AP1000核电厂的安全壳设计

核电厂的安全壳设计

1 引言

为了在电厂简化、安全性、可靠性、投资保护和电厂成本方面提供重大的、可度量的改进,AP1000采用非能动安全系统。安全壳是实现上述改进的一个关键设施。它不仅提供了防止裂变产物释放的高度完整、低泄漏率的屏障，其表面还承担将安全壳空气中的热量排到大气中去的传热功能。安全壳内部结构连同非能动堆芯冷却系统(PXS)和严重事故缓解设施一起设计。本文介绍了API000安全壳容器设计、建造、事故后特征和严重事故性能。此外，本文也讨论了放射性释放模式，假设条件以及安全壳短期和长期性能。

2 AP1000 安全壳设计概述

AP1000安全壳是一个自由直立的圆柱形钢制容器，带有椭球形的上封头和下封头。钢制安全壳容器被完全包容在一个混凝土屏蔽体中，该厂房提供了对外部危害(如飞射物)的防护，并限制中子、γ射线、散射照射对电厂工作人员和公众的辐照。

如图l 所示，API000设计保留了和AP600相同的直径，但其高度比AP600增加了7.8 m ，从而增加了自由空间。此外，与AP600相比，AP1000通过增加容器壁的厚度和使用SA738型B 级材料提高了安全壳的设计压力。AP1000安全壳容器的一些重要参数与AP600的比较见表l。如表中所示，圆柱形容器大部分的钢壁标称厚度是4.445cm，局部位置较厚，如设备闸门处。最低一层圈柱形壳体的壁厚增加到4.762 cm，以便为预埋件过渡段中的腐蚀情况留有裕度。封头是椭球形的，厚度为4.127cm，主直径为39.624m，而高度为11.468m。

安全壳容器由5个主要结构模块组装建造而成，每个模块都由预先成型的、喷好漆的钢板制成。为了进一步减少安全壳内的组装活动，这些模块包含环形加强筋、吊环梁、设备闸门、人员空气闸门、贯穿件组件和其它附件，其中包括非能动安全壳冷却系统(PCS)空气挡板的支撑和水分配溢流口的固定板。

安全壳容器的设计使其能支撑环吊及其载荷，并考虑了蒸汽发生器的更换。

表1 AP1000/AP600 安全壳参数比较

2.1 设备和人员闸门

安全壳有2个设备闸门，其内径为4.877 m。1个设备闸门在操作平台高度，标高为41.5 m，另1个在标高32.9 m处，它可以使设备从路线通道进入安全壳。设备闸门由带有球形凸向的圆柱形套管拴接在安全壳容器内侧的压力密封的盘形封头组成。2 个设备闸门中的每1个都带有1台电动绞车和1个自备电源，自备电源可以从其存放位置移动闸门并安装在闸门通道中。

人员空气闸门有2个，它们分别置于2个设备闸门附近。每个空气闸门有2个串列布置的门，这2个门在机械上联锁，以防止2个门同时打开，在1个门打开之前，另1个门完全关闭。可以使用专门的工具和规程将联锁旁路。

设备闸门的设计能使安全壳内部升高的压力作用在闸门的球形凸面上，而封头处于承压状态。通过1个环形空间为每个闸门提供双重密封，该环形空间能承接密封泄漏试验的压力。设备闸门和空气闸门的通道周围是钢制圆柱体，该通道通过屏蔽厂房从安全壳容器径向延伸到辅助厂房，安全壳容器支撑这些闸门组件。

2.2 贯穿件

机械贯穿件包括燃料输送贯穿件和机械管道贯穿件。这些贯穿件的总体设计特点与它们的工作状态相一致。例如，主蒸汽管道和给水管道包含有尽量减小作用于安全壳容器管道载

荷的波动管，以及保护波动管并防止刚好在压力容器外面发生管道破裂时使安全壳环形空间过度升压的保护管道。较小的启动给水和蒸汽发生器排污管线贯穿件不要求装波纹管，但要求包含保护管道。典型的管道贯穿件使用1个与工艺管道连在一起的波纹端头，它被焊接到安全壳贯穿件套管上，焊缝对于在役检查是可达的。

燃料输送管焊接到贯穿件套管上，而安全壳边界是在换料通道端处有双垫圈的盲板。膨胀波纹管提供换料操作期间的水密封，并调节安全壳容器、安全壳内部结构和换料厂房之间的移动差。

电气贯穿件一般通过直径为305mm或457mm的安全壳接管，而且这些贯穿件要安装得便于进行泄漏试验。

3 建造

安全壳容器由3.65m×11.58m、预先成型的、喷好漆的钢板建成，这些钢板焊在一起制成5个大的结构模块:下封头，3个圆柱段和上封头。这些结构模块在靠近核电厂核岛区的3个组装区制造。多个组装区使得可以在3个模块上同时进行工作。当模块制成时，将用重型起重机(如lampson1500 起重机)将每个安全壳模块吊起送到它的最终位置。

安全壳容器封头和3个圆柱环在堆厂房外现场组装具有总体上的优点，因为许多关键路径上的活动能不受干扰地同时进行。每个结构模块都安装好附件、闸门、桥型远道、管道、孔道、支撑，甚至钢筋和模板，因而减少了在拥挤的安全壳区域内的活动。其它的优点包括:

a. 材料和设备的吊装搬运都在地面上进行;

b. 工作站是固定的，并且很容易提供许多必要的对恶劣天气的防护;

c. 大大改善了工作的进出通道和支持设施;

d. 总体上减少了人力、施工时间和成本。

美国和日本的建造公司已经审查了安全壳的制造设计，并且已经确认安全壳容器的建造能较好地满足经论证的制造经验。安全壳容器高度的增加影响很小，因为没有增加结构模块数量，最重的安全壳模块也没有大的改变。容器圆柱段上部环形段保留了3 板层和环吊支撑(700 t) o AP1000要求现场组装焊缝数与AP600相比没有变化，都要求4个环状焊缝以连接5 个结构模块。增加钢板厚度和用SA738钢代替SA537钢对焊接性能没有明显影响。现在， SA738

是建造商日常使用的常规材料。

4 事故后的性能

AP1000安全壳的设计能包容任何假想的设计基准事件，包括反应堆冷却剂系统环路管道或主蒸汽管道发生双端剪切断裂时释放的质量和能量，并且不超过其设计压力。此外，钢制安全壳体与非能动安全壳冷却系统一起发生作用，能在事故后限制和迅速降低安全壳的温度和压力。该传热功能也能降低安全壳大气中的裂变产物浓度，而安全壳的钢壳及其贯穿件的高度完整性也阻挡了裂变产物向环境的释放。

4.1 降低压力和温度

在假想的设计基准事件以后，由于大量的质量和能量释放到安全壳自由空间中，使得安全壳的压力和温度迅速增加。钢制安全壳壳体被安全壳大气加热，通过冷凝蒸汽从安全壳大气移出热能，并将热能传送到安全壳外表面的PCS 冷却流体中(水和空气)。因此，在事故后以及其它设计基准和停堆事件后，带有PCS系统的安全壳起着安全相关的最终热阱作用。

对于AP1000，最严重的安全壳压力设计基准事故是假想的冷段双端剪切断裂(DECLG)。对于这个事故，计算得到的安全壳峰值压力是3.99bar(57.8 psi g)，它出现在始发事件后的23 min。通过安全壳壳体的传热也有效而迅速地降低安全壳内的压力和温度。正如图2 和图3 所示，安全壳压力在5.5h 内降低到约1.65 bar(24 psi g)。在24h 时安全壳压力约为1.52 bar(22 psi g)，而安全壳温度是104℃。安全壳内大气和外部环境压力差的迅速减小将有助于限制放射性物质向环境的释放，因为这时裂变产物从安全壳向外部环境泄漏的驱动力迅速减小。

要指出的是，图2 和图3 描述了安全分析评估的结果。最大安全壳压力的计算中考虑了较大的保守性，其中包括:

a. 保守假设的高衰变热水平；

b. 保守假设的安全壳内低热阱；

c. 保守假设的安全壳内表面和外表面上的低热传输；

d. 保守假设的安全壳外部的PCS低的水流量和淋湿面积；

e. 不考虑安全壳外冷却水的热去除作用；