核电系统的安全设计.pdf
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1、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:
2、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
3、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
4、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
5、,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
6、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
7、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
8、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
9、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
10、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
11、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
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