蒋韦锋+徐城杰+李盾+韩浪
摘 要:文章对压水堆核电项目核岛厂房内部飞射物源项的失效、破坏形式进行分析,通过案例及实证来确定防御飞射物的布置设计要求及措施,并通过个案进行飞射物隔离墙的可靠性验算分析。研究结果显示当前压水堆核电厂三种基本防护方法中,布置专业以重要系统分开布置及设置屏障和密闭设施的方法作为理论基础,通过优化布置设计来防御内部飞射物危害是可行且有效的。该方法在后续新设计项目中,对于核岛厂房的总体布置设计具有一定的参考意义。
关键词:内部飞射物;核岛布置;穿透计算
引言
当前,核电安全问题引起社会高度关注,而安全的核电厂源于高度安全的设计。内部飞射物灾害正是威胁核电厂安全的重要因素之一。因此,做好核电厂的内部飞射物防御工作尤为重要:本项研究以核岛厂房内部潜在飞射物源项为分析对象;以源项的失效及破坏形式为分析依据;通过案例法及实证分析法来确定防御飞射物的布置设计要求及措施。此外,本项研究还通过个案研究法来开展飞射物隔离墙的可靠性验算分析。本研究结果显示当前压水堆核电厂三种基本防护方法中,布置专业以重要系统分开布置及设置屏障和密闭设施的方法来防御内部飞射物的危害是有效的。本研究对后续新设计项目的核岛厂房总体布置设计具有一定的参考意义。
1 飞射物源项
核岛内部飞射物通常由厂房内部设备、部件失效而产生,由于内部飞射物会撞击周围的安全级设备、管道或构筑物,从而造成穿透性破坏。因此,结合压水堆电厂核岛厂房内部设备、部件的布置设计特点,可以推断出内部飞射物通常是由于高速旋转的设备、部件及高能的承压设备、部件失效而产生。
针对具体的设备、部件产生飞射物可能性的分析不在本研究范围内,本研究依据当前压水堆技术项目特点,通过分析核岛厂房内系统及设备参数等基本数据,确定核岛厂房内潜在的飞射物源项有以下两大类设备、部件形式:
(1)高速旋转部件:泵、风机、压缩机及汽轮机等。
(2)高能承压部件:高压容器、水箱、泵体及阀门等。
在分析高能承压部件成为内部飞射物源项的可能性时,依据当前压水堆技术项目特点,需要考虑如下三个方面:
(1)高能管道破裂直接产生的飞射物不需要考虑,因为管道破裂属于内部灾害的另一类灾害,不在本研究范围内。应分析管道甩击效应产生飞射物的可能性。
(2)储存动能小的部件不需要考虑。例如,因为螺帽,螺栓和螺钉储存的动能极小,可忽略其破坏性。
(3)具备高穿透能力的部件需要考虑其作为飞射物的危害。如棒束控制组件或阀杆,由于其特殊的结构而具备较高的穿透能力,因此应将它们作为潜在飞射物做详细研究。
2 内部飞射物防护的基本准则
内部飞射物灾害作为核电厂房内部灾害中的一种,对核电安全构成潜在的威胁,因此其防御准则需保证达到如下三方面的总体目标[1]:
(1)不妨碍安全级别为F1级的系统或部件的安全运行功能;(2)不会触发DBC(设计基准工况)的三、四类事件(DBC-3/4);(3)不危及安全系列压力边界的实体隔离。
依据上述基本原则,内部飞射物屏障必须能够保护:
(1)冗余安全系统,以实现安全停堆和应付其它内部危害;(2)安全系统的稳定性和完整性;(3)反应堆冷却剂压力边界(除了发生冷却剂失水事故时);(4)反应堆内部构件,包括燃料组件;(5)主蒸汽和主给水压力边界;(6)燃料水池。
3 核岛厂房防御内部飞射物基本布置方法
通过分析核岛厂房内部飞射物的失效形式,可以归纳出压水堆核电厂核岛厂房用于防御内部飞射物的几种基本方法:约束法、重要系统分开布置及设置屏障和密闭设施。
3.1 约束法
约束法的基本原则是在设计中对用于支承和约束双重功能的装置中的每种功能单独地或相互关联地做了充分的评估,并在相应的部件设计规格书中对其功能作出规定。该方法依据纵深防御的概念,针对核电厂房内的部件采用更可靠的设计结构、水平更高的制造工艺和更严格的质量保证程序,从源头上降低产生飞射物的可能性。
例如,对于核岛厂房中的反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、反应堆主泵泵壳体等,基于纵深防御的理念,使用了高性能的材料、冗余的设计、先进的制造工艺、严格的安装监理和频繁的检查、维护等措施,足以保证这些部件不会迅速失效[2]。
3.2 重要系统分开布置
重要系统分开布置的基本是原则是项目初期依据设备、部件的特性,结合系统要求,通过合理的布置设计,将飞射物源项和受保护的重要系统的冗余序列布置在单独的区域内。由于该类方法主要通过项目初期阶段的合理布置设计来实现的,因此该方法通常需要在概念设计时期便开始考虑。重要系统分开布置的方法通常有图1的三类基本布置方式:
图1 功能重要系统的防护
图中A和B是冗余安全重要系统的部件,H是危害源。
图1(a)适用于系统A的部件对系统B的部件可能造成危害,而不存在其他危害影响A或B的情况。
图1(b)适用于系统A和B不会彼此构成危害,但两者均易受同一危害影响的情况。
图1(c)适用于系统A和B彼此构成危害,而且它们又容易遭受某一公共危害的影响。
依据基本原则,该方法被广泛应用在压水堆核电厂中:
将包括次级隔离阀在内的反应堆冷却剂系统压力边界布置在飞射物防护区内,以确保不会因飞射物而破坏反应堆冷却剂系统压力。
将反应堆冷却剂回路用混凝土结构实现分开布置。以防止发生共模失效。
安全注入系统四列重要系统分开布置。
采用厂房的直线排列布置方式,以保证与核安全级别相关的设备、构筑物、系统和部件处在汽轮机产生的飞射物飞射范围之外。从而排除飞射物对其造成危害的可能。endprint
3.3 设置屏障和密闭设施
设置屏障和密闭设施的基本原则是在可能产生的飞射物源项与受保护的设备、部件之间,通过布置防护设施来实现防护。依据本原则,防御飞射物布置设计通常有两种形式:布置隔离墙和设置单独隔离间。通过该方法,即使飞射物源项失效产生飞射物,也会被布置好的隔离墙所拦截。因此,使用本方法的隔离墙需要经过验算,以保证该隔离墙不会被飞射物穿透。设置屏障和密闭设施的方法被广泛应用在压水堆核电厂中:
把可能产生飞射物的阀门布置在一个专门的阀门房间内。由于需要防御这些阀门可能产生的内部飞射物,这些房间的墙体应经过验证分析,以保证它们不会被飞射物穿透。如,稳压器隔离阀房间、化学与容积控制系统隔离阀房间、安全注入和余热排出系统隔离阀房间等。
通过布置隔离墙将可能产生的飞射物进行拦截。该隔离墙同样需要经过验证分析,以保证它不会被飞射物所穿透。如,布置在反应堆换料水池上方厚厚的混凝土盖板,其功能不仅是辐射防护的屏蔽,同时也做为隔离墙以防御控制棒束组件可能产生的内部飞射物。
4 隔离墙的厚度要求及可靠性验证分析
4.1 隔离墙的厚度要求
当采用设置屏障和密闭设施的方法来防御内部飞射物时,为防止隔离墙被飞射物穿透,隔离墙的厚度应满足如下要求:
隔离墙厚>飞射物的穿透深度;
而飞射物的穿透深度,通常依据如下穿透公式[3]来确定:
假设内部飞射物刚好穿透隔离墙时:
(1)
式中:M-飞射物质量(kg);D-飞射物直径(m);V-飞射物速度(m/s);H-隔离墙厚度(m);fck-混凝土抗压强度标准值;ρ-混凝土密度
公式(1)适用条件:
a.钢筋混凝土
保守运算时,飞射物撞击速度V=0.88 V穿透,即认为穿透。
刚好穿透时,可以直接使用此公式。
b.预应力混凝土
上述条件a.同样适用于预应力混凝土
对于带钢衬里的预应力混凝土结构,允许穿透速度要考虑10%的放大系数。
依据公式(1),在验算隔离墙的可靠性时,还可以通过隔离墙的允许穿透速度和飞射物的撞击速度来判定,当满足如下条件时,则认为隔离墙没有被穿透:
撞击速度<0.88x隔离墙的穿透速度;需要注意的是,公式(1)中验算出来的穿透深度,仅仅反映了防飞射物隔离墙的要求。大多数情况下,隔离墙除了考虑飞射物的防护要求以外,还要考虑其它设计要求,如放射性屏蔽要求等。
4.2 隔离墙可靠性的验证分析
由于隔离墙的作用是防御内部飞射物的撞击,因此需要对隔离墙的可靠性进行验证分析。具体的分析方法因具体的布置实例而异,如在分析阀门失效故障,阀杆做为飞射物弹射而出时,就需要分析阀体结构、阀体失效形式、阀杆弹射过程及能量、阀杆撞击隔离墙的速度及撞击面积、隔离墙混凝土密度及抗压强度等。在分析控制棒束组件失效,控制棒驱动杆做为飞射物弹射而出时,需要分析压力容器内外压差、控制棒束组件结构及其失效形式、棒束组件失效时所产生的飞射物(驱动杆)的能量、驱动杆撞击隔离墙的速度及撞击面积、隔离墙混凝土密度及抗压强度等。这一分析过程往往可以分为两部分:(1)飞射物的能量计算;(2)飞射物的穿透计算。其分析逻辑如图2所示,在分析过程中,需要分析该飞射物源项可能产生的各类飞射物,并针对各类飞射物单独进行分析,以能包络最坏破坏情况为最终计算分析结果。
图2 隔离墙可靠性验证分析逻辑图
分析的难点通常在于如何确定飞射物的能量。因为飞射物的能量计算需要掌握飞射物源项的失效形式、飞射物源项对飞射物做功的过程及大小等,从而确定飞射物的能量及撞击隔离墙的速度。再依据撞击速度及撞击面积利用穿透公式对隔离墙进行验证计算,从而确定隔离墙的可靠性。下文将以控制棒束组件失效从而产生内部飞射物为例,对隔离墙展开可靠性验证分析。
假设控制棒束组件发生失效,引起棒束驱动机构耐压壳破裂,从而导致弹棒事件。因此考虑驱动杆的弹射对周围造成的影响,并验算其周围的隔离墙是否符合飞射物防护要求。
4.2.1 飞射物的能量计算——控制棒驱动杆的弹射分析
反应堆正常运行工况下,假设一回路冷却剂的运行压力为15.5MPa。
假设运行过程中,控制棒驱动机构耐压壳破裂失效,引发驱动杆的弹射及驱动杆端塞弹射,驱动杆及端塞均会弹射到压力容器上方的厚混凝土盖板下表面上,从而对混凝土盖板构成一定程度的破坏,因此需要分别分析驱动杆及驱动杆端塞的破坏过程,然后取包络情况作最终分析。因此假设:
只要弹射部件还没有完全脱离固定部件,认为冷却剂泄流面积很小;冷却剂压力为15.5MPa。
一旦弹射部件与固定部件完全脱离,冷却剂泄流面积会突然增大,冷却剂压力会迅速降低至大气压。
L:耐压壳失效前弹射部件与固定部件之间的结合长度。
PS:弹射部件沿长度L移动时,作用于该部件上的载荷为PS。(P=15.4MPa,主冷却剂表压;S:此压力下冷却剂作用到弹射部件上横截面积)
弹射部件弹出后的过程中,主冷却剂作用于此部件上的载荷为零。
传递给弹射部件的能量等于力PS与作用距离L的乘积。
计算公式为:
弹射出壳的瞬间能量E=PSL (单位:j,焦耳)
a.驱动杆分析:按最不利的情况考虑,即驱动杆上方的耐压壳整体失效;长度L等于整个驱动杆的长度;由于驱动杆部件整个长度L上的外径是不同的,需分别计算不同长度Li对应的不同截面积Si,最后可得:
(2)
式中:
(3)endprint
Di: 驱动杆外径。
经分析控制棒驱动杆部件,得知控制棒驱动杆自重50.4Kg,可得受力分析模型,如图3所示:
图3 控制棒驱动杆截面受力计算
依据控制棒驱动杆部件参数及公式(2)、(3) 计算后得到:
弹射出壳瞬间能量: E0=128.11Kj
弹射出壳瞬间速度: V0=71.3m/s
b.驱动杆端塞分析:同理,经分析驱动杆端塞结构,得知内部压强P作用距离L,作用面积直径D,如图4所示:
图4 控制棒驱动杆端塞结构图
依据控制棒驱动杆端塞参数及由公式(2)、(3) 计算后得到:
弹射出壳瞬间能量: E0=1.93Kj
弹射出壳瞬间速度: V0=38.8m/s
4.2.2 飞射物的穿透计算——隔离墙的穿透分析
由于上文提到,弹射出的驱动杆及驱动杆端塞假设撞击到反应堆压力容器上方的厚混凝土盖板的下表面,即该厚混凝土盖板充当飞射隔离墙的作用,因此有必要对该厚混凝土盖板进行可靠性验算。
依据公式(1),V穿透与飞射物的质量M成反比,与飞射物撞击截面积直径D成正比。根据上文计算结果:
M端塞 D端塞>D驱动杆, 且:弹射出壳速度:V端塞 即端塞作为飞射所需的必需穿透速度要大于驱动杆作为飞射物的必需穿透速度,即以驱动杆的穿透过程分析即能包络端塞的分析过程。因此下文将以驱动杆为飞射物进行计算分析。 假设某项目数据:M飞射物质量=50.4kg;D飞射物直径=38.8mm;H隔离墙厚度=1.2m;fck混凝土抗压强度=38.5MPa;ρ混凝土密度=2500kg/m3;弹射出的驱动杆竖直向上飞行距离h:3.5m; 因此,由上文的穿透公式(1)计算出该隔离墙被穿透时所必需的穿透速度: V穿透=343.1m/s 根据能量守恒定律及动能公式: E0=E撞击+Mgh (4) E撞击=■MV2撞击 (5) 得出驱动杆撞击隔离墙的撞击速度 V撞击=70.82m/s 根据飞射物隔离墙评定准则,不允许被穿透时,考虑0.12的削减系数: V撞击<0.88V穿透 因此,该飞射物不会对该隔离墙造成穿透性的破坏,即该隔离墙符合飞射物防护要求。 5 结束语 本研究通过分析内部飞射物源项及失效形式为依据,通过案例法来确定防御飞射物的布置设计要求及方法,再依据实证分析法来验算防御飞射物隔离墙的可靠性。研究结果显示,内部飞射物的防护主要通过约束法、重要系统分开布置及设置屏障和密闭设施四种基本方法实现,布置专业以重要系统分开布置及设置屏障和密闭设施的方法作为理论基础,通过优化布置设计来防御内部飞射物危害是可行且有效的。参考本研究的分析方法,分析飞射物源项布置环境、结构特点并结合飞射物穿透公式,则能有效验算飞射物隔离墙的可靠性。 参考文献 [1]ETC-S(EPR Technical Code for Safety and Process) Rev. E. [2]姚伟达,贺寅彪,窦一康.压水堆核电厂主设备力学分析和研究:从设计到寿命管理[R].中国核科学技术进展报告,2009. [3]ETC-C(EPR Technical Code for Civil works) version April 2006.
Di: 驱动杆外径。
经分析控制棒驱动杆部件,得知控制棒驱动杆自重50.4Kg,可得受力分析模型,如图3所示:
图3 控制棒驱动杆截面受力计算
依据控制棒驱动杆部件参数及公式(2)、(3) 计算后得到:
弹射出壳瞬间能量: E0=128.11Kj
弹射出壳瞬间速度: V0=71.3m/s
b.驱动杆端塞分析:同理,经分析驱动杆端塞结构,得知内部压强P作用距离L,作用面积直径D,如图4所示:
图4 控制棒驱动杆端塞结构图
依据控制棒驱动杆端塞参数及由公式(2)、(3) 计算后得到:
弹射出壳瞬间能量: E0=1.93Kj
弹射出壳瞬间速度: V0=38.8m/s
4.2.2 飞射物的穿透计算——隔离墙的穿透分析
由于上文提到,弹射出的驱动杆及驱动杆端塞假设撞击到反应堆压力容器上方的厚混凝土盖板的下表面,即该厚混凝土盖板充当飞射隔离墙的作用,因此有必要对该厚混凝土盖板进行可靠性验算。
依据公式(1),V穿透与飞射物的质量M成反比,与飞射物撞击截面积直径D成正比。根据上文计算结果:
M端塞 D端塞>D驱动杆, 且:弹射出壳速度:V端塞 即端塞作为飞射所需的必需穿透速度要大于驱动杆作为飞射物的必需穿透速度,即以驱动杆的穿透过程分析即能包络端塞的分析过程。因此下文将以驱动杆为飞射物进行计算分析。 假设某项目数据:M飞射物质量=50.4kg;D飞射物直径=38.8mm;H隔离墙厚度=1.2m;fck混凝土抗压强度=38.5MPa;ρ混凝土密度=2500kg/m3;弹射出的驱动杆竖直向上飞行距离h:3.5m; 因此,由上文的穿透公式(1)计算出该隔离墙被穿透时所必需的穿透速度: V穿透=343.1m/s 根据能量守恒定律及动能公式: E0=E撞击+Mgh (4) E撞击=■MV2撞击 (5) 得出驱动杆撞击隔离墙的撞击速度 V撞击=70.82m/s 根据飞射物隔离墙评定准则,不允许被穿透时,考虑0.12的削减系数: V撞击<0.88V穿透 因此,该飞射物不会对该隔离墙造成穿透性的破坏,即该隔离墙符合飞射物防护要求。 5 结束语 本研究通过分析内部飞射物源项及失效形式为依据,通过案例法来确定防御飞射物的布置设计要求及方法,再依据实证分析法来验算防御飞射物隔离墙的可靠性。研究结果显示,内部飞射物的防护主要通过约束法、重要系统分开布置及设置屏障和密闭设施四种基本方法实现,布置专业以重要系统分开布置及设置屏障和密闭设施的方法作为理论基础,通过优化布置设计来防御内部飞射物危害是可行且有效的。参考本研究的分析方法,分析飞射物源项布置环境、结构特点并结合飞射物穿透公式,则能有效验算飞射物隔离墙的可靠性。 参考文献 [1]ETC-S(EPR Technical Code for Safety and Process) Rev. E. [2]姚伟达,贺寅彪,窦一康.压水堆核电厂主设备力学分析和研究:从设计到寿命管理[R].中国核科学技术进展报告,2009. [3]ETC-C(EPR Technical Code for Civil works) version April 2006.
Di: 驱动杆外径。
经分析控制棒驱动杆部件,得知控制棒驱动杆自重50.4Kg,可得受力分析模型,如图3所示:
图3 控制棒驱动杆截面受力计算
依据控制棒驱动杆部件参数及公式(2)、(3) 计算后得到:
弹射出壳瞬间能量: E0=128.11Kj
弹射出壳瞬间速度: V0=71.3m/s
b.驱动杆端塞分析:同理,经分析驱动杆端塞结构,得知内部压强P作用距离L,作用面积直径D,如图4所示:
图4 控制棒驱动杆端塞结构图
依据控制棒驱动杆端塞参数及由公式(2)、(3) 计算后得到:
弹射出壳瞬间能量: E0=1.93Kj
弹射出壳瞬间速度: V0=38.8m/s
4.2.2 飞射物的穿透计算——隔离墙的穿透分析
由于上文提到,弹射出的驱动杆及驱动杆端塞假设撞击到反应堆压力容器上方的厚混凝土盖板的下表面,即该厚混凝土盖板充当飞射隔离墙的作用,因此有必要对该厚混凝土盖板进行可靠性验算。
依据公式(1),V穿透与飞射物的质量M成反比,与飞射物撞击截面积直径D成正比。根据上文计算结果:
M端塞 D端塞>D驱动杆, 且:弹射出壳速度:V端塞 即端塞作为飞射所需的必需穿透速度要大于驱动杆作为飞射物的必需穿透速度,即以驱动杆的穿透过程分析即能包络端塞的分析过程。因此下文将以驱动杆为飞射物进行计算分析。 假设某项目数据:M飞射物质量=50.4kg;D飞射物直径=38.8mm;H隔离墙厚度=1.2m;fck混凝土抗压强度=38.5MPa;ρ混凝土密度=2500kg/m3;弹射出的驱动杆竖直向上飞行距离h:3.5m; 因此,由上文的穿透公式(1)计算出该隔离墙被穿透时所必需的穿透速度: V穿透=343.1m/s 根据能量守恒定律及动能公式: E0=E撞击+Mgh (4) E撞击=■MV2撞击 (5) 得出驱动杆撞击隔离墙的撞击速度 V撞击=70.82m/s 根据飞射物隔离墙评定准则,不允许被穿透时,考虑0.12的削减系数: V撞击<0.88V穿透 因此,该飞射物不会对该隔离墙造成穿透性的破坏,即该隔离墙符合飞射物防护要求。 5 结束语 本研究通过分析内部飞射物源项及失效形式为依据,通过案例法来确定防御飞射物的布置设计要求及方法,再依据实证分析法来验算防御飞射物隔离墙的可靠性。研究结果显示,内部飞射物的防护主要通过约束法、重要系统分开布置及设置屏障和密闭设施四种基本方法实现,布置专业以重要系统分开布置及设置屏障和密闭设施的方法作为理论基础,通过优化布置设计来防御内部飞射物危害是可行且有效的。参考本研究的分析方法,分析飞射物源项布置环境、结构特点并结合飞射物穿透公式,则能有效验算飞射物隔离墙的可靠性。 参考文献 [1]ETC-S(EPR Technical Code for Safety and Process) Rev. E. [2]姚伟达,贺寅彪,窦一康.压水堆核电厂主设备力学分析和研究:从设计到寿命管理[R].中国核科学技术进展报告,2009. [3]ETC-C(EPR Technical Code for Civil works) version April 2006.