核电厂新型预应力混凝土安全壳及其非能动冷却系统设计与分析

谭效时，李晓伟，李笑天，何树延

（清华大学 核能与新能源技术研究院，北京 100084）

核电厂新型预应力混凝土安全壳及其非能动冷却系统设计与分析

谭效时，李晓伟，李笑天，何树延

（清华大学 核能与新能源技术研究院，北京 100084）

本文以CAP1700核电厂为例，提出了一种新的核电厂预应力混凝土安全壳及其非能动冷却方案，介绍了新式非能动安全壳冷却系统热工水力计算方法，并给出事故工况下新非能动安全壳冷却系统的运行参数。结果表明，CAP1700非能动安全壳冷却系统的设计是可行的，能满足事故工况下的冷却需求。贮水箱水量有很大的裕量，可通过计算进一步优化贮水量。

非能动；热工水力；预应力混凝土安全壳

反应堆非能动安全设计已成为当今世界的主要潮流，也是未来三代堆、四代堆的发展方向。现今技术比较成熟的非能动安全反应堆有美国西屋公司的AP1000［1］。传统的二代及二代加反应堆安全壳多为钢筋混凝土结构，主要用来屏蔽放射性物质和保护反应堆免受外部事件影响。安全壳内设有喷淋系统，由喷淋泵、应急注水箱和喷淋管线组成，当安全壳内压力达到某设计整定值时，向壳内喷淋冷却水（添加NaOH等碱性物质），使壳内温度和压力低于设计限值［2］。

AP1000的安全壳由两层组成：内层为带椭球形封头的圆柱形钢制容器，是阻止放射性物质向环境释放的屏障，也是最终热阱的非能动安全级换热界面；外层为钢筋混凝土屏蔽构筑物，是反应堆免受外部事件影响的保护屏障，也作为非能动安全壳冷却系统的一个组成部分，构成空气自然循环的冷却通道。AP1000非能动安全壳冷却系统由储水箱、水量分配装置和相关的仪表、管道、阀门构成［3-4］。正常工况下空气从屏蔽构筑物上部入口进入，流过下降流道后反向流过上升流道，带走安全壳热量，最后从空气扩散器排至环境。事故时传感器在接到安全壳高压信号后打开储水箱隔离阀，水在重力作用下流向钢制安全壳外表面，形成水膜，吸收安全壳热量并从空气扩散器或地漏流出安全壳［5］。

AP1000非能动安全壳冷却系统利用重力、自然循环等方式驱动流体流动带走堆芯余热和安全壳的热量，不需外部能源，因而具有以下特点：1）系统配置简化，支持系统减少，部分设备安全等级和质保等级降低，安全级设备大幅减少；2）预防、缓解事故和严重事故的操作简化；3）安全性能显著提高。由于设计简化、系统简化、工艺布置简化、施工量减少、工期缩短、运行和维修简化等一系列效应，最终使AP1000在安全性能显著提高的同时，经济上也具有较强的竞争力［6］。

AP1000非能动安全壳冷却系统的不足之处在于：非能动过程的启动需要依靠传感器的信号控制阀门开关，还需要蓄电池提供能量，并不是完全非能动安全；巨大的钢制安全壳加工、组装难度大，成本高，质量控制难。当反应堆功率增大到1 700MW时，事故时质能释放量增加，如果采用钢制安全壳，体积和厚度必须更大，安全性和经济性会降低。

本文以CAP1700为例，提出一种新的核电厂预应力混凝土安全壳及其非能动冷却系统方案，可望进一步增强反应堆的非能动安全性，降低建造成本。

1 方案简介

1.1 预应力混凝土安全壳

与AP1000相比，CAP1700由于功率增大、回路增多，因而反应堆压力容器、安全壳、冷却剂泵等的尺寸均发生改变。假设发电效率相同，CAP1700与AP1000的设计参数列于表1。

表1 AP1000与CAP1700的设计参数Table 1 Design parameters of AP1000and CAP1700

根据AP1000混凝土安全壳尺寸折算得到CAP1700预应力混凝土安全壳设计参数，结果列于表2。

表2 CAP1700预应力混凝土安全壳设计参数Table 2 Design parameters of prestressed concrete containment for CAP1700

CAP1700预应力混凝土安全壳由底板、侧墙、穹顶、贮水箱、排水箱和相关的管道、仪表等构成。安全壳整体为钢筋混凝土结构，为防止放射性物质释放到环境中，混凝土内侧衬有钢衬里。穹顶和混凝土侧墙上半部布置有非能动安全壳冷却系统的管路。贮水箱底部有排水管与排水箱相连，顶部气孔处设置一常开的电动隔离阀，用于发生冷却水流失的极端事故时隔离安全壳和外部环境。CAP1700预应力混凝土安全壳结构示于图1。由于取消了巨大的钢制安全壳，CAP1700的混凝土安全壳兼具以下3种功能：1）保护反应堆免受外部事件影响；2）屏蔽放射性物质；3）最终热阱的非能动安全级换热界面。而AP1000的混凝土安全壳只起保护作用，后两种功能由内层的钢制安全壳实现。传统的二代及二代加反应堆混凝土安全壳则只起保护和屏蔽作用，事故后安全壳内降温、降压则通过喷淋来实现。

图1 CAP1700预应力混凝土安全壳结构示意图Fig.1 Scheme of prestressed concrete containment for CAP1700

CAP1700预应力混凝土安全壳的成本主要有以下几部分：1）混凝土；2）预应力钢束及钢衬里、水冷系统管道；3）电动隔离阀等其他设备。其中，贮水箱内表面和冷却水管材料为碳钢，排水箱内表面和贮水箱流道组织材料为不锈钢。

1.2 非能动安全壳冷却系统

CAP1700预应力混凝土安全壳非能动冷却系统由贮水箱、下降管、水冷壁、热水联箱与热段（6个）、防断管事故的入口堵头及出口浮子等组成。管系外径均为90mm，管壁厚5mm。管道材料采用SA516-70，贮水箱内衬碳钢。贮水箱及管系设计参数列于表3。正常运行时，水冷壁内的水温度上升、密度减小，依靠水的浮升力向上流动，经热水联箱、热段管道流进贮水箱；箱内水由重力作用经安全壳墙内的下降管下行、再进入安全壳内至水冷壁上行，完成水的流动循环。事故工况时安全壳内升温，贮水箱内的水被逐渐加温；超过沸点后，水将在贮水箱内不断被蒸发并载出安全壳内的热量，实现对安全壳的散热、降温与降压。

表3 CAP1700非能动安全壳冷却系统设计参数Table 3 Design parameters of passive containment cooling system for CAP1700

CAP1700非能动安全壳冷却系统三维结构（1／6）和单根管路示意图示于图2。

图2 CAP1700非能动安全壳冷却系统三维结构（1／6）（a）和单根管路示意图（b）Fig.2 3Dstructure（1／6）（a）and single tube（b）of passive containment cooling system for CAP1700

为防止断管事故发生时非能动安全壳冷却系统的冷却水进入安全壳内，在每根下降管入口和热段出口处设置入口堵头和出口浮子，堵头和浮子均由弹簧装置固定在水箱上。通过设置适当的弹性系数，可保证在系统正常运行时，堵头和浮子均处于管口上方一定位置，不影响水的流动。当发生断管事故时，水从断口处流入安全壳内。此时自然循环中断，水箱中的水主要受重力作用，从下降管和水冷壁流向断口处且流速远大于自然循环，堵头和浮子下方由于水流速增大引起压力减小，形成吸力，从而使堵头和浮子自动落下，堵住管口，避免更多的水流入安全壳。

2 排热能力分析

2.1 安全壳事故冷却功率估算

CAP1700是在AP1000基础上加以改进的，通过CAP1700与AP1000功率比和AP1000的原有设计参数进行初步设计，假设CAP1700的反应堆失水事故的排热、排水量与AP1000的成比例放大。通过AP1000的冷却水流量推算出其冷却能力，进而折合换算为CAP1700所需的冷却能力，结果示于图3。这样算出的CAP1700的蓄水量会有很大的裕量。

图3 CAP1700所需冷却能力随时间的变化Fig.3 CAP1700cooling capacity vs.time

在AP1000安全壳冷却系统中，事故发生时，钢制安全壳内温度和压力迅速升高，电子传感器接收到高温、高压信号后控制阀门打开，大量冷却水从水箱流向钢制安全壳进行冷却。随着时间的推移，排出热逐渐减少，堆内剩余功率降低，所需冷却水量也相应减少。随着水箱水位下降，水流量也不断下降，与所需冷却能力相匹配。72h后冷却水用尽，AP1000利用空气的自然循环进入空冷阶段。

CAP1700非能动安全壳冷却系统的冷却原理与AP1000的稍有不同，如图4所示，箱内水由重力作用经安全壳墙内的下降管下行，此阶段可视为绝热处理。之后进入安全壳内部的水冷壁，通过冷凝、对流、辐射换热吸收安全壳内热量，水温上升、密度减小，依靠水的浮升力上行，汇集至热水联箱，经由热段流进贮水箱，与水箱中冷水混合，完成水的流动与换热循环。水的温度超过100℃后，部分水蒸发，由气孔排至大气。

图4 CAP1700冷却系统流程图Fig.4 Scheme of CAP1700cooling system

事故起始时刻，反应堆剩余功率最大，冷却水流量为最大值。定义起始时刻点为A点，此时壳内混合气体的温度只有约150℃，水冷壁中冷却水温度未达到100℃，进入贮水箱后通过与冷水混合释放热量，使贮水箱内水的温度升高。此后一段时间内，贮水箱保持满水位不变。在某个时刻，冷却系统内的水均达到了100℃，此时冷却水在水冷壁中继续吸热，温度将会超过100℃，进入贮水箱后与冷水混合释热的同时该股水流将不断上升，在某一水位（该水位的饱和温度与该股热水温度相同）发生汽化。贮水箱水位由于冷却水的蒸发开始下降，定义此起始沸腾点为B点。由于CAP1700的混凝土安全壳未设计空气流道，当AP1000的冷却水恰好用尽转为空气冷却时，CAP1700依然要靠贮水箱中的冷却水进行冷却，定义此工况点为C点，要求此时CAP1700的贮水箱水位不能为0，依然有足够的排热能力。

为方便起见，以下均用A、B、C来表示这3个工况点。通过以上分析给出3个点的状态，结果列于表4。

表4 3个工况点的比较Table 4 Comparison of three operating points

2.2 安全壳事故冷却能力计算分析

CAP1700非能动安全壳冷却系统运行参数的计算流程如下：首先根据事故工况确定气体温度，然后预设冷却水的温升，根据顶管与侧管的长度比确定不同管段水的温升，得到相应的冷却水平均密度，可计算出提升力。再由设计传热量计算出水的流速、雷诺数和质量流量，判断冷却水的流动状态，并根据相应的阻力公式计算出冷却水的流动阻力，如果计算得到的水的阻力和提升力相等，则说明假设的冷却水的温升正确，否则重新假定冷却水的温升，进行新一轮计算。流动计算平衡后，再进行换热计算。根据定性温度计算水的物性，从而得到冷凝系数、对流换热系数、辐射换热系数，进而得到水冷壁的总传热系数，从而得到总的换热量。如果得到的总换热量大于等于CAP1700安全壳冷却系统的冷却能力，则CAP1700非能动安全壳冷却系统可在事故工况下安全运行［7］。

在进行热工水力计算过程中，提升力采用下式计算：

其中：ρc为冷水密度；ρh为热水密度；g为重力加速度；H为水提升高度。

安全壳内混合气体对水冷壁的冷凝换热系数的经验公式［8］为：

其中，Xair、Xst分别为安全壳内混合气体中空气和水蒸气的质量份额。

自然对流和辐射的换热系数与冷凝换热系数相比均很小，可忽略。

水冷壁管管内换热系数的计算公式［9］为：

其中：h为管内换热系数；d为管内径；λ为导热系数。

换热量的计算公式［10］为：

其中：A为水冷壁管换热面总面积；K为气体侧总传热系数；T气为事故工况下安全壳内气体温度；T水为冷却水平均温度。

总传热系数K的计算公式为：

其中：hc为管外冷凝换热系数；Rw为管壁导热热阻。

水的质量流量的计算公式为：

其中：.Q为热流量；cp为水比定压热容；ΔT为冷却水温升。

水流速的计算公式为：

其中，d1为管内径。

管壁阻力的计算公式［11］为：

其中：fi为沿程阻力系数；ξi为局部阻力系数；ui为管内平均流速；Li为管长。

A、B、C 3个工况点的运行参数列于表5。

以上只是安全壳事故冷却能力简单，但偏于保守的估算。不难看出，CAP1700的非能动安全壳冷却系统的排热能力可满足设计需求，在事故工况时能保证反应堆的安全。注意到A、B、C 3个工况点的实际排热能力均大于所需排热能力，贮水箱的水量设计实际有较大裕量，可通过详细计算进一步优化局部结构，减小水箱尺寸。

表5 3个工况点的运行参数Table 5 Operational parameters of three operating points

3 结论

非能动安全壳冷却系统是CAP1700非能动安全的重要体现。本文提出了预应力混凝土安全壳的设计方案及其非能动冷却系统方案，该系统的设计满足了非能动安全且无巨大钢制安全壳的要求。通过对AP1000设计参数和运行参数的折算，初步估算出CAP1700事故工况下的冷却功率。经冷却能力计算分析，CAP1700非能动安全壳冷却系统的设计是可行的，能满足事故工况下的冷却需求。贮水箱水量有很大的裕量，可通过计算进一步优化贮水量。

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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

谭效时（1988—），男，辽宁本溪人，硕士研究生，核科学与技术专业