核电系统的安全设计.pdf

INTELLIGENTTECHNOLOGY智能科技核电系统的安全设计区邓康杰（中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室，四川成都6610213)摘要：随着核电技术的不断发展与应用，核电厂出现在社会公众身边的概率增加，社会公众在不了解核电技术的前提下，对核电产业发展存在疑虑。文章从核电设计中的中子物理、结构设计和材料选型、热工水力、废物处理等基于物理特性的安全性设计和对于设备故障、事故发生和严重事故缓解等基于事故处理的安全性设计两方面出发，对核电设计中的安全考虑及所涉及的关键技术进行深入探讨，力求使社会公众能对我国核电设计的固有安全性高达成共识，对我国核电安全发展充满信心。关键词：核电；安全；考虑；关键技术引言随着全球核电技术的发展和我国自主三代核电“华龙一号”的建成投产，核电利用的经济性和安全性显著提高。“十四五”规划和2 0 3 5 远景目标纲要指出，至2 0 2 5年，我国核电运行机组装机容量将超过7 0 0 0 万kw。同时，在双碳目标的要求下，新一轮能源中长期规划也正在被国家能源局探讨制定，核能发电量有望进一步提高。可以预见的是，不久我国核电将迎来又一重要发展机遇期，发展的空间和潜力巨大。核电产业的快速发展与核电设计安全性的科普力度的不匹配，或者说核电科普的滞后，致使社会公众对核电产业的安全性产生了疑虑。因此，有必要对核电设计中对安全性保障的考虑与关键技术进行系统性论述并作相应的科普化解读，使社会公众对核电的安全性具有更直观、更全面的认识，消除不必要的疑虑。一、核电系统自全球首座核电站问世以来，经过6 0 余年的发展，目前已在全世界3 0 多个国家和地区进行了核电站建造和运行。我国目前投入使用及在建核电机组多为压水堆，压水堆的核心特点在于堆芯内的冷却剂不沸腾，工质处于高压状态。经过不断发展和完善，压水堆核电站的系统设计型式总体思路已较为统一。典型压水堆核电站的系统流程图如图1所示。核电站系统主要由核岛和常规岛两个部分组成，核岛包括堆芯压力容器、稳压器、主泵、蒸汽发生器及一回路辅助系统等主要设备及系统。常规岛包括汽轮机、汽水分离再热器、凝汽器、凝结水泵、低压加热器、除氧器、给水泵、高压加热器等主要设备。一回路冷却剂在堆芯压力容器内与燃料组件直接接触，带走中子反应释放的热量，随后高温的冷却剂进人蒸汽发生器的U形换热管管内，与二次侧的低温给水在蒸汽发生器内隔着金属管壁进行热量交换，热量降低的冷却剂流出蒸汽发生器，受主泵驱动流回堆芯压力容器。蒸汽发生器内U形管外的二次侧工质受热沸腾，产生的高温蒸汽排出，含湿量极低的饱和蒸汽通过主蒸汽管道进人汽轮机高压缸膨胀做工，高压缸出口的含湿蒸汽进入汽水分离再热器去湿加热之后再进入汽轮机的低压缸膨胀做工，低压缸出口的低压乏汽在凝汽器中冷凝，凝结水在凝结水泵的驱动下进入低压加热器进行加热，作者简介：邓康杰，博士，助理研究员，研究方向为反应堆热工水力与安全分析。Science&TechnologyVision|科技视界93DCIENCE&STECHINOLOGYVISION科技视界随后流入除氧器中去除工质中的不凝结气体。除氧后的水在给水泵的驱动下提高压力，进人高压加热器加热为温度合适的给水，再进人蒸汽发生器吸热产生蒸汽。核电系统基于安全的角度，从设计上通过一、二回路将具有放射性的设备、工质限定在核岛内，使得核泄漏的可能性降到最低。稳压器蒸汽发生器一回路反应堆主泵图1核电站系统流程图二、物理设计的安全考虑核反应堆中的堆芯由燃料元件组成，在燃料元件中发生核裂变链式反应，因此，燃料元件中的核燃料是系统中的高温热源。在核反应堆系统设计过程中，目标是要保证核燃料在堆芯内安全、可靠、经济地产生核裂变，并将核裂变产生的热量及时有效地导出。因此，从安全角度出发，在核反应堆系统设计过程中，为保证堆芯损坏概率 10-5/（堆年）的目标达成，在中子物理设计、结构设计及材料选型、热工水力设计、废物处理等方面都有非常全面的考虑。（一）中子物理设计反应堆的燃料元件中通过核裂变链式反应维持热量的不断释放，因此，为了使裂变链式反应进行下去，在设计反应堆堆芯时，其装料的质量必须超过裂变反应的临界质量或体积必须超过裂变反应的临界体积，因此，为了维持反应堆正常运行的稳定性和安全性，在堆芯中设置中子吸收能力强的控制棒，通过调节控制棒的插入深度，维持裂变链式反应的可控和堆芯进出口冷却剂平均温度不变。在反应堆运行过程中，受二次侧换热情况影响，堆芯入口冷却剂温度可能发生变化，因此，沿堆芯轴向的温度分布改变，温度变化将导致反应性变化。在反应堆中子物理设计中，为进一步增强堆芯的安全性，通过充分研究中子反应的特性，考虑温度效应的设计。将温度系数设计为负温度系数，即反应性与冷却剂温度变化相关。这样就可以在冷却剂意外减少或控制棒意外提升等导致冷却剂瞬时温度上升时降低热量释放，提高反应堆固有安全性。二回路在堆芯内进行中子注量率测量系统，实时测量堆芯发电机高压缸低压缸汽水分离再热器疏水除氧器高压低压加热器加热器给水泵中子注量率并将通量数据与测控系统获得的其他数据结合，获得功率的三维分布，从而与堆外仪表数据结合，凝汽器堆外测量一般包括在核电厂内布置剂量率测量探测器-海水进行实时监测、在反应堆大厅中对中子剂量率进行监测、在一回路冷却剂中探测是否存在缓发中子 2，通过以上系统综合判断堆芯是否发生异常情况，实现对堆芯中子反应的实时监测。（二）结构设计和材料选型燃料包壳作为最接近核燃料的部分，它是防止放射性外逸的第一道屏障。在结构设计上，考虑到燃料芯块发热会产生不同程度的热肿胀以及受辐照之后会产生辐照肿胀，因此，包壳与芯块之间预留足够的空间和间隙，该间隙即可容纳肿胀，也可作为裂变气体的肿胀室。在材料选型上，以高温稳定性好、抗腐蚀的二氧化铀陶瓷芯块为核燃料，采用抗腐蚀、抗辐照的锆4合金作为包壳 3。压力容器主要用来包容和固定压水堆的堆芯和堆内构件，并把核裂变反应限制在其内部，它是保证堆芯在设计压力下稳定运行的关键承压设备。在结构设计上，压力容器处于堆芯顶端以下部分无贯穿孔，防止在失水事故下堆芯直接裸露干烧。同时，为避免压力容器受长期、大剂量中子辐射后机械性能降低，在堆芯和压力容器之间设计有约两层7 0 mm厚的不锈钢板，有效避免压力容器在服役期内出现脆性断裂 4。在材料选型上，选择具有较高的强度极限和屈服极限的含锰钼镍低合金钢作为主材，拼焊后，在其内壁堆焊不锈钢或因科镍合金覆盖层增强抗腐蚀性能。蒸汽发生器是连接一、二回路的设备，由于冷却剂在堆芯受辐照后活化以及部分燃料包壳可能意外破损泄漏，冷却剂流经蒸汽发生器U形管内时可能具有放射性，因此，布置在核岛内的蒸汽发生器在一、二回路之间构94科技视Science&TechnologyVisionINTELLIGENTTECHNOLOGY智能科技成防止放射性外逸的第二道屏障。从结构设计上，蒸汽发生器的U形管采用小管径换热管，同等壁厚的小直径管可有效提高承压能力。从材料选型上，选择耐腐蚀的因科镍6 9 0 或因科镍8 0 0 等材料制作U形传热管，避免作为一回路边界的换热管腐蚀破裂 5。安全壳内布置了反应堆压力容器、一回路系统及设备、余热排出系统、蒸汽发生器等，作为反应堆放射性外逸最后一道生物屏障。为避免在发生失水事故、地震或飞机撞击等严重事故时放射性外逸，安全壳设计准则要求极高。从结构设计上，安全壳设计为双层 6，反应堆内事故压力主要由内层承受，外部载荷冲击主要由外层抵御。安全壳与外界之间的管道、电缆等经过特殊设计的贯穿件进行贯穿。在核电站正常运行或发生事故时，为保证安全壳的完整性，设计有安全壳隔离系统将回路与安全壳外大气隔离，避免放射性外逸。从材料选型上，选择厚钢板和厚混凝土。以AP1000为例，采用刚壳-混凝土双层安全壳，内层刚壳钢板厚度3 8 mm，混凝土厚度1 0 0 0 mm。（三）热工水力设计燃料元件棒是堆芯的核心构件。为了维持燃料元件棒在整个寿期内的完整性，必须限制核燃料和包壳的使用温度。比如，用UO，做燃料的芯块，其最高工作温度应低于UO，的熔点（熔点2 8 0 0，一般燃料的使用温度限制在2 2 0 0 2 45 0），包壳的工作温度限制在3 5 0 以下。为实现这一条件，从热工设计角度考虑，并留出充足的裕量。通常限制反应堆一回路压力为15.5MPa，冷却剂温度为3 45 C。为顺利带走反应堆中的热量，从热工设计上考虑，燃料包壳表面少量气泡产生，可以增强流场扰动，可在一定范围内增强换热，但当达到临界热流密度时，传热能力恶化，容易导致燃料棒烧毁，因此，在正常工况和允许的超功率工况下，燃料元件表面允许产生过冷沸腾，但不允许产生沸腾临界，设计时留有较高的裕量，通常情况下乘以安全系数MDNBR，正常稳定工况下MDNBR=1.8，正常允许超功率工况下MDNBR=1.3。冷却剂从堆芯底部自下而上流动，不断带走燃料棒的核释热，冷却剂流过高热流密度区或接近堆芯出口时，可能发生沸腾临界，为避免此类工况发生，在堆芯高度方向中后段的定位格架上设计搅混翼增强换热，提高堆芯热工安全性。由于水具有不同温度下密度不同的特点，因此，充分利用水的密度差，从系统层面提高热工水力安全性，将一回路冷却剂密度高的冷却段（蒸汽发生器）布置在高点，将一回路冷却剂密度低的加热段（堆芯）布置在低点，提高一回路系统的自然循环能力，在主泵全部故障时，通过自然循带出堆芯热量。（四）废物处理核电站生产如其他工业一样，在生产过程中不可避免会产生一些废物，如粉尘、废气、废液、固体废物等 7。由于核电站的核岛内进行着核裂变反应，因此，核电站所产生的部分废物可能具有一些放射性。为保护环境免受污染，同时也为了防止工作人员及电厂周围的居民受到过量的放射性辐照，核电站在排出或再利用这些放射性废物之前，设计了相应的工艺对其进行处理，并配备了相应的监测设施设备进行监测，监测符合相关标准之后再进行排放或回收再利用。可复用的废液经硼回收系统处理，监测合格之后回收。不可复用的废液经废液处理系统贮存、监测、过滤后，经取样监测达标，经废液排放系统排放。含氢废气经压缩贮存，使放射性裂变气体衰变后，经放射性监测合格，再过滤除碘和稀释后排入大气；含氧废气经除碘过滤后，经监测合格，由核辅助厂房通风系统排入大气。废树脂、废滤芯、浓缩液、气体固体杂质等经固体废物处理系统处理，采用铅容器等进行压实和装桶，再制作为混凝土桶，在现场贮存至少一个月后，经监测合格，运送至核电厂固体废物存贮库统一处理。三、应对故障的安全保障核电厂在设计时遵从有效地控制反应性、确保堆芯冷却、包容放射性产物的准则。从设计上，考虑从设备故障、事故停堆到严重事故的不同程度事故时如何防止放射性物质外逸。首先，避免因设备故障触发停堆，关键设备采用余设计，并制定详细的运行逻辑。在发生事故时，触发停堆，停堆后从堆芯将余热顺利导出。在发生严重事故时，防止放射性物质释放 8-10。Science&Technology Vision|科技视零95DCIENCE&TECHINOLOGYVISION科技视界（一）设备故障穴余设计核电厂的安全决定了各设备的稳定性要求高，尤其与堆芯热量导出息息相关的关键设备，因此，在设计之中就考虑了单一故障的穴余性设计原则。比如主泵，采用3 10 0%或45 0%的方式设计，即使检修过程中，另一台设备故障，仍然可以保持正常运行。（二）触发反应堆停堆事故安全导出堆芯衰变余热在核电厂运行过程中，出现多台穴余设备共同发生故障，无法维持正常运行，或发生控制棒失控抽出、给水管破裂、蒸汽管道破裂、冷却剂主回路破裂、因自然灾害引发甩负荷、全厂断电等事故时，触发停堆。紧急停堆的原则使将堆芯衰变余热及时顺利地导出，防止堆芯烧毁。将事故类型分为失水事故类和非失水事故类，系统设计了各种能动、非能动专设安全设施来应对。失水事故类如冷却剂主回路破裂，主要原则是防止堆芯烧干，补充足够的冷却剂带出堆芯衰变余热，因此，设计了能动与非能动安注系统用于在冷却剂主回路破裂时对堆芯应急补水，防止因失水事故引发堆芯烧毁。随着堆芯热量的带出，安全壳内出现蒸汽，因此，设计了安全壳冷却与抑压系统，通过向安全壳内大空间喷淋冷却水，冷凝蒸汽，防止安全壳内超压，维持完全壳完整性。非失水事故类，如控制棒失控抽出、单一设备故障、给水管破裂、蒸汽管道破裂或因自然灾害引发甩负荷、全厂断电，通过设计了二次侧非能动余热排出系统（PRS），采用自然循环策略带走一回路内的热量，从而不断冷却堆芯。（三）严重事故缓解降低影响核电设计中通过充分考虑物理特性、设备故障穴余、增设专设安全设施等手段，对反应堆的多道安全屏障可产生有效的保障。只有在连续多重严重事故叠加及多次操作失误后，才可能出现堆芯严重损坏。基于此考虑，堆芯可能发生因失水事故导致冷却剂丧失，燃料包壳与蒸汽发生锆水反应放出热量和氢气，堆芯熔化，压力容器底部熔穿，熔融物与安全壳底部混凝土接触，释放不凝结气体。堆芯可能由于二次侧热肼丧失，冷却剂系统不断升温升压，稳压器安全阀起跳，冷却剂不断排出到安全壳，堆芯逐渐烧干熔化，安全壳超压。因此，设置了一回路快速卸压系统对反应堆冷却剂系统进行快速卸压，防止高温熔融物喷出或对安全壳直接加热，维持安全壳系统的完整性。设置了非能动氢气复合器，不依赖电源或其他系统，当存在氢气和氧气时自动启动，防止安全壳内发生爆炸。针对安全壳可能发生的超压，设置了堆腔注水系统（CIS）进行非能动的应急注水冷却和非能动安全壳热量导出系统（PC S）对安全壳进行冷却。在安全壳内设置了堆芯捕集器阻隔堆芯熔融物与混凝土发生反应，同时对熔融物进行摊开，增加表面积，对熔融物进行冷却。四、结语随着世界核电技术的发展及我国华龙一号、国和一号等三代核电技术的开发与应用，核电设计技术更加先进和完善，核电设计安全水平也显著提高。现阶段，我国新批核电项目以三代核电为主，从设计上固有安全性高，结合我国多年的核电安全运行经验，我国核电的安全性是有保证的。参考文献1张林“双碳”背景下的中国核电发展前景研究 J.产业与科技论坛，2 0 2 2，2 1（2 4）：18-2 0.2吴明昌，代启东，阳林锋，等.窄间隙通道热中子注量率精细分布测量与处理 J.核电子学与探测技术，2 0 2 2，42（6）：963-966.3 TANG C,GROE M,ULRICH S,et al.High-temperatureoxidation and hydrothermal corrosion of textured Cr2AlC-based coatings on zirconium alloy fuel claddinglJj.Surfaceand Coatings Technology,2021,419:127263.4傅守信，胡建军.秦山核电二期工程反应堆主屏蔽设计 J.核动力工程，2 0 0 3（增1）：6 4-6 8.5刘振凤，翟立宏，张忠海.蒸汽发生器换热管与支承板的材料及结构 J.一重技术，2 0 15（3）：2 2-2 5.6 SIDDIQUI N A,KHATEEB B,ALMUSALLAM T H,et al.Reliability of double-wall containment against the impact ofhard projectilesJ.Nuclear Engineering&Design,2014,270:143-151.7刘佩，刘昱，姚兵，等.核电厂离堆放射性废物处理方案浅析 J.核动力工程，2 0 13，3 4（5）：149-15 3.8王凯，高元“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统布置优化研究 J.中国核电，2 0 2 0，13（1）：2 3-2 4.9张松，庄文翠，臧希年.压水堆核电厂严重事故对策 J.核动力工程，2 0 0 7（6）：10 1-10 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