譚效時，李曉偉，李笑天，何樹延

（清華大學 核能與新能源技術研究院，北京 100084）

核電廠新型預應力混凝土安全殼及其非能動冷卻系統(tǒng)設計與分析

譚效時，李曉偉，李笑天，何樹延

（清華大學 核能與新能源技術研究院，北京 100084）

本文以CAP1700核電廠為例，提出了一種新的核電廠預應力混凝土安全殼及其非能動冷卻方案，介紹了新式非能動安全殼冷卻系統(tǒng)熱工水力計算方法，并給出事故工況下新非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的運行參數(shù)。結果表明，CAP1700非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的設計是可行的，能滿足事故工況下的冷卻需求。貯水箱水量有很大的裕量，可通過計算進一步優(yōu)化貯水量。

非能動；熱工水力；預應力混凝土安全殼

反應堆非能動安全設計已成為當今世界的主要潮流，也是未來三代堆、四代堆的發(fā)展方向?，F(xiàn)今技術比較成熟的非能動安全反應堆有美國西屋公司的AP1000［1］。傳統(tǒng)的二代及二代加反應堆安全殼多為鋼筋混凝土結構，主要用來屏蔽放射性物質和保護反應堆免受外部事件影響。安全殼內設有噴淋系統(tǒng)，由噴淋泵、應急注水箱和噴淋管線組成，當安全殼內壓力達到某設計整定值時，向殼內噴淋冷卻水（添加NaOH等堿性物質），使殼內溫度和壓力低于設計限值［2］。

AP1000的安全殼由兩層組成：內層為帶橢球形封頭的圓柱形鋼制容器，是阻止放射性物質向環(huán)境釋放的屏障，也是最終熱阱的非能動安全級換熱界面；外層為鋼筋混凝土屏蔽構筑物，是反應堆免受外部事件影響的保護屏障，也作為非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的一個組成部分，構成空氣自然循環(huán)的冷卻通道。AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)由儲水箱、水量分配裝置和相關的儀表、管道、閥門構成［3-4］。正常工況下空氣從屏蔽構筑物上部入口進入，流過下降流道后反向流過上升流道，帶走安全殼熱量，最后從空氣擴散器排至環(huán)境。事故時傳感器在接到安全殼高壓信號后打開儲水箱隔離閥，水在重力作用下流向鋼制安全殼外表面，形成水膜，吸收安全殼熱量并從空氣擴散器或地漏流出安全殼［5］。

AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)利用重力、自然循環(huán)等方式驅動流體流動帶走堆芯余熱和安全殼的熱量，不需外部能源，因而具有以下特點：1）系統(tǒng)配置簡化，支持系統(tǒng)減少，部分設備安全等級和質保等級降低，安全級設備大幅減少；2）預防、緩解事故和嚴重事故的操作簡化；3）安全性能顯著提高。由于設計簡化、系統(tǒng)簡化、工藝布置簡化、施工量減少、工期縮短、運行和維修簡化等一系列效應，最終使AP1000在安全性能顯著提高的同時，經(jīng)濟上也具有較強的競爭力［6］。

AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的不足之處在于：非能動過程的啟動需要依靠傳感器的信號控制閥門開關，還需要蓄電池提供能量，并不是完全非能動安全；巨大的鋼制安全殼加工、組裝難度大，成本高，質量控制難。當反應堆功率增大到1 700MW時，事故時質能釋放量增加，如果采用鋼制安全殼，體積和厚度必須更大，安全性和經(jīng)濟性會降低。

本文以CAP1700為例，提出一種新的核電廠預應力混凝土安全殼及其非能動冷卻系統(tǒng)方案，可望進一步增強反應堆的非能動安全性，降低建造成本。

1 方案簡介

1.1 預應力混凝土安全殼

與AP1000相比，CAP1700由于功率增大、回路增多，因而反應堆壓力容器、安全殼、冷卻劑泵等的尺寸均發(fā)生改變。假設發(fā)電效率相同，CAP1700與AP1000的設計參數(shù)列于表1。

表1 AP1000與CAP1700的設計參數(shù)Table 1 Design parameters of AP1000and CAP1700

根據(jù)AP1000混凝土安全殼尺寸折算得到CAP1700預應力混凝土安全殼設計參數(shù)，結果列于表2。

表2 CAP1700預應力混凝土安全殼設計參數(shù)Table 2 Design parameters of prestressed concrete containment for CAP1700

CAP1700預應力混凝土安全殼由底板、側墻、穹頂、貯水箱、排水箱和相關的管道、儀表等構成。安全殼整體為鋼筋混凝土結構，為防止放射性物質釋放到環(huán)境中，混凝土內側襯有鋼襯里。穹頂和混凝土側墻上半部布置有非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的管路。貯水箱底部有排水管與排水箱相連，頂部氣孔處設置一常開的電動隔離閥，用于發(fā)生冷卻水流失的極端事故時隔離安全殼和外部環(huán)境。CAP1700預應力混凝土安全殼結構示于圖1。由于取消了巨大的鋼制安全殼，CAP1700的混凝土安全殼兼具以下3種功能：1）保護反應堆免受外部事件影響；2）屏蔽放射性物質；3）最終熱阱的非能動安全級換熱界面。而AP1000的混凝土安全殼只起保護作用，后兩種功能由內層的鋼制安全殼實現(xiàn)。傳統(tǒng)的二代及二代加反應堆混凝土安全殼則只起保護和屏蔽作用，事故后安全殼內降溫、降壓則通過噴淋來實現(xiàn)。

圖1 CAP1700預應力混凝土安全殼結構示意圖Fig.1 Scheme of prestressed concrete containment for CAP1700

CAP1700預應力混凝土安全殼的成本主要有以下幾部分：1）混凝土；2）預應力鋼束及鋼襯里、水冷系統(tǒng)管道；3）電動隔離閥等其他設備。其中，貯水箱內表面和冷卻水管材料為碳鋼，排水箱內表面和貯水箱流道組織材料為不銹鋼。

1.2 非能動安全殼冷卻系統(tǒng)

CAP1700預應力混凝土安全殼非能動冷卻系統(tǒng)由貯水箱、下降管、水冷壁、熱水聯(lián)箱與熱段（6個）、防斷管事故的入口堵頭及出口浮子等組成。管系外徑均為90mm，管壁厚5mm。管道材料采用SA516-70，貯水箱內襯碳鋼。貯水箱及管系設計參數(shù)列于表3。正常運行時，水冷壁內的水溫度上升、密度減小，依靠水的浮升力向上流動，經(jīng)熱水聯(lián)箱、熱段管道流進貯水箱；箱內水由重力作用經(jīng)安全殼墻內的下降管下行、再進入安全殼內至水冷壁上行，完成水的流動循環(huán)。事故工況時安全殼內升溫，貯水箱內的水被逐漸加溫；超過沸點后，水將在貯水箱內不斷被蒸發(fā)并載出安全殼內的熱量，實現(xiàn)對安全殼的散熱、降溫與降壓。

表3 CAP1700非能動安全殼冷卻系統(tǒng)設計參數(shù)Table 3 Design parameters of passive containment cooling system for CAP1700

CAP1700非能動安全殼冷卻系統(tǒng)三維結構（1／6）和單根管路示意圖示于圖2。

圖2 CAP1700非能動安全殼冷卻系統(tǒng)三維結構（1／6）（a）和單根管路示意圖（b）Fig.2 3Dstructure（1／6）（a）and single tube（b）of passive containment cooling system for CAP1700

為防止斷管事故發(fā)生時非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的冷卻水進入安全殼內，在每根下降管入口和熱段出口處設置入口堵頭和出口浮子，堵頭和浮子均由彈簧裝置固定在水箱上。通過設置適當?shù)膹椥韵禂?shù)，可保證在系統(tǒng)正常運行時，堵頭和浮子均處于管口上方一定位置，不影響水的流動。當發(fā)生斷管事故時，水從斷口處流入安全殼內。此時自然循環(huán)中斷，水箱中的水主要受重力作用，從下降管和水冷壁流向斷口處且流速遠大于自然循環(huán)，堵頭和浮子下方由于水流速增大引起壓力減小，形成吸力，從而使堵頭和浮子自動落下，堵住管口，避免更多的水流入安全殼。

2 排熱能力分析

2.1 安全殼事故冷卻功率估算

CAP1700是在AP1000基礎上加以改進的，通過CAP1700與AP1000功率比和AP1000的原有設計參數(shù)進行初步設計，假設CAP1700的反應堆失水事故的排熱、排水量與AP1000的成比例放大。通過AP1000的冷卻水流量推算出其冷卻能力，進而折合換算為CAP1700所需的冷卻能力，結果示于圖3。這樣算出的CAP1700的蓄水量會有很大的裕量。

圖3 CAP1700所需冷卻能力隨時間的變化Fig.3 CAP1700cooling capacity vs.time

在AP1000安全殼冷卻系統(tǒng)中，事故發(fā)生時，鋼制安全殼內溫度和壓力迅速升高，電子傳感器接收到高溫、高壓信號后控制閥門打開，大量冷卻水從水箱流向鋼制安全殼進行冷卻。隨著時間的推移，排出熱逐漸減少，堆內剩余功率降低，所需冷卻水量也相應減少。隨著水箱水位下降，水流量也不斷下降，與所需冷卻能力相匹配。72h后冷卻水用盡，AP1000利用空氣的自然循環(huán)進入空冷階段。

CAP1700非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的冷卻原理與AP1000的稍有不同，如圖4所示，箱內水由重力作用經(jīng)安全殼墻內的下降管下行，此階段可視為絕熱處理。之后進入安全殼內部的水冷壁，通過冷凝、對流、輻射換熱吸收安全殼內熱量，水溫上升、密度減小，依靠水的浮升力上行，匯集至熱水聯(lián)箱，經(jīng)由熱段流進貯水箱，與水箱中冷水混合，完成水的流動與換熱循環(huán)。水的溫度超過100℃后，部分水蒸發(fā)，由氣孔排至大氣。

圖4 CAP1700冷卻系統(tǒng)流程圖Fig.4 Scheme of CAP1700cooling system

事故起始時刻，反應堆剩余功率最大，冷卻水流量為最大值。定義起始時刻點為A點，此時殼內混合氣體的溫度只有約150℃，水冷壁中冷卻水溫度未達到100℃，進入貯水箱后通過與冷水混合釋放熱量，使貯水箱內水的溫度升高。此后一段時間內，貯水箱保持滿水位不變。在某個時刻，冷卻系統(tǒng)內的水均達到了100℃，此時冷卻水在水冷壁中繼續(xù)吸熱，溫度將會超過100℃，進入貯水箱后與冷水混合釋熱的同時該股水流將不斷上升，在某一水位（該水位的飽和溫度與該股熱水溫度相同）發(fā)生汽化。貯水箱水位由于冷卻水的蒸發(fā)開始下降，定義此起始沸騰點為B點。由于CAP1700的混凝土安全殼未設計空氣流道，當AP1000的冷卻水恰好用盡轉為空氣冷卻時，CAP1700依然要靠貯水箱中的冷卻水進行冷卻，定義此工況點為C點，要求此時CAP1700的貯水箱水位不能為0，依然有足夠的排熱能力。

為方便起見，以下均用A、B、C來表示這3個工況點。通過以上分析給出3個點的狀態(tài)，結果列于表4。

表4 3個工況點的比較Table 4 Comparison of three operating points

2.2 安全殼事故冷卻能力計算分析

CAP1700非能動安全殼冷卻系統(tǒng)運行參數(shù)的計算流程如下：首先根據(jù)事故工況確定氣體溫度，然后預設冷卻水的溫升，根據(jù)頂管與側管的長度比確定不同管段水的溫升，得到相應的冷卻水平均密度，可計算出提升力。再由設計傳熱量計算出水的流速、雷諾數(shù)和質量流量，判斷冷卻水的流動狀態(tài)，并根據(jù)相應的阻力公式計算出冷卻水的流動阻力，如果計算得到的水的阻力和提升力相等，則說明假設的冷卻水的溫升正確，否則重新假定冷卻水的溫升，進行新一輪計算。流動計算平衡后，再進行換熱計算。根據(jù)定性溫度計算水的物性，從而得到冷凝系數(shù)、對流換熱系數(shù)、輻射換熱系數(shù)，進而得到水冷壁的總傳熱系數(shù)，從而得到總的換熱量。如果得到的總換熱量大于等于CAP1700安全殼冷卻系統(tǒng)的冷卻能力，則CAP1700非能動安全殼冷卻系統(tǒng)可在事故工況下安全運行［7］。

在進行熱工水力計算過程中，提升力采用下式計算：

其中：ρc為冷水密度；ρh為熱水密度；g為重力加速度；H為水提升高度。

安全殼內混合氣體對水冷壁的冷凝換熱系數(shù)的經(jīng)驗公式［8］為：

其中，Xair、Xst分別為安全殼內混合氣體中空氣和水蒸氣的質量份額。

自然對流和輻射的換熱系數(shù)與冷凝換熱系數(shù)相比均很小，可忽略。

水冷壁管管內換熱系數(shù)的計算公式［9］為：

其中：h為管內換熱系數(shù)；d為管內徑；λ為導熱系數(shù)。

換熱量的計算公式［10］為：

其中：A為水冷壁管換熱面總面積；K為氣體側總傳熱系數(shù)；T氣為事故工況下安全殼內氣體溫度；T水為冷卻水平均溫度。

總傳熱系數(shù)K的計算公式為：

其中：hc為管外冷凝換熱系數(shù)；Rw為管壁導熱熱阻。

水的質量流量的計算公式為：

其中：.Q為熱流量；cp為水比定壓熱容；ΔT為冷卻水溫升。

水流速的計算公式為：

其中，d1為管內徑。

管壁阻力的計算公式［11］為：

其中：fi為沿程阻力系數(shù)；ξi為局部阻力系數(shù)；ui為管內平均流速；Li為管長。

A、B、C 3個工況點的運行參數(shù)列于表5。

以上只是安全殼事故冷卻能力簡單，但偏于保守的估算。不難看出，CAP1700的非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的排熱能力可滿足設計需求，在事故工況時能保證反應堆的安全。注意到A、B、C 3個工況點的實際排熱能力均大于所需排熱能力，貯水箱的水量設計實際有較大裕量，可通過詳細計算進一步優(yōu)化局部結構，減小水箱尺寸。

表5 3個工況點的運行參數(shù)Table 5 Operational parameters of three operating points

3 結論

非能動安全殼冷卻系統(tǒng)是CAP1700非能動安全的重要體現(xiàn)。本文提出了預應力混凝土安全殼的設計方案及其非能動冷卻系統(tǒng)方案，該系統(tǒng)的設計滿足了非能動安全且無巨大鋼制安全殼的要求。通過對AP1000設計參數(shù)和運行參數(shù)的折算，初步估算出CAP1700事故工況下的冷卻功率。經(jīng)冷卻能力計算分析，CAP1700非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的設計是可行的，能滿足事故工況下的冷卻需求。貯水箱水量有很大的裕量，可通過計算進一步優(yōu)化貯水量。

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Design and Analysis of New Prestressed Concrete Containment and Its Passive Cooling System for Nuclear Power Plants

TAN Xiao-shi，LI Xiao-wei，LI Xiao-tian，HE Shu-yan
（Institute of Nuclear and New Energy Technology，Tsinghua University，Beijing100084，China）

A new nuclear power plant prestressed concrete containment and its passive cooling system design were proposed for CAP1700nuclear power plant as an example.The thermal-hydraulic calculation method for the new passive containment cooling system of CAP1700was introduced and the operating parameters in accident condition were obtained.The result shows that the design of passive containment cooling system for CAP1700is feasible and can meet the cooling demand in accident condition.Reservoir capacity of tank has a big margin and can be further optimized by calculation.

passive；thermal-hydraulic；prestressed concrete containment

TL334

A

1000-6931（2014）02-0271-06

10.7538／yzk.2014.48.02.0271

2012-11-30；

2013-03-14

譚效時（1988—），男，遼寧本溪人，碩士研究生，核科學與技術專業(yè)