核电站堆芯捕集器简介及EPR堆芯捕集器安装管理.docx

theoretical核电站堆芯捕集器简介及epr堆芯捕集器安装管理刘 瑜 ，杨洪振 ，余 星 ，莫少强台山核电合营有限公司 ，广东台山529228要 本文主要分析了堆芯捕集器的重要性，目前国际核电机型主流堆芯捕集器（ivr 及 evr）工作原理和特点 ；摘比较了几种捕集器各自的优劣势 ；介绍了中国 cpr1000 在堆芯熔融物滞留研究现状 ；并重点阐述 epr 核电站堆芯捕集器的原理、组成及安装情况。关 键 词 核电站 ；堆芯 ；熔融物 ；冷却 ；捕集器 ；安装中图分类号 tl249文章编号 1674-6708（2012）67-0035-04文献标识码随着第三代核电对安全性的进一步提高 ，各国核电机型设计已将相关安全要求重新定位 ，其中两点如下 ：堆芯融化事故 概率小于或等于 1.010-5 堆年 ；大量放射性释放到环境的事 故概率小于或等于 1.010-6 堆年。所以 ，怎样冷却并收集堆 芯熔融物成为缓解严重事故关键课题之一 ，由此开启了堆芯捕 集器的研究与发展新征程。2 堆芯捕集器的主要型式及特点目前针对严重事故下 ，堆芯熔融物的冷却与收集策略主要 可分为两种 ：1）压力容器内熔融物的冷却与保持 (ivr)，在美 国西屋公司的 ap-1000 机型设计中得到应用 ；2）压力容器外 熔融物冷却与收集（evr），在俄罗斯设计的 vver-1000 机型 与法国 anp 设计的先进压水堆 epr 机型中得到应用。2.1 压力容器内熔融物的冷却与保持 (ivr)当发生堆芯融化事故时 ，堆腔非能动淹没系统将水注入堆 内 ，同时也注入压力容器外壁与堆坑绝热层之间的空间 ，以冷 却从堆芯落到压力容器下封头上的堆芯熔融物 ，保证下封头不 被熔穿 ，使堆芯熔融物保持在反应堆压力容器内 ，避免堆芯熔 融物与安全壳混凝土筏基发生反应（图 1），以防止安全壳底板 直接受热破损和蒸汽爆炸的发生。introductionof corecatcher and theinstallation of corecatcher in epr projectliu yu，yang hong-zhen，yu xing，mo shao-qiang taishan unclear power joint venter co.ltd, taishan guangdong 529228, chinaabstract this paper mainly analyzes the importance of thecore catcher, the principle and characteristics of the mainstream core catchers（ivr and evr）of international nuclear plants ； compares the advantages and disadvantages among them ；introduces the research of core melt retention of cpr1000 of china; and focuseson the principle、compositions and the management of installation of the core catcher in taishan epr nuclear plants.keywords nuclear plant ；core ；melt ；cooling ；catcher ；installation1 堆芯捕集器的产生受 1979 年和 1986 年分别发生在三里岛和切尔诺贝利核电 站的严重事故的负面影响 ，核电工程建设曾停滞近 20 年 ，期 间核电界集中力量对严重事故的预防和后果缓解进行了研究和 攻关 ，进一步明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和 改善人因工程等方面的要求 1。当压水堆核电站发生严重事故时 ，堆芯余热载出手段的丧 失使堆芯裸露并开始升温，燃料元件由于冷却不足而发生融化， 堆芯熔融物落入压力容器（rpv）下腔室 ，可能造成压力容器 下封头失效 ，如果不能采取有效措施对其冷却 ，堆芯熔融物有 可能将压力容器熔穿 2。压力容器熔穿后 ，熔融物直接喷射到 安全壳筏基上与结构混凝土相互作用（mcci）3，一定时间内 以较快的速度逐渐向下侵蚀安全壳的筏基 4, 若筏基厚度不够 ， 底板可能被熔穿 ，破坏了安全壳的整体性 ，高放物质将直接威 胁到地下水源 ，对生物环境造成严重影响。图 1 ap1000 核电站堆芯捕集器示意图作者简介 ：刘瑜 ，高级工程师 ，主要从事核电工程建设管理杨洪振 ，工程师 ，主要从事核电站核岛辅助设备安装管理工作 余星 ，助理工程师 ，主要从事核电站核岛辅助设备安装管理工作 莫少强 ，工程师 ，主要从事核电站核岛辅助设备安装管理工作35 20125（下）科技传播5月下_v2.indd 352004-10-118:07:58research理论研究theoretical research这种方案不必增加专设装置 ，将熔融物稳定在压力容器内部可防范了很多难以控制的问题发生。事实上 ，起初各机型 都想将堆芯熔融物滞留在压力容器内部 ，如中等功率的机型 vver-440（芬兰）、ap-600（美国）、vver-640（俄罗斯）， 大功率的机型 ap-1000（美国）及 bwr-1000（法国）等 ，尽 管这种技术方案非常简易有效 ，但由于目前对熔池形成的物理 和化学等动态过程不太清楚 ，考虑压力容器外壁的热量与外 壁冷却水的核态沸腾临界热量的比值时需留取余量。目前为 保证压力容器外壁能被充分冷却而不致破坏 ，需要采用较大 的偏离核态沸腾比（dnbr），也就限制了 ivr 的方案只适用 于小功率或中等功率的反应堆 5。2009 年 3 月 31 日 ，世界上首台 ap1000 核电机组在中国三门完成核岛第一罐混凝土浇筑（fcd），将 ivr 最先投入实用中。对于 1000mw 以上的核电机组难以保证一个可靠的安全 裕度 ，随着机组功率的增大 ，ivr 还存在不确定因素 ，还需 进一步试验验证 6。美 - 朝国际核工程研究协会（ineri）仍 在以韩国先进压水堆 apr-1400 为对象 ，以求研究出一种更先 进的更便于制造与安装的 ivr，并探求其应用于 1 500mw 核电 站的可行性 7。2.2 压力容器外熔融物冷却与保持（evr）当考虑到 ivr 方案并不适合大功率的核电机组的时候 ， 另一种设计概念与研究已经开始 ，将熔融物释放到充满水的堆 坑底部 ，但这种方案不能有效防止熔融物跟水反应产生大量蒸 汽而引起安全壳爆炸危险 ，目前已有两种 evr 设计方案被有 效的发展并验证。2.2.1“坩埚”式堆芯捕集器坩埚式堆芯捕集器以俄罗斯 vver-1000 为代表 ，如图 2 所示 ，它是位于压力容器下部的一个独立的容器结构 ，主要由 下底板、牺牲材料和扇形热交换器组成。生成的氧化物同堆芯熔融物中的锆发生氧化反应。由于牺牲材料生成的氧化物密度低于熔融物液态金属相的密度 ，使高密度 的金属相被低密度的氧化物封闭在下层空间 ，从而有效的防止 金属（尤其是锆）与高温水或水蒸气接触发生反应 ，以缓解安 全壳的压力进一步升高、防止氢爆和减少放射性碎片及气溶胶 扩散。而且熔融的牺牲材料也从成分和数量上有效的避免堆芯 熔融物重返临界。由于这一系列的反应都是吸热反应 ，熔融的 牺牲材料增加了熔融物的质量 ，减少熔融物的热流密度 ，有利 于降低熔融物的热度和冷却。检查井和燃料水池的水在重力作 用下供应到熔融物表面提供冷却。vver-1000 核 电 站 机 组 的 堆 芯 捕 集 器 ，综 合 了 美 国 ap600 先进压水堆堆芯捕集器通过非能动供水冷却堆芯熔融物 包容体金属表面的设计特点 ，和欧洲先进压水堆堆芯捕集器通 过牺牲材料改善熔融物特性和降低热流密度的技术特点 ，在设 计理念上具有创新和独到之处。经过俄罗斯的相关机构的分析 和实验验证 ，vver-1000 反应堆堆芯捕集器的设计能够保证 堆芯捕集器的完整性不受破坏 ，有足够的冷却水 ，能够保持长 期的次临界状态 ，中国田湾核电站的 vver-1000 机组 ，成为 世界上首个拥有堆芯捕集器的核电站。2.2.2“扩展”式堆芯捕集器若反应堆发生严重事故导致堆芯熔化并熔穿压力容器后 ， 堆芯形成可流动液态熔融物 ，直接流入反应堆堆坑中 ，在高温 作用下熔融物与堆坑牺牲性混凝土（sacrificial concrete）发生 化学反应 ，逐渐消融牺牲混凝土 ，达到初步冷却、收集熔融物 的功能 ，持续约 3 个小时 ，这个过程也被称作为“临时收集”， 整个化学反应过程在堆坑保护层保护下进行 ，确保熔融物不会 穿透堆坑进入到结构混凝土 ，以控制核辐射扩散。图 3 epr 核电站“扩展”式堆芯捕集器示意图如图 3，在堆坑最下部与排放渠（discharge channel）连接 的地方 ，留有一块孔洞 ，用于安装熔融堵塞（melt plug）和支 撑框架 ，因为熔融物堵塞只含有牺牲混凝土和一层钢板 ，这就 形成了整个堆坑耐熔融能力最薄弱的部分 ，当 rpv 底部出现 裂口 ，堆芯熔融物首先流入堆坑内 ，慢慢熔融堆坑的牺牲混凝 土 ，直至堵塞熔穿后 ，堆芯熔融物将顺着装有保护层的排放渠 流入装满冷却元件的堆芯扩展区。熔融物进入扩展区后 ，被覆 盖在冷却结构上的牺牲性混凝土进一步吸热、冷却。在冷却结 构的下部装有中央供水管 ，当堆芯熔融物进入扩展区熔断解绳 装置 ，通过非能动控制阀自动打开中央供水系统 ，来自安全 壳内部换料水箱（irwst）的水流向中央供水管并淹没熔融物（非能动的）。为了继续长时间冷却安全壳底板和堆芯熔融物 ， 使安全壳不超压 ，则需要启动由泵驱动的能动的安全壳冷却系 统（chrs），淹没整个扩展区及反应堆 ，达到最终收集、冷却 并稳定堆芯熔融物的目。由 法 国 和 德 国 专 家 联 合 组 成 的 核 反 应 堆 咨 询 委 员 会 对 epr 预防核缓解严重事故的措施审评后认为 ：对于 epr 设计 中针对“严重事故的预防和缓解”的概念和所采取的措施 ，原图 2 vver-1000 核电站“坩埚”式堆芯捕集器示意图1. 砼竖井墙内进风通道 ；2. 有人孔的进风通道 ；3. 通风 集管 ；4. 干屏蔽的进气管 ；5. 干屏蔽冷却通道 ；6. 托盘进气 管 ；7. 托 盘 边 缘 热 绝 缘 ；8. 托 盘 中 央 热 绝 缘 ；9. 生 物 屏 蔽 ；10. 托盘支撑柱 ；11 密封维修地板 ；12. 空气管 ；13. 保护桁架 ；14. 填充物篮形部件 ；15. 砼悬壁梁端面热屏蔽 ；16. 砼悬臂梁 底面板热屏蔽 ；17 扇形单元热交换器 ；18. 热交换器排气管 ；19. 热交换器排水管 ；20. 热交换器冷却水供给管 ；21. 砼竖井 ；22. 拱形总管假设堆芯熔穿 rpv 进入下方空间 ，运行人员打开阀门 ， 安全壳内检查井和燃料水池的水就会在重力作用下进入扇形热 交换器。下底板缓冲熔融物的冲击 ，通过支撑和预埋件将载荷 传递给压力容器竖井的土建结构 ，同时将堆芯熔融物导流到填 充了牺牲材料的熔池内。在熔池内 ，钢结构材料以及 fe203 和 al203 陶瓷材料组成的牺牲材料与堆芯熔融物开始发生反应 ，科技传播20125（下）36理论研究theoretical则上可以接受 ，满足“技术导则”（咨询委员会审议通过的审评依据文件）中有关实现“堆芯熔融物保持概念”的大部分 技术要求。epr 机组的堆芯捕集器也先后在芬兰 ol3、法国 flamanvile3、中国台山 tsnp 得到投用。2.3 中国 cpr1000 堆芯冷却与收集研究现状目前 ，具有中国自主产权的 cpr1000 堆型虽然在缓解严 重事故影响方面满足国家二代加要求 8，但也正在努力研究堆 芯熔融物的冷却与收集 ，已经开展相关实验研究应用 ivr 的 可行性 9，不过不管要增设 ivr 还是 evr，都需在 cpr1000 现 有的结构上做大量设计修改 ，包括压力容器本身。2.4 ivr 及 evr 主要特点对比对 比 于 上 文 列 举 的 两 种 堆 芯 熔 融 物 冷 却 及 保 持 型 式（ivr、evr），不 难 发 现 他 们 的 主 要 区 别 源 于 两 个 问 题 ：（1） 有效的空间布置 ，（2）不同功率等级下的偏离核态沸腾比。ivr 将堆芯熔融物滞留在 rpv 内部 ，并从外部进行冷却 ， 在很大程度上节省了反应堆堆坑的空间结构 ，并且该堆芯捕集 方式相比 evr 节省更多的专设配套装置 ，在核岛建安工期方 面 ，特别在核电站穹顶吊装、rpv 引入关键路径上创造较好 的形势。如果能保证压力容器外壁的热量与外壁冷却水的核态 沸腾临界热量的比值有足够裕度 ，ivr 无疑是最好的堆芯捕 集器。然而 ，在不明确严重事故状态下反应堆熔池形成的物理 和化学等动态过程的情况下 ，evr 将堆芯熔融物导出 rpv， 在 rpv 外 部 进 行 收 集、 冷 却 及 稳 定 ，避 免 冷 却 不 充 分 而 使 rpv 最终失效的状况 ，同样是一种优越的选择。vver1000 比 ap1000 复杂却比 epr 简单 ，在空间上有一定的节省 ，并且其 安装物项也比 epr 明显减少 ，综合了 ap1000 及 epr 两者的 优势 ，其设计方式是值得借鉴的。空间上的节省不应给其本身的建造及后续检修带来困难 ， 总的来说，epr 堆芯捕集器的设计及设备的分布是比较宽敞的， 其建造及在役期间的检修非常方便 ，这也是 epr 堆芯捕捉器 的优势。3 epr 核电站堆芯捕集器安装管理3.1 epr 堆芯捕集器的组成如 图 4，epr 堆 芯 捕 集 器 组 要 可 分 成 三 个 区 域 ：堆 坑（reactor pit）、排放渠（discharge channel）、扩展区（spreadingarea）：也可以将该熔融物堵塞打开 ，进行内部堆坑进行设备测量与维修。排放渠部分 ：排放渠通过锆砖保护层衬里 ，并铺设钢板 ， 然后安装运输轨道以便堵塞运输小车通过 ，正常运行状态下有 一个中子屏蔽层安置在离门口 1m 距离的位置 ，用于减少扩散 区操作间的辐射量 ，保护运输系统电气设备 ，防止受到较高的 辐射。扩展区部分 ：扩展区是堆芯熔融物的扩散、淹没、冷却并 达到最终稳定的区域 ，并与安全壳内部换料水池相连 ，面积高2达 170m ，熔融物散热面积增大 ，使得冷却效果增强。扩展区主要安装了冷却组件（如图 5），冷却组件背面进一步扩展 ，与 冷却水的接触面积扩至 400 多平方米 ；冷却组件上面浇筑 0.5m 厚牺牲混凝土（序 12），当熔融物流入扩展区后 ，发生消融反 应。图 5 epr 核电站堆芯捕集器冷却组件样图排放渠及排放渠出口部位安装了有轨道、分流站、运输小 车等构成的运输系统 ，在扩展区底部横向穿越着一个中央供水 管 ，两端与安全壳内部换料水箱相连 ，提供冷却水等。3.2 epr 堆芯捕集器安装整体策划堆芯捕集器作为一项全新的技术引入 ，首先要对其技术 文件、图纸进行充分的消化、吸收 ，分析其施工重难点 ，学习 ol3 的相关施工经验反馈 ，必要时采购技术支持。施工人员没有相关的施工经验 ，必须加强学习 ，充分讨论 ， 及时反馈问题 ，针对没有资质完成的试验 ，须提前考虑解决方 案。堆芯捕集器堆坑部分的安装 ，位于 rpv 引入的关键路径 上 ，影响较大 ，根据 ol3 经验反馈 ，总工期约 10 个月 ，须合 理安排好建安工序 ，其工期安排尤为重要 ，需尽早完成 ，为后 续施工争取富余窗口。3.3 epr 堆芯捕集器安装经验反馈堆芯捕集器（堆坑部分）的安装作业处于 rpv 引入关键 路径上 ，其开工日受到中心塔吊拆除时间的决定性影响 ，而且 堆坑的防水工作也是一个关键因素 ，另外其施工受内部结构 微网测量点布置、rpv 支撑环安装、环吊调试等工作的影响 ， 需充分协调好各工序 ，其重难点主要在于 ：1）施工队伍必须认真消化、吸收安装技术要求 ，及时发 现可能存在的物项干涉问题 ；2）提前介入扩展区房间 ，检测 预埋件的位置 ，并研究分析预埋件偏差应对策略 ；3）保护层 支架的安装位置需按锆砖的尺寸及排放渠钢衬里的尺寸进行修 改 ；4）严格控制冷却组件之间的间隙 ，各个固定板、冷却组件、 连接板、楔块之间连接紧密 ，环环相扣 ，前一个没有严格安装 ， 将导致下一个安装困难 ；5）房间较封闭 ，空气流通差 ，环境图 4 epr 堆芯捕集器三维图堆坑部分 ：由处于结构混凝土上的 250mm 保护层（50mm 耐火砂浆、200mm 陶瓷锆砖）及 500mm 的 c30/70 的混凝土衬 里组成 ；压力容器底部安装熔融物堵塞及其支撑框架 ，堵塞通 过连杆带动销柱完成与框架之间的组合或拆分。在运行前 ，通过运输小车如图 4（序 5）运走这个堵塞 ， 工作人员可以通过堆坑底部的这个通道进入堆坑 ，进行堆坑测 量仪器、rpv 底部保温层的安装和相关的调试工作。维修期间 ，37 20125（下）科技传播research理论研究theoretical research潮湿 ，需采取抽湿措施 ，并加强通风 ，保证施工安全文明 ；6）安装、土建交叉施工时设备与工机具等引入路径及时间窗口的 问题 ，需提前做好预案。3.4 epr 堆芯捕集器安装总概虽 芬 兰 ol3 机 组、 法 国 fa3 机 组、 中 国 台 山 2 台 机 组（tsnp） 都 设 计 了 堆 芯 捕 集 器 系 统（rsc），并 且 ol3 已 经 安 装完毕 ，但 fa3、tsnp 堆芯捕集器的施工仍是一次巨大的挑 战与探索 ，因为 ol3 堆芯捕集器设计与后两者大不相同 ，特 别是冷却组件 ，ol3 核电站设计中不必考虑地震 ，后两个核 电站的冷却组件抗震等级却为 sc1 级 ，ol3 机组未设计固定 板的地方后两者设计增加 ；ol3 设计了固定板的地方 ，后两者 设计更密集、强度及精度更高 ，而且冷却组件本身的结构与重 量都扩大 ，所以 ol3 项目堆芯捕集器的安装经验借鉴作用不 大。虽然 fa3 机组堆芯捕集器的设计与台山基本相同 ，但因 为 tsnp 机组堆芯捕集器安装早于 fa3。tsnp 一号机组堆芯 捕集器的施工 ，为后续 epr 机组（fa3，tsn2 等等）安装提 供丰富的施工经验 ，也是完善 epr 堆芯捕集器设计与制造的 一次探索 ，将使其设计更为成熟。4 结论核电 ，曾经从切尔诺贝利核事故中慢慢爬起 ，如今又面临 着福岛核事故的重重阻碍 ，但是科技一定可以征服这些困难。 面对当今能源缺口不大扩大的局面 ，发展核电将成为国际社会 的必然选择。美国在 30 年后重启核电站建设 ，我国也“十二五” 规划中明确“安全高效发展核电”的基本方针 ，国际社会发展 核电的决心不会改变 ，但安全必须放在首位 ，可以预测 ，国际 社会将在核电站安全研究方面的投入将继续增加 ，堆芯捕集器的应用将在三代核电站全面应用。参考文献1欧阳予.世界核电技术发展趋势及第三代核电技术的定 位.江苏连云港，江苏核电有限公司，2007.2markus nie.temporary melt retention in the reactor pit of the european pressurized water reactor (epr); westfalen, university stuttgart，2005.3李琳，藏希年.压水堆核电厂严重事故下堆芯熔融物的 冷却研究.北京：清华大学工程物理系，2007.4杨亚军，曹学武.严重事故下堆芯熔融物与混凝土的相 互作用.上海：上海交通大学核科学与工程学院，2008.5崔方水.田湾核电站堆芯捕集器的设计简介.江苏连云 港，江苏核电有限公司，2008. 6 v l a d i m i r b e n z i a n o v i c h k h a b e n s k y ; s e v e r e accident management concept of the vver1000 and the justification of corium retention in a crucible-type core catcher; alexandrov scientific research institute of technology (niti), sosnovy bor, russia，2009.7keith g. condie, joy l. rempe; design and evaluation of an enhanced in-vessel core catcher; ineel，2004.8郑华.epr与cpr1000严重事故缓解措施比较.广东深 圳：中广核工程有限公司，2010.9傅孝良，杨燕华.cpr1000的ivr有效性评价中堆芯熔 化及熔池形成过程分析，上海：上海交通大学核科学与工程学 院，2010.（上接第53页）真空断路器的原因是 ，它具有数字化控制系统 ，该控制系统具有以下功能 ：1）时间延迟自动调整功能 ；2）温度补偿 ；3）同步投切操作闭锁 ；4）时间间隔控制 ；5）过零自动跟踪 ；6