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；f. 假定外部水和空气温度保持在它们的最大的安全允许值不变:g. 保守假设RCS 大的质量和能量释放。

在事故后的长期阶段(几天后)，安全壳压力将随着衰变热的减少而降低。

安全壳和安全壳内的安全设备在这些条件下运行将不存在问题。

表2给出了几个最严重的设计基准事故安全分析的概要结果。

通常事故后，即使大LOCA 事故后，释放到安全壳中的放射性剂量微乎其微。

然而，如果发生如PRA所考虑的多重失效，则有可能使堆芯损坏，以致有相当多的放射性释放到安全壳中。

在这种情况下，希望安全壳的压力降低到接近环境大气压力。

因为这种情况对应于一个PRA 系列，因此现实的分析假设是适合的。

类似预计的长期安全壳的压力也应用现实假设进行了计算，见表3 。

如果冷却水流量在72h 增加到PCS 最小流量22.7 m3/h 以上，也能够达到较低的压力。

这些低压力和低温度与在堆芯熔化事故后将电厂带到安全、稳定状态的目标是一致的。

表2 最严重设计基准事故下安全壳压力变化概要结果表3 双端剪切断裂LOCA后预计的安全壳压力变化同时需要指出的是，有几个非安全设施可用来进一步降低安全壳的压力和温度。

这些系统包括正常余热排出系统和安全壳风机冷却器。

因为这些设施不是安全相关设施，因此在设计基准安全分析中它们并没有被考虑。

AP1000 安全壳设计和PCS设计有几项显著的优点，包括:a. 安全壳冷却与堆芯冷却是相互独立的，因此不会发生可能引起堆芯熔化的共模失效；b. 安全壳冷却更加可靠。

PCS触发仅仅需要打开3个触发阀门中的1个，3个阀门中的2个是故障开启的气动阀，而另一个是电动阀。

该设计提供了3 重冗余性和2种多样性；c. 几种备用水掘通过管道供安全壳使用，包括除盐水和消防水。

一些临时水源，如消防车，也能方便地连接到安全壳；d. PCS仅仅通过空气冷却就能提供足够的热量排出能力，这可以防止安全壳超压事故，进一步降低放射性大量释放的可能性；e. 电厂设计大大简化，因为PCS运行不依靠复杂的电源网络(交流或直流)、冷却水系统或HVAC 系统；f. 与应用安全壳喷淋系统和安全壳外水循环系统冷却安全壳以缓解严重事故的核电厂相比，AP1000 放射性释放到环境的可能性大大降低。

这也是为什么EUR不允许严重事故工况下安全壳水在安全壳外循环的原因。

4.2 事故后泄漏控制设计基准剂量计算假定在事故期间从AP1000安全壳的泄漏率保持在最大安全允许的泄漏率值0.1%/d不变。

为了计算主控室和厂外的设计基准剂量，该泄漏假定直接进入环境大气。

这些假设是很保守的，因为:a. 安全壳壳体具有高度的完整性，坚固的钢容器有4.44 cm 厚。

连接钢板的焊缝按ASME 要求检查，保证其没有泄漏；b. 尽量减少了通过贯穿件泄漏的可能性。

AP1000的贯穿件比采用能动安全设施和轴密封泵的核电厂少得多(约50%)。

此外，根据运行经验仔细选择了隔离间。

最后，AP1000使用少很多的安全壳HVAC 吹扫管线和高度完整性的隔离阀，减少了泄漏的机会。

在现役核电厂中，吹扫管线的泄漏已成为一个问题；c. 非能动安全壳冷却系统的空气冷却仅仅用于安全壳操作平台标高以上的部分，这一段没有能直接泄漏到大气的贯穿件。

在操作平台以上有2个贯穿件：1个是设备闸门，另l个是人员闸门。