AP1000核电站钢制安全壳保护性涂层探讨

1、AP1000核电站钢制安全壳保护性涂层探讨 熊 壮(中核集团三门核电有限公司，浙江三门 317112)Protective Coatings for AP1000 Steel SafetyNuclear Power StationXiong ZhuangShell of(Sanmen Nuclear Power Station Company Limited, China National Nuclear Corporation, Sanmen 317112, Zhejiang Province)Abstract:AP1000 steel safety shell is the key hea

2、t-transfer interface of passive safety shell cooling system, and the surfacecoating of the AP1000 steel safety shell must meet the requirement of heat-transfer. In the same time, failure of interior coating can block the re-circulating pit filter of safety shell and hinders the realization of safety

3、 function of passive safety shell cooling system. So the requirement for dry film density must be met. This paper narrates the requirements for the property of protective coatings based on the design specification and the application practice in Sanmen Nuclear Power station.Keywords:AP1000, steel sa

4、fety shell, heat-transfer property, dry filmAP1000非能动系统概述对于所有核电厂而言，当反应堆出现严重的瞬 态或者事故之后最重要的就是将反应堆维持在安全 停堆状态，将它产生的余热有效进行导出，并限制放 射性向环境的释放，这就是著名的核安全三原则。 AP1000采用了非能动安全系统，用于事故后将反应 堆产生的余热有效导出。其核心系统为非能动安全1壳冷却系统和非能动堆芯冷却系统1。1.1 AP1000非能动安全壳冷却系统(PCS)(见图1)PCS系统是AP1000的专设安全设施之一，用于 在导致安全壳内温度和压力升高的设计基准事故(如LOCA或主蒸汽

5、管道破裂等)下，导出安全壳热量，使 安全壳内的温度和压力不超过设计限值。PCS采用钢 制安全壳壳体作为传热面，事故后被加热的安全壳CHINA COATINGS 582012年第27卷第05期摘要:AP1000钢制安全壳作为非能动安全壳冷却系统（PCS）主要的传热界面，其表面涂层必须满足传 热性能的相关要求；同时安全壳内部涂层的失效可能阻塞安全壳地坑再循环滤网，影响非能动堆芯冷却系 统（PXS）安全功能的实现，因此安全壳涂层还必须满足干膜密度的相关要求。本文结合AP1000钢制安全 壳保护性涂层的设计规范和三门核电钢制安全壳的涂装实践，对AP1000钢制安全壳保护性涂层的性能要 求进行了概述。关

6、键词:AP1000；钢制安全壳；传热性能；干膜密度中图分类号：TQ630.7+9 文献标识码：B文章编号：1006-2556(2012)05-0058-05空气出口 安全壳冷却水箱重力排水水膜蒸发空气入口钢安全壳内部冷凝和自然循环环形腔内空空气导流板气自然循环图1 AP1000非能动安全壳冷却系统#1ADS一、二、三#2级阀门#3稳压器喷嘴堆芯PRHR热交换器补水箱IRWST再循环ADS第4级阀门滤网RNS泵安注箱N2DVI管线RNS泵堆芯压力容器图2 AP1000非能动堆芯冷却系统之安注子系统中国涂料2012年第27卷第05期59Application and Use施工与应用外表面由PCS

7、的非能动安全壳冷却水储存箱的喷淋量传递(水蒸发)等热传输机制带走热量，从而降低安 或空气自然循环进行冷却，通过热传导、热辐射及质全壳内的温度和压力。1.2 AP1000非能动堆芯冷却系统(PXS)之安注子系 PXS为堆芯提供安全注入以确保足够的堆芯冷却。 统(见图2) PXS系统有4种非能动注射水源：堆芯补水箱注射流、 PXS系统的安注子系统依靠自然循环、重力、气 安注箱注射流、安全壳内置换料水箱注射流以及前3体储能的释放实现安全注射。在任何LOCA事故下，个水源完成注射后的安全壳地坑再循环。为防止异核电站涂层分级2总体方面把握原则，在此基础上对核电厂用设施设安全壳表面安全壳外其他区域CV内表

8、面CHINA COATINGS 602012年第27卷第05期施工与应用Application and Use物随再循环流进入堆芯，在安全壳地坑内设置了再设施防护涂层的管理导则，它从联邦法规第10章第 循环滤网。50部分(核电厂总体设计准则、环境和动态效应设计 基准事故、核电厂和燃料后处理厂质量保证准则等)保护性涂层广泛用于核电站核岛、常规岛的钢备防护涂层的选择、应用、人员资质认证、检验和维 结构、混凝土构筑物以及设备和管道等部位，是核电护等方面提供指导，并对设施设备防护涂层分为I、 站腐蚀防护的重要手段之一。美国RG1.54关于核电II、III级服役级涂层。 厂用I、II、III服役级涂层2

9、是国外比较先进的关于核 AP1000核电站各区域涂层的服役等级见表1。表1 AP1000核电站涂层服役等级安全壳内表面CSL 安全壳外表面CSL 化学侵蚀严重区域表面CSL FI-RCA区域RCA FI- 室内CSL 室外CSL /注：*CSL Coating Service Level 涂层服役等级。3 钢制安全壳涂层的涂装 超过0.203 2 mm(8 mils)。钢制安全壳内表面涂层为CSL =级涂层，为安全 钢制安全壳外表面涂层为CSL =级涂层，也是 相关涂层。安全壳内壁标高EL 102'(混凝土预埋最低 安全相关涂层。安全壳外壁的涂装区域为EL 99'(混 标高为E

10、L 103 ')以上的区域均需涂装IOZ底漆，标高 凝土预埋标高为EL 100')标高以上的所有安全壳外 EL 135'-3''EL 142'-3''的区域还需在无机富锌底漆 表面，所用涂料为IOZ涂层(无面漆)。IOZ底漆的DFT (IOZ)上涂覆高固体组分环氧面漆(SPHSE)。IOZ底漆 不超过0.152 4 mm(6 mils)。AP1000钢制安全壳涂装 的DFT不超过0.152 4 mm(6 mils)，环氧面漆的DFT不 区域及涂层类型见表23，涂装范围如图3所示。表2 AP1000钢制安全壳涂装区域及涂层类型EI.

11、102'以上IOZCSL EI.107'-2''到EI.142'-3''之间SPHSECSL 4 AP1000钢制安全壳涂层性能要求 钴和镉的含量均10×10-6；铅含量100×10-6。4.1 一般要求4.1.2 耐火性能 与传统压水堆核电站核电专用涂层一样，AP1000按照ASTM E84对涂料进行耐火性能试验，验收安全壳涂层也必须满足诸如化学成分、耐火性能、耐 标准为：火焰传播比值50。盐雾试验、耐辐照性能、耐化学腐蚀性以及模拟DBA 4.1.3 耐盐雾试验合格性等核电专用涂层的一般要求，但AP1000核级 由于

12、目前国内的核电站多建于滨海地区，海洋 涂层的具体要求与传统核电专用涂层存在一定的差 大气环境腐蚀较为严重，为了有效保护直接暴露于 别4。AP1000核级涂层的一般要求如下： 海滨大气环境的钢制安全壳设备，对所采用的涂层4.1.1 化学成分 提出了耐盐雾腐蚀的要求。对涂装于安全壳表面的AP1000核电站所有区域所用的涂层(包括安全壳 涂料按照ASTM B117的要求进行盐雾试验、暴露时 涂层)都必须满足以下化学成分要求：不含有毒或 间3 500 h。试验后在刻线的任何一处不得出现大于 有害物质；不含砷、汞、硒和氰化物；六价铬离子、 3.2 mm(1/8'')的刻线掏蚀缺陷。CV外

13、表面EI.99'以上IOZCSL 表面/区域涂层类型涂层等级(CSL)除原厂制造设备以外的SSCs(运行温度121 )CSL 安全壳内除原厂制造设备以外的SSCs(运行温度121 )CSL FI- 原厂制造设备 3-、3-区域表面涂层服役等级(CSL)EL.142'-3''EL.135'-3''EL.135'-3''EL.107'-2''EL.102'EL.99'内表面外表面(IOZEXPOY）图3 AP1000钢制安全壳涂装范围中国涂料2012年第27卷第05期61Appl

14、ication and Use施工与应用4.1.4 耐辐照试验境的影响；内表面涂层可能浸泡于水或化学介质中；压水堆核电厂安全壳表面用涂层在核电厂正常LOCA事故条件下还会与蒸汽直接接触，这些环境条 运行或发生事故时，会遭受一定的辐照(其中以射件都可能加速涂层的失效，所以需要对安全壳涂层 线辐照为主)。放射性辐照会加速涂层中高分子树脂的耐化学介质性能进行评估。 或聚合物的老化开裂，过量的放射性辐射会引起聚按照ASTM D3912的要求进行耐化学介质腐蚀 合物中化学键的断裂，损伤涂层组织使其失效，而涂性试验，所用的试验试剂为5%的硼酸溶液，浸泡时间 层的失效会增加核电厂的辐射污染物，严重时可能为5

15、 d。试验后涂层不允许出现剥落。会妨碍事故时安全设施的正常运行。因此对于核电4.1.6 模拟DBA试验(LOCA试验)厂安全壳涂层，需对其承受射线辐照影响的能力压水堆核电厂发生设计基准事故(DBA)时，安全 进行评估。壳内表面用涂层失效脱落不仅会影响钢制安全壳的 根据ASTM D4082的规定对安全壳表面涂层耐传热性能，还可能会影响安全壳地坑再循环冷却水 辐照试验，以源(如60Co源)为辐射源，剂量率不低 过滤网的正常运行；而外表面涂层失效脱落不仅会 于2.8 Gy/s，累计辐照计量为1×107 Gy。试验结束后2影响钢制安全壳的传热性能，还会丧失对安全壳外 h内采用目视、红外光谱或

16、电镜等对涂层试样进行观表面的防腐作用，对核安全不利，故对于安全壳表面 察和评价：辐照后试样不允许有剥落、分层、粉化、开涂层应对其设计基准事故条件下的稳定性进行性能裂、起泡、生锈等现象，允许轻微变色和失光。测试。4.1.5 耐化学介质腐蚀性根据AP1000事故后的温度、压力变化，安全壳涂AP1000钢制安全壳外表面直接暴露于大气环层模拟DBA评价试验应在如图4所示的DBA温度和压境，在服役的过程中可能受到海水飞溅、海洋大气环力瞬态，同时伴随最低剂量为1×109 Gy的射线辐照350100307 F90300 295 F275 F80250250 F235 F70 kPa200 4 09

17、2 kPa60 68.23 976.06 kPa×F/50 /温度 1502 884.86 kPa40 压力2 066.46 kPa1001 725.46 kPa3020501000100 000 200 000 300 000 400 000 500 000 600 000时间/sDBA温度DBA压力图4 模拟DBA试验温度-时间、压力-时间曲线表3钢制安全壳涂层需满足的热传导率要求CHINA COATINGS 622012年第27卷第05期施工与应用Application and Use条件下进行。DBA模拟实验必须按照ASTM D3911的安全壳冷却系统触发时应能保证足够的润湿

18、性。润 总体要求进行，在高压容器中试验至少168 h。湿性合格的情况下，非能动安全壳冷却系统触发时，在额定的流量下，钢制安全壳表面能形成稳定的水 膜，通过蒸发传热的方式实现PCS的冷却功能6。由 于安全壳的主要传热面涂装IOZ涂层，所以AP1000 设计中对IOZ涂层的润湿性提出了如下要求：水滴在 涂膜表面的浸润角不大于35°。4.2.3 最小干膜密度AP1000非能动设计中，PXS是一个重要的专设 安全系统。为了防止安全壳再循环过程中，失效涂层 的碎片聚集阻塞安全壳地坑再循环滤网，或者涂层 碎片随循环水流进入堆芯阻碍堆芯冷却，必须对安 全壳内表面涂层的最小干膜密度进行限定5：最小干

19、膜密度1 602 kg/m35结语核电站的防护涂层，并不单单是为了防腐目的，更多的是为了核电站的安全运行。而相比于传统压 DBA模拟测试后，试板涂层不允许出现脱落、剥水堆核电站而言，AP1000核电站安全壳涂层除了需 离、分层、粉化现象；不允许龟裂，但允许试样每面存满足核电专用涂层常规的耐辐照、耐化学腐蚀、耐盐 在一条长度小于1 cm的裂纹；允许存在轻微不破的雾以及DBA合格性等性能要求以外，其最主要的特 起泡，但直径必须2 mm且每平方米数量50个；允点在于其对传热性能和干膜密度的要求，这是构成 许有轻微变色和失光。AP1000特有的非能动安全系统的重要支持，是实现4.2 特殊要求AP1000非能动安全功能的重要保证。AP1000钢制安全壳作为PCS的主要传热界面，其表面涂层必须满足传热相关性能要求；同时考虑参考文献到尽可能减小安全壳涂层失效阻塞安全壳地坑再循1 中国核工业集团公司. A P1000核电厂系统与设备M.环滤网的可能性，安全壳涂层的干膜密度必须满足北京:原子能出版社,2010:132-155一定的要求。2 US.NRC. RG 1.54, Service