学科发展前沿讲座

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核电站安全壳的安全可靠性分析

【摘要】：核电厂安全壳对于保证核电站的安全性和可靠性有十分重要的作用，是保证核电厂安全的最后一道防御。本文在总结相关研究的基础上，对核电厂安全壳可能出现的氢爆、主蒸汽管道破裂等危机状况进行了分析总结。

【关键词】：核电站安全壳安全可靠性

一引言

核电厂的安全性和可靠性十分重要，安全壳及其支持系统是反应堆和环境之间的实体屏障，它在事故情况下起着阻止或缓解放射性物质向环境释放的作用。具体的作用有三个：

(1)、在发生失水事故或地震时，承受事故产生的内压力，防止堆厂房内放射性物质外逸，以免污染环境。设计准则通常按历史最大地震和失水事故考虑；

(2)、保护重要设备，防止受到外部事件(如飞机坠毁)的破坏；

(3)、它是放射性物质和外界之间的第三道也是最后一道屏障。因此，在任何情况下都要保证安全壳的完整性，对它特别仔细地设计、建造和监督。

在安全壳中，主要有可能出现的安全事故分为氢气爆炸、安全壳超压失效、安全壳直接加热失效、地震冲击、外来冲击等，而引起这些危机的事故主要有主蒸汽管道破裂(SGTR)、全厂断电事故（SBO）、未能预期瞬变（ATWS）、一回路小破口（SBLOCA）等，在严重事故期间，安全壳会受到各种热负荷和机械应力的冲击，安全壳的响应会因为事故的不同而有所区别。因此，需针对专门的事故序列分析安全壳的行为以及评估安全壳的状态，从而为严重事故管理导则的制定奠定基础。

二严重事故下安全壳内氢气浓度变化及可能影响

在轻水堆核电厂严重事故进程中，锆合金包壳与水或水蒸汽产生大量的氢气，并通过反应堆冷却剂系统(RCS)压力边界或压力容器破口释放到安全壳中[1，2]。如果压力容器下封头被熔穿，堆芯熔融物又会与安全壳堆腔内水或混凝土接触反应，释放出大量氢气和少量其他易燃易爆气体[3]。释放的氢气在安全壳内扩散流动，与水蒸气、空气混合，形成可燃混合气体。当氢气的浓度超过可燃浓度限值4%时[4]，则可能发生燃烧，甚至爆炸。这将会引起安全壳超压和温度升高，从而对安全壳的完整性构成威胁，放射性裂变产物因此可能释放到环境中，造成严重后果。

在《秦山二期核电厂严重事故下安全壳内氢气浓度分布及风险初步分析》[5]一文中作者使用模块化严重事故计算工具(MAAP4程序)对不同严重事故条件下的安全壳内的氢气浓度分布进行了计算分析。根据其假设并在计算之后有以下结论：

(1)氢气产生速率、产生质量以及在安全壳内的浓度分布依赖于严重事故序列。LB-LOCA能够导致氢气快速释放，安全壳隔间氢气浓度也较高，但压力容器内氢气产量较少(201.3 kg)；相对于LB-LOCA而言，SB-LOCA和SBO事故序列下的

氢气产生速率较低，但压力容器内堆芯熔化过程较长，氢气产量更多(分别是418.6 kg和349.0 kg)。

(2)在相当于100%锆-水反应的时

刻(折算成695 kg 氢气产生)，LB-LOCA 事故导致的安全壳空间平均氢气浓度接近10%，存在一定的整体性氢气燃烧风险。SB-LOCA 和SBO 严重事故可能不会导致整体性氢气燃烧，但仍然存在局部氢气燃烧的可能，需要采取相应的氢气控制措施，以预防和缓解氢气燃烧可能带来的后果。以下是不同事故下的氢气产量：

图1 LB-LOCA 严重事故下的氢气产量Fig. 1 Hydrogen Generation of LB-LOCA

Severe Accident

图2 SB-LOCA 严重事故下的氢气产量Fig. 2 Hydrogen Generation of SB-LOCA

Severe Accident

图3 SBO 严重事故下的氢气产量

Fig. 3 Hydrogen Generation of SBO Severe

Accident

我国运行和在建核电厂均考虑了设计基准事故下的防氢设计措施。对于严重事故下的防氢爆措施，我国运行中的岭澳二期3号机、秦山二期扩建3号机组、田湾1&2号机组和在建的二代改进型核电机组、AP1000、EPR均设置了用于严重事故下的消氢设备，满足国际先进标准和我国核安全法规的要求；与日本核电站的Mark I型安全壳相比，自主设计的三代压水堆核电机组的安全壳有大得多的自由容积

（>60000 m3），具备足够多的安全裕量、设计裕量和运行裕量，结构上也有更高的设计强度。其内壳与外壳的功能与Mark I型安全壳有较大不同，在布置上也存在较大区别，对于更高的抵御严重事故的能力，基本符合抵御设计事故工况下及非设计工况下事故的要求，也具有更为完善的抵御氢爆的措施。

三安全壳对主蒸汽管道破裂事故的响应

主蒸汽管道破裂事故属于设计基准事故, 是二回路导一出热量增加的严重情形。由于主蒸汽管道破裂, 蒸汽发生器装量急剧减少, 带走大量热量, 使主回路过冷, 有可能导致反应堆重返临界。该事故对安全壳的影响在于大量能量、质量进入安全壳空间, 使壳内升压升温, 可能给安全壳带来损伤。

计算分析采用CONTEMPT-LT/028

计算机程序。CONTEMPT-LT程序是美国亲达荷国家实验室〔INEL〕研制和发展用来分析核电厂安全壳热上水力行为的安全分析程序。

经过计算与分析[6], 可得到一些

基本结论。首先,国内的压水堆核电厂安全壳完全可以承受主蒸汽管道破裂事故，他的自由空间很大, 安全壳内压力峰值远未举到设计允许值, 不会造成危害, 能够维持安全壳的完整性。

其

次, 对安全壳热工水力响应来说、满功率下的主蒸汽管道破裂事故是极限土扮厂其宝力峰值最高, 为2.5 3 *105

Ma 。另外, 安全壳内吸热构件是非常重要的热阱, 应给以充分熏视。目前国内在带有不凝汽体的蒸汽壁面冷纷传热实验方面研究较少，缺乏必要的数据进行传热模型的研究、因而不易对CONTEMPT-LT/028程序中用到的模型

的适用性进行评价, 只能粗略计算内

构件在安全壳响应中所起的作用。

四核电厂全厂断电事故下安全壳响应

通过模拟SBO严重事故的全部进

程[7]，包括从初始事件开始，一直到安全壳结构失效而最终导致裂变产物向环境释放的状态。

初始计算条件如下：

ＳＢＯ初始事件为同时失去厂内和厂外交流（ＡＣ）电源。该初始事件的引发条件包括失去厂外电源、无法从邻近的机组得到电力、失去

应急柴油发电机（ＥＤＧ）提供的厂内电源和成功紧急停堆。计算分析的初始条件为：（１）反应堆初始状态为满功率运行；（２）安全壳内部构件与安全壳大气之间处于热力平衡状态；（３）安全壳热移除系统可恢复；（４）电力可由厂外电源恢复；（５）事故开始时汽动辅助给水系统失效，电动辅助给水系统可恢复。在ＳＢＯ事故中，经常同时发生主泵轴封破口现象，该破口的出现对降低一回路压力是有利因素。因此，基于保守考虑，计算不考虑这一因素。

通过模拟，得到如下结论：

（１）发生核电厂全厂断电（ＳＢＯ）事故后在无缓解措施投入的情况下，安全壳内环境条件的恶化将影响到安全壳的完整性，事故后期会发生安全壳的超压失效。在安全壳失效之前，由于安全壳内大量水蒸气的存在使安全壳环境惰性化，使得氢气风险较小。（２）在压力容器失效前恢复ＡＣ电源，由于辅助给水的投入使一回路的温度及压力下降，触发安注系统投入，注入的冷却剂有效的淹没和冷却堆芯，使压力容器有可能继续保持完整性，从而防止堆芯熔融物与混凝土的反应，减少了对安全壳完整性的威胁。（３）压力容器失效后，ＡＣ电源的恢复将启动安全壳喷淋等专设安全设施，使安全壳内蒸汽的含量大幅减少，从而相应增加了氢气的浓度。因此，安全壳中需采取相应的氢气缓解措施，并谨慎地实施安全壳喷淋，以预防和缓解氢气燃烧可能带来的风险。

图４安全壳上部隔间压力和温度

Fig.4 Pressure and temperature in upper in upper comartment