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摘 要： 本文对福清核电华龙一号与美国西屋公司AP1000非能动安全壳冷却系统的组成，原理和运行进行了较全面的介绍，分析并比較了两种非能动安全壳冷却系统在工艺、化学、安全、冷却效率以及空气动力学方面的差异，分析结果表明：与美国西屋公司AP1000相比，华龙一号具有更高的安全性、更好的经济型及科学的合理性。本文的研究成果对我国华龙一号的发展、设计及推广应用具有重要的现实意义。
关键词： 非能动安全壳冷冻系统系统；AP1000；运行原理
华龙一号（中国）和AP1000（美国西屋）均是第三代压水堆核电技术，二者在安全系统方面有各自突出的特点，除了利用二代压水堆核电站设置的能动专设安全设施外，还采用非能动技术，而且两种设堆都存在非能动安全壳冷却系统（passive containment cooling system，PCCS），PCCS能降低安全壳内的温度和压力，及时有效的PCCS能保护安全壳的完整性和增强对放射性物质的包容性[1]，因此较好的PCCS系统能减少事故的发生，提高核电厂安全性[2]。通过对PCCS系统的对比分析，借鉴和学习国外同期技术，对我国核电技术发展、设计及推广应用具有重要的现实意义。
1华龙一号非能动安全壳冷却系统系统简介
为了应对核电站设计基准事故和超设计基准事故，华龙一号全面采用纵深防御，能动与非能动相结合的安全设计理念。能动安全系统可以处理一般的事故，并经过长期工程实践验证，可靠性强；非能动安全系统可以有效应对动力源丧失，作为能动安全系统的补充，增加了对叠加事故和自然灾害的应对能力，可大幅提高安全性。华龙一号继续保留二代压水堆核电站的能动安全系统，如安全注人系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统和安全壳隔离系统；同时增加了一些非能动安全系统，包括安全壳消氢系统、PCCS、二次侧非能动余热排出系统。能动非能动系统：堆腔注水冷却系统。下面重点介绍部分非能动安全壳冷却系统。
华龙一号PCCS由三个列和一个再循环回路组成，每列由一个换热水箱，一个导热水箱，两个换热器和两个汽水分离器构成；其中，再循环回路用于净化和维持冷却水温度。PCCS在上升管段设置了一个电动隔离阀，处于常开状态，在下降管段上设置一组两个并联的电动隔离阀，处于常关状态，事故情况下只要开启下降管段并联阀门中的一个，PCCS系统即可投运。
电站发生超设计基准事故时，安全壳内发生质能释放事故，大量高温蒸汽或蒸汽—空气等不凝结气体的混合物会不断上升，冲刷PCCS换热器外表面。PCCS换热器管线受到这些高温混合气体的加热，同时高温气体在PCCS换热器外表面冷却甚至凝结，放出热量。受热的冷却水沿着换热器出口上升管道进入安全壳外的换热水箱中，通过导热水箱最终排入大气。换热水箱中的较低温度的冷却水从换热水箱底部的出口，沿着系统下降管进入换热器，继续受热，维持自然循环。随着水箱温度不断升高，压力随之升高并将导热水箱内U型管中的冷却水压出水箱，使换热水箱与外界大气连通，而后换热水箱温度达到对应压力下的饱和温度，换热水箱产生的蒸汽将排入大气。当换热水箱水温超过80℃，PCCS系统上升管道开始出现蒸汽。随着上升管位置的升高，压力降低，上升管中的冷却水分离出越来越多的蒸汽泡并且不断聚集，汽泡尺寸也越来越大。汽水分离器的作用是将上升管道中的蒸汽泡破碎，减小由于大气泡的破碎和湮灭导致的不必要的管路系统震动。
2 AP1000非能动安全壳冷却系统
AP1000非能动安全壳冷却系统由安全壳屏蔽厂房连为一体的冷却水储存箱、钢制安全壳以及冷却水分配装置，相关的仪表、管道和阀门组成；还包括辅助储水箱、循环泵、电加热器、化学添加箱及循环管线上的仪表、管道和阀门。AP1000非能動安全壳冷却系统供水并联管线上的三个常闭隔离阀，供水管线上三个并联隔离阀中两个为失效开启的气动阀，另一个为电动阀。每个隔离阀的上游均设有一个常开的电动阀，用于在下游隔离阀误开时隔离冷却水。安全壳穹顶上部设置的冷却水分配盘。分配盘侧壁沿圆周有16个均匀间隔分布的导流槽，将水分成16股均匀的水流。钢制安全壳容器是一个独立式的带上下椭圆封头的圆柱形容器，大部分地方的厚度为44.5mm，它被混凝土安全壳包裹，上半部分暴露在外部环境的空气中，既作为反应堆与外界的实体隔离，又作为非能动安全壳冷却系统的传热器。如图1所示。
当发生失水事故或主蒸汽管道破裂事故导致安全壳压力和温度升高进而触发AP1000非能动安全壳冷却系统动作时[3]，来自非能动安全壳冷却水储存箱（安全壳顶部）的水依靠重力输送至钢制安全壳外表面，并通过相关的导流装置在钢制安全壳穹顶和壁面形成水膜，水流量随时间自动减小并至少持续72小时，冷却水流量仅取决于水箱水位。事故72小时后，操作员手动连接辅助水箱给非能动安全壳换热水箱补水，辅助水箱的水装量足以维持安全壳冷却水以最小需求流量额外供应4天。它依靠对流、辐射、热传导和水份蒸发等方式导出安全壳内的热量来降低壳内的温度和压力，以防止安全壳超压，保证安全壳的完整性，避免放射性物质向安全壳外释放。容器壁上没有蒸发的水流入安全壳内环廊底部的地漏；沿安全壳容器外壁向上的空气自然循环流道常开，空气通过内环壁沿着钢制压力容器的外表面达到钢制压力容器顶部，之后通过屏蔽构筑物烟囱排放；空气流动增强了安全壳钢制外表面水的蒸发，大大降低了安全壳内蒸汽/空气混合物压力和温度。
3 差异分析
3.1 工艺系统上的差异
3.1.1 换热水箱设置位置不同
华龙一号非能动安全壳冷却系统的换热水箱设置在双层安全壳的环廊之间，没有直接与外界接触，安全性更高。而AP1000换热水箱位于外层混凝土安全壳的顶部，钢制安全壳既作为反应堆与外界的实体隔离，又作为热交换器使用。
3.1.2 热交换器不同
华龙一号非能动冷却系统的热交换器是3组六个专用热交换器，安装在反应堆厂房内，工作环境相对稳定，而AP1000的热交换器为整体锻造的钢制安全壳，钢制安全壳除了要考虑换热系数外，还需要具备有一定的机械强度，承受壳内外温度、压力变化，工作条件较差。 3.1.2 安全壳冷却器散热方式不同
华龙一号非能动安全壳冷却器通过安全壳内的水的自然循环和的空气自然循環来实现热量的排出，而AP1000通过钢制安全壳外空气循环和壳内的空气循环来实现热量的导出。
3.2安全壳设计的情况
AP1000钢质安全壳和外层混凝土安全壳之间存在间隙（标高43.1m）。在正常运行时，水和腐蚀性介质会渗入到这一间隙中，易导致钢制安全壳锈蚀甚至出现孔洞（美国在役核电机组的安全壳衬里上已发现了孔洞[4]）。这些区域几乎无法接近且极难检测，此外，在极端的情况下，钢制安全壳不仅需要极大的强度和良好的导热性能，还要有足够的导热性能，并且还需要有足够的抗电化学腐蚀和热应力腐蚀能力，因此，AP1000钢质安全壳对材料和工艺有很高的要求，大大增加了生产、运行成本。而我国华龙一号内外层安全壳均为混凝土结构，显著增加了耐压强度和化学腐蚀的能力，其热量导出由安全壳内的专用热交换器完成，安全性能有很大的提升。
3.3 反应堆顶部的区别
AP1000反应堆顶部没有通风过滤器[5]。AP1000的外层安全壳与钢制安全壳的环廊间与外界空气之间设置有通风口，当钢制安全壳有缺陷破损时，放射源变得不可隔离，事故工况下的放射性裂变产物将不可控的进入大气。华龙一号为混凝土包壳，用于事故导热的热交换器均位于安全壳内，且上升下降管段均有电动隔离阀，可以有效的控制放射性物质不可控外泄。
3.4 换热水箱冷卻水利用效率问题
当发生极端事故时，AP1000非能动安全壳冷却水储存箱的水依靠重力输送至钢制安全壳外表面，并通过相关的导流装置在钢制安全壳穹顶和壁面形成水膜，水流量随时间自动减小并至少持续72小时，流量变化仅取决于水箱水位，容器壁上没有蒸发的水流入安全壳内环廊底部的地漏。事故工况下AP1000冷却水流量没有可控性，其流量按最大冷却设计，没有考虑事故下安全壳内实际散热的大小，大量的冷却水流入安全壳环廊底部的地漏，冷却水的利用率相对较低；而华龙一号依靠自然循环原理，利用换热水箱水的温升和蒸发导热，冷却水的供给量随温差的变化而变化，可控性强，除了部分水装量由于温升而满溢之外，其它的水均用来蒸发导热，水的利用率较高。
3.5安全壳内的空气流动问题
无论是使用华龙一号还是AP1000技术，当发生一回路破口或二回路安全壳内破口事故时，一回路或二回路内的热流体将喷放至安全壳内，形成射流。而安全壳内大空间的流体在射流影响下，将被逐渐加热，继而出现热分层现象[6]。当反应堆厂房管道内的高温高压气体不可控释放时，由于蒸汽密度低于空气，蒸汽和氢气等较轻的气体将聚集在安全壳内顶部空间；且大空间中的部分流体被射流卷吸而到达安全壳顶部，另外当蒸汽在接触到安全壳壁面时被冷却凝结，将热量释放到周围空间的流体中而使其温度升高，继而压力上升，导致了安全壳内顶部空间的压力和温度首先升高，形成一个高温高压气流层。它阻碍安全壳内的气体循环流动，降低气体的冷却效率。
AP1000采用安全壳顶部的冷却方式，然而事故下发热点位置不同，空气自然循环的流道易受到影响，从而影响空气自然循环的效果。核岛现场隔间纵多，在超设计基准事故的情况下，破口或泄漏的位置又不确定，热量散发不均匀，将在核岛内产生复杂的空气动力学，可能达不到设计上要求的冷却效果，或者由于复杂的气体流动会导致放射性气体产物或氢气在安全壳局部积聚，有爆炸或者火灾的风险。且随着部分氢气等不溶性气体在钢制安全壳顶的堆积，将降低钢制安全壳的换热效果，影响事故工况下的热量导出。华龙一号非能动安全壳冷却系统共有3组六个非能动的冷却器，可用对事故工况下的空气动力学做适当的分析，合理设置非能动冷却器的布置点，部分避开事故情况下的喷射点，使得安全壳顶层的高温高压气体得到充分冷却，优化核岛内的气体流动情况，提高冷却效率。
4结束语
它山之石，可以攻玉；通过对华龙一号机组和AP1000非能动安全壳冷系统的全面、科学对比分析，我们可以发现与AP1000相比，华龙一号非能动安全壳冷系统在工艺系统、安全壳设计、反应堆顶部等多方面均领先于国际同期技术，华龙一号具有更高的安全性、更好的经济型及科学的合理性。随着研究的不断深入，在不断的借鉴、消化、吸收和创新的过程中，我们坚信可以设计出更加安全可靠的堆型，使我国核事业领跑于国际前沿水平。■
参考文献
[1]ZOU J，TONG L L，CA0 X W.Assessment of passive residual heat rerrloval system cooling capanty[J].Progress in Nuclear Energy，2014，70：159 166.
[2]Wang Y. Preliminary Study for the Passive Containment Cooling System Analysis of the Advanced PWR ☆[J]. Energy Procedia， 2013， 39：240-247.
[3]林诚格. 非能动安全先进核电厂AP1000. 北京：原子能出版社， 2008， 28-42.
[4]王政. 美国核管会披露关于AP1000设计的技术问题[J]. 国外核新闻， 2011（6）：26-26.
[5]王海丹. 美国专家指责AP1000安全壳存在设计缺陷[J]. 国外核新闻， 2010（5）：20-21.
[6]YU Yu， ZHANG He， SHAN Zuhua，等. AP1000安全壳流动循环与热分层一维模型分析[J]. 原子能科学技术， 2009， 48（10）：1803-1806.
关键词： 非能动安全壳冷冻系统系统；AP1000；运行原理
华龙一号（中国）和AP1000（美国西屋）均是第三代压水堆核电技术，二者在安全系统方面有各自突出的特点，除了利用二代压水堆核电站设置的能动专设安全设施外，还采用非能动技术，而且两种设堆都存在非能动安全壳冷却系统（passive containment cooling system，PCCS），PCCS能降低安全壳内的温度和压力，及时有效的PCCS能保护安全壳的完整性和增强对放射性物质的包容性[1]，因此较好的PCCS系统能减少事故的发生，提高核电厂安全性[2]。通过对PCCS系统的对比分析，借鉴和学习国外同期技术，对我国核电技术发展、设计及推广应用具有重要的现实意义。
1华龙一号非能动安全壳冷却系统系统简介
为了应对核电站设计基准事故和超设计基准事故，华龙一号全面采用纵深防御，能动与非能动相结合的安全设计理念。能动安全系统可以处理一般的事故，并经过长期工程实践验证，可靠性强；非能动安全系统可以有效应对动力源丧失，作为能动安全系统的补充，增加了对叠加事故和自然灾害的应对能力，可大幅提高安全性。华龙一号继续保留二代压水堆核电站的能动安全系统，如安全注人系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统和安全壳隔离系统；同时增加了一些非能动安全系统，包括安全壳消氢系统、PCCS、二次侧非能动余热排出系统。能动非能动系统：堆腔注水冷却系统。下面重点介绍部分非能动安全壳冷却系统。
华龙一号PCCS由三个列和一个再循环回路组成，每列由一个换热水箱，一个导热水箱，两个换热器和两个汽水分离器构成；其中，再循环回路用于净化和维持冷却水温度。PCCS在上升管段设置了一个电动隔离阀，处于常开状态，在下降管段上设置一组两个并联的电动隔离阀，处于常关状态，事故情况下只要开启下降管段并联阀门中的一个，PCCS系统即可投运。
电站发生超设计基准事故时，安全壳内发生质能释放事故，大量高温蒸汽或蒸汽—空气等不凝结气体的混合物会不断上升，冲刷PCCS换热器外表面。PCCS换热器管线受到这些高温混合气体的加热，同时高温气体在PCCS换热器外表面冷却甚至凝结，放出热量。受热的冷却水沿着换热器出口上升管道进入安全壳外的换热水箱中，通过导热水箱最终排入大气。换热水箱中的较低温度的冷却水从换热水箱底部的出口，沿着系统下降管进入换热器，继续受热，维持自然循环。随着水箱温度不断升高，压力随之升高并将导热水箱内U型管中的冷却水压出水箱，使换热水箱与外界大气连通，而后换热水箱温度达到对应压力下的饱和温度，换热水箱产生的蒸汽将排入大气。当换热水箱水温超过80℃，PCCS系统上升管道开始出现蒸汽。随着上升管位置的升高，压力降低，上升管中的冷却水分离出越来越多的蒸汽泡并且不断聚集，汽泡尺寸也越来越大。汽水分离器的作用是将上升管道中的蒸汽泡破碎，减小由于大气泡的破碎和湮灭导致的不必要的管路系统震动。
2 AP1000非能动安全壳冷却系统
AP1000非能动安全壳冷却系统由安全壳屏蔽厂房连为一体的冷却水储存箱、钢制安全壳以及冷却水分配装置，相关的仪表、管道和阀门组成；还包括辅助储水箱、循环泵、电加热器、化学添加箱及循环管线上的仪表、管道和阀门。AP1000非能動安全壳冷却系统供水并联管线上的三个常闭隔离阀，供水管线上三个并联隔离阀中两个为失效开启的气动阀，另一个为电动阀。每个隔离阀的上游均设有一个常开的电动阀，用于在下游隔离阀误开时隔离冷却水。安全壳穹顶上部设置的冷却水分配盘。分配盘侧壁沿圆周有16个均匀间隔分布的导流槽，将水分成16股均匀的水流。钢制安全壳容器是一个独立式的带上下椭圆封头的圆柱形容器，大部分地方的厚度为44.5mm，它被混凝土安全壳包裹，上半部分暴露在外部环境的空气中，既作为反应堆与外界的实体隔离，又作为非能动安全壳冷却系统的传热器。如图1所示。
当发生失水事故或主蒸汽管道破裂事故导致安全壳压力和温度升高进而触发AP1000非能动安全壳冷却系统动作时[3]，来自非能动安全壳冷却水储存箱（安全壳顶部）的水依靠重力输送至钢制安全壳外表面，并通过相关的导流装置在钢制安全壳穹顶和壁面形成水膜，水流量随时间自动减小并至少持续72小时，冷却水流量仅取决于水箱水位。事故72小时后，操作员手动连接辅助水箱给非能动安全壳换热水箱补水，辅助水箱的水装量足以维持安全壳冷却水以最小需求流量额外供应4天。它依靠对流、辐射、热传导和水份蒸发等方式导出安全壳内的热量来降低壳内的温度和压力，以防止安全壳超压，保证安全壳的完整性，避免放射性物质向安全壳外释放。容器壁上没有蒸发的水流入安全壳内环廊底部的地漏；沿安全壳容器外壁向上的空气自然循环流道常开，空气通过内环壁沿着钢制压力容器的外表面达到钢制压力容器顶部，之后通过屏蔽构筑物烟囱排放；空气流动增强了安全壳钢制外表面水的蒸发，大大降低了安全壳内蒸汽/空气混合物压力和温度。
3 差异分析
3.1 工艺系统上的差异
3.1.1 换热水箱设置位置不同
华龙一号非能动安全壳冷却系统的换热水箱设置在双层安全壳的环廊之间，没有直接与外界接触，安全性更高。而AP1000换热水箱位于外层混凝土安全壳的顶部，钢制安全壳既作为反应堆与外界的实体隔离，又作为热交换器使用。
3.1.2 热交换器不同
华龙一号非能动冷却系统的热交换器是3组六个专用热交换器，安装在反应堆厂房内，工作环境相对稳定，而AP1000的热交换器为整体锻造的钢制安全壳，钢制安全壳除了要考虑换热系数外，还需要具备有一定的机械强度，承受壳内外温度、压力变化，工作条件较差。 3.1.2 安全壳冷却器散热方式不同
华龙一号非能动安全壳冷却器通过安全壳内的水的自然循环和的空气自然循環来实现热量的排出，而AP1000通过钢制安全壳外空气循环和壳内的空气循环来实现热量的导出。
3.2安全壳设计的情况
AP1000钢质安全壳和外层混凝土安全壳之间存在间隙（标高43.1m）。在正常运行时，水和腐蚀性介质会渗入到这一间隙中，易导致钢制安全壳锈蚀甚至出现孔洞（美国在役核电机组的安全壳衬里上已发现了孔洞[4]）。这些区域几乎无法接近且极难检测，此外，在极端的情况下，钢制安全壳不仅需要极大的强度和良好的导热性能，还要有足够的导热性能，并且还需要有足够的抗电化学腐蚀和热应力腐蚀能力，因此，AP1000钢质安全壳对材料和工艺有很高的要求，大大增加了生产、运行成本。而我国华龙一号内外层安全壳均为混凝土结构，显著增加了耐压强度和化学腐蚀的能力，其热量导出由安全壳内的专用热交换器完成，安全性能有很大的提升。
3.3 反应堆顶部的区别
AP1000反应堆顶部没有通风过滤器[5]。AP1000的外层安全壳与钢制安全壳的环廊间与外界空气之间设置有通风口，当钢制安全壳有缺陷破损时，放射源变得不可隔离，事故工况下的放射性裂变产物将不可控的进入大气。华龙一号为混凝土包壳，用于事故导热的热交换器均位于安全壳内，且上升下降管段均有电动隔离阀，可以有效的控制放射性物质不可控外泄。
3.4 换热水箱冷卻水利用效率问题
当发生极端事故时，AP1000非能动安全壳冷却水储存箱的水依靠重力输送至钢制安全壳外表面，并通过相关的导流装置在钢制安全壳穹顶和壁面形成水膜，水流量随时间自动减小并至少持续72小时，流量变化仅取决于水箱水位，容器壁上没有蒸发的水流入安全壳内环廊底部的地漏。事故工况下AP1000冷却水流量没有可控性，其流量按最大冷却设计，没有考虑事故下安全壳内实际散热的大小，大量的冷却水流入安全壳环廊底部的地漏，冷却水的利用率相对较低；而华龙一号依靠自然循环原理，利用换热水箱水的温升和蒸发导热，冷却水的供给量随温差的变化而变化，可控性强，除了部分水装量由于温升而满溢之外，其它的水均用来蒸发导热，水的利用率较高。
3.5安全壳内的空气流动问题
无论是使用华龙一号还是AP1000技术，当发生一回路破口或二回路安全壳内破口事故时，一回路或二回路内的热流体将喷放至安全壳内，形成射流。而安全壳内大空间的流体在射流影响下，将被逐渐加热，继而出现热分层现象[6]。当反应堆厂房管道内的高温高压气体不可控释放时，由于蒸汽密度低于空气，蒸汽和氢气等较轻的气体将聚集在安全壳内顶部空间；且大空间中的部分流体被射流卷吸而到达安全壳顶部，另外当蒸汽在接触到安全壳壁面时被冷却凝结，将热量释放到周围空间的流体中而使其温度升高，继而压力上升，导致了安全壳内顶部空间的压力和温度首先升高，形成一个高温高压气流层。它阻碍安全壳内的气体循环流动，降低气体的冷却效率。
AP1000采用安全壳顶部的冷却方式，然而事故下发热点位置不同，空气自然循环的流道易受到影响，从而影响空气自然循环的效果。核岛现场隔间纵多，在超设计基准事故的情况下，破口或泄漏的位置又不确定，热量散发不均匀，将在核岛内产生复杂的空气动力学，可能达不到设计上要求的冷却效果，或者由于复杂的气体流动会导致放射性气体产物或氢气在安全壳局部积聚，有爆炸或者火灾的风险。且随着部分氢气等不溶性气体在钢制安全壳顶的堆积，将降低钢制安全壳的换热效果，影响事故工况下的热量导出。华龙一号非能动安全壳冷却系统共有3组六个非能动的冷却器，可用对事故工况下的空气动力学做适当的分析，合理设置非能动冷却器的布置点，部分避开事故情况下的喷射点，使得安全壳顶层的高温高压气体得到充分冷却，优化核岛内的气体流动情况，提高冷却效率。
4结束语
它山之石，可以攻玉；通过对华龙一号机组和AP1000非能动安全壳冷系统的全面、科学对比分析，我们可以发现与AP1000相比，华龙一号非能动安全壳冷系统在工艺系统、安全壳设计、反应堆顶部等多方面均领先于国际同期技术，华龙一号具有更高的安全性、更好的经济型及科学的合理性。随着研究的不断深入，在不断的借鉴、消化、吸收和创新的过程中，我们坚信可以设计出更加安全可靠的堆型，使我国核事业领跑于国际前沿水平。■
参考文献
[1]ZOU J，TONG L L，CA0 X W.Assessment of passive residual heat rerrloval system cooling capanty[J].Progress in Nuclear Energy，2014，70：159 166.
[2]Wang Y. Preliminary Study for the Passive Containment Cooling System Analysis of the Advanced PWR ☆[J]. Energy Procedia， 2013， 39：240-247.
[3]林诚格. 非能动安全先进核电厂AP1000. 北京：原子能出版社， 2008， 28-42.
[4]王政. 美国核管会披露关于AP1000设计的技术问题[J]. 国外核新闻， 2011（6）：26-26.
[5]王海丹. 美国专家指责AP1000安全壳存在设计缺陷[J]. 国外核新闻， 2010（5）：20-21.
[6]YU Yu， ZHANG He， SHAN Zuhua，等. AP1000安全壳流动循环与热分层一维模型分析[J]. 原子能科学技术， 2009， 48（10）：1803-1806.