摘 要：对AP1000机组堆芯熔融物压力容器内的滞留（IVR）设计原理进行了阐述。通过与传统的堆芯捕集器进行对比分析，表明该设计简化了系统配置，节约了投入成本，降低了大量放射性释放概率（LRF），显著提高了核电安全。熔融物冷却的物理机理探究、回路热量丧失的抑制，以及核清洁标准的严格制定，是后续实践中亟待应对的课题。
关键词：压力容器；滞留；AP1000；严重事故；堆芯捕集器
中图分类号：TL4 文献标识码：A 文章编号：2095-8412 （2017） 03-072-03
工业技术创新 URL： http： // DOI： 10.14103/j.issn.2095-8412.2017.03.019
引言
核电是一种清洁、安全的能源。在民用核设施16 000余堆年的运行历史中，共发生过3起严重事故，概率约为2×10-4/堆年，高于各国法规要求的1×10-5/堆年的设计标准约20倍。1975年，美国《商用核轻水反应堆的风险评价》（WASH-1400）报告首次指出，核电厂的主要风险来自堆芯融化事故（系严重事故），而不是设计中所重点考虑的设计基准事故。核电厂严重事故中放射性物质的释放会对工作人员、公众和环境造成广泛伤害。因此，在核电厂设计和运行中，必须采取恰当策略缓解乃至防止严重事故的发生。
捕集和滞留堆芯熔融物，防止其破坏反应堆压力容器和安全壳放射性屏障的完整性，是有效缓解严重事故后果的重要手段之一。EPR机组和VVER机组在反应堆压力容器下方设置堆芯捕集器，在熔融堆芯熔穿压力容器后，通过重力作用进入并滞留于堆芯捕集器内。而AP1000机组的滞留（IVR）原理是重力注水淹没反应堆压力容器，通过自然循环冷却压力容器外表面并带走堆芯热量，将堆芯熔融物滞留于压力容器内部[1-5]。
本文在简要引入VVER机组堆芯捕集器工作原理的基础上，着重阐述了AP1000机组的IVR设计原理及优越性，并提出了其有待改进之处。
1 VVER机组堆芯捕集器
发生压力容器熔穿的严重事故时，堆芯捕集器能夠收集、滞留和冷却熔融物，抑制安全壳内放射性物质和氢气的释放，防止安全壳底板熔穿和蒸汽爆炸，保障安全壳屏障完整性。
堆芯捕集器布置如图1所示。堆芯熔融物熔穿低熔材料制成的维修底板后流入填料篮，与填料篮金属构件填料（氧化牺牲材料）发生热物理—化学反应（吸热反应），加速锆的氧化及熔融物的稀释，同时减少熔融物中金属氧化物的密度，有利于进一步的冷却。填料熔化后，热量传给换热器组件，水蒸汽由排放通道排出。熔融物熔穿压力容器约20 min后，开始由燃料水池向熔融物表面喷水冷却，燃料水池蓄水可供堆芯捕集器使用24 h，其后可采用能动设施补水。
2 AP1000机组IVR设计
2.1 设计要点
AP1000机组的IVR设计是通过改善反应堆压力容器外部冷却特性来实现堆芯熔融物在压力容器内的滞留，设计要点如下：
（1）压力容器下封头没有贯穿件，除容器蠕变失效外，不会产生其他的失效模式；
（2）可靠的多级反应堆冷却剂自动卸压系统使容器壁产生较小的应力，同时可避免高压熔堆；
（3）事故情况下，安全壳内换料水箱（IRWST）非能动注水，淹没堆腔至冷却剂环路上方；
（4）通过压力容器绝热层设计为水冷却压力容器和从堆腔排放蒸汽提供专设通道。
2.2 设计结构和原理
AP1000机组IVR设计结构如图2所示。发生堆芯熔化严重事故时，自动或手动触发IRWST淹没堆腔。将压力容器作为“热交换器”，通过隔离材料在堆腔和压力容器间建立并形成自然循环流道，冷却堆芯熔融物，从而将熔融物滞留在压力容器内部。堆腔底部的水顶开入口浮球，进入压力容器和隔热材料间的环形流道，堆芯熔融物热量通过压力容器壁面加热环形空间的冷却水。各蒸汽排放口通常是关闭的，而当隔热环形空间冷却水加热沸腾后，汽水混合物将蒸汽排放口冲开，使得蒸汽排放到环路隔间中。这些蒸汽通过安全壳壁面被非能动安全壳冷却系统（PCS）的冷却水冷却，凝结成凝结水后返回堆腔。
此外，在下封头外设置一个半球形的导流板来引导冷却水流，同时保证压力容器外具有足够的安全壳淹没水位，以实现两相自然循环流动。这将提高热量导出能力，保证压力容器外表面不发生偏离泡核沸腾，从而保持压力容器的完整性。事故后，自动降压系统降低堆芯压力，能够有效减小作用在压力容器的应力，减轻乃至消除反应堆压力容器潜在的脆性断裂，同时避免高压熔堆。将反应堆堆腔完全淹没，并将反应堆冷却剂系统降压，可使堆芯熔融物熔穿压力容器的可能性降到最低。
2.3 设计结果
基于AP1000机组的概率安全分析（PRA）结果，表明导致堆芯熔化事故概率最大的是堆芯直接注入（DVI）管线破裂事件。如图3所示，应用MAAP4程序模拟和计算AP1000机组堆芯裸露、熔化和迁移至下封头随机5个区域的过程，表明AP1000机组IVR设计可以保证压力容器壁面的热流密度始终小于临界热流密度（CHF）。
3 讨论
3.1 主要优点
AP1000机组IVR设计的主要优点有三：
（1）只需在堆腔内压力容器外部设置必要的结构材料，正常运行时隔热保温，事故后建立自然循环冷却流道，相比ERP机组和VVER机组的堆芯捕集器，极大简化了系统设计、减少了设备数量，降低了建造、运行和维护成本。
（2）采用非能动设计，严重事故期间利用爆破阀和重力完成堆腔淹没，压力容器壁面和安全壳壁面的两个自然循环冷却回路确保了堆芯熔融物热量导出的有效性和持续性。相比堆芯捕集器，AP1000机组不依赖任何动力电源，不需要储存化学填料，事故后也无需补水。
（3）将堆芯熔融物滞留在压力容器内部，保持了压力容器完整性，大大降低了机组大量放射性物质释放概率（LRF）。同时，防止堆芯熔融物向安全壳内迁移，避免了很多与安全壳完整性相关且具有很大不确定性的严重事故，如堆外蒸汽爆炸、堆芯混凝土相互作用（CCI）、安全壳直接加热等，极大降低了对安全壳失效的概率。
3.2 改进方向
AP1000机组IVR设计无疑带来了显著的安全性和经济性优势，但仍有若干问题需要在实践中进一步验证和应对：
（1）现有认识无法精确分析熔融物冷却的物理机理和层化现象，临界热流密度和实际热流密度均难以确定。美国Idaho国家工程与环境实验室（INEEL）提出了三层熔融池构型的极限状态，计算得到金属层峰值热流密度为1 720 kW/m2，而该处的临界热流密度为1 890 kW/m2，表明在假设的保守极限情况下仍有裕度。
（2）反應堆压力容器和隔热层有一定间隙，保温效果可能略差，会导致较多的一回路热量丧失。
（3）严重事故期间，堆腔被淹没时，冷却水中可能伴随一些碎片和固体颗粒，有可能堵塞保温层底部的进水口，可能中断甚至无法建立压力容器壁面的自然循环冷却。为确保建立充足的IVR冷却流量，建议建筑安全施工时应尽可能减小进水口组件和蒸汽排放口的局部和流道沿程摩擦损失。同时，电厂要制定并实施严格的核清洁标准，在必要处增设一定的滤网组件。
4 结束语
本文在简要引入VVER机组堆芯捕集器工作原理的基础上，着重阐述了AP1000机组堆芯熔融物滞留设计的原理及优越性，并提出了其有待改进之处，可对核电厂设计和运行时严重事故的发生起到关键性的缓解作用。
参考文献
[1] 曹学武， 苏云， 杨燕华， 等. 国外严重事故管理现状以及对我国开展严重事故管理的建议[Z]. 上海： 上海交通大学机械与动力工程学院核科学与系统工程系.
[2] 徐进良， 薛大知. 轻水堆严重事故及可能的缓解措施[J]. 核动力工程， 1998（5）： 423-430.
[3] 林诚格. 非能动安全先进核电厂AP1000 [M] . 北京： 原子能出版社， 2008.
[4] 朱继洲. 核反应堆安全分析[M]. 西安交通大学出版社， 2004.
[5] 苏宏伟， 贾林. 核电设备在线状态监测与故障预警系统的研究与设计[J]. 工业技术创新， 2015， 2（2）： 216-220.