排热功能，地下核电站安全壳再循环系统的基本设计理念是功能整合。核电站设置在地下，便于实现重力补水、自然循环等非能动设计，增设非能动系统的同时，尽可能将各安全功能整合在一起，简化系统设计和布置。这需要安全分析、结构力学、系统步骤、设备设计等专业相互沟通，充分交流，共同完成。

在功能整合的基础上，未来具体的系统设计可能发生多种变化，一方面，系统设计需要满足多专业的要求；另一方面，未来考虑系统的功能运行后还会有小改动，例如，图1的回流再循环设计方案可以应用于图3，而图3的文丘里过滤水池是封闭的，这种设计思想也可以应用于图1。

前文功能描述中简单涉及系统运行，未来该系统可能存在多种运行方式，概括地讲：应结合4道屏障及其屏蔽空间的状态实施不同的安全壳功能或功能的组合。各屏障的状态，包括完好或失效，封闭或开放等等；屏蔽空间的状态，包括一回路、安全壳空间、洞室空间的温度、压力、放射性等参数等等；监测状态和参数的基础上依据状态导向的操作规程实现三大安全功能，实现预防与缓解并重的先进安全理念。

3 结论

核电站建造于地下，洞室外的天然地质条件形成第4道裂变产物屏障，安全壳再循环系统的主体部分设置在第3和第4道屏障之间，通过安全壳外的气体再循环预防并缓解洞室的放射性污染。安全壳再循环系统同时兼顾卸压和排热功能，第1道屏障没有损坏，即堆芯完好的情况下，维持第1、2、3道屏障的完整性。系统设计结合地下核电站的特点，体现了现代纵深防御理念的均衡特性。

本文简要描述了地下核电站安全壳再循环系统的设计，强调该系统的非能动运行特征，概括论述了系统的主要功能：卸压、过滤、排热。通过简单计算，对该系统的水池容量、换热面积进行了初步论证，并得出初步结论：该系统充分发挥了地下核电站的两大安全优势—重力补水和天然屏障，系统设计简单，运行可靠，可以有效完成卸压、过滤、排热三大安全功能，是专门为地下核电站设计的安全系统。

[1] 叶成，郑明光，等. AP1000钢制安全壳厚度对传热性能的影响，核科学与技术，2014.3.

[2] 张学学，李桂馥.热工基础，北京：高等教育出版社，2000.9.

[3] 蒋孝蔚，余红星，等. 非能动安全壳冷却系统传热关系式研究，核动力工程，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，核工程专业硕士，从事PSA与严重事故分析工作

TL48

A

0258-0918(2017)02-0287-06