反应堆安全壳

反应堆安全壳防止放射性物质外逸的密闭容器01定义设计要求安完整性监督分类施工特点目录03050204基本信息反应堆安全壳又称反应堆保护外壳。指包在反应堆主要设备外面起保护作用的一个立式圆柱状半球形顶盖或球形的密封金属或混凝土外壳。在壳体内部的动力堆主要设备有：反应堆、蒸气发生器、主循环泵、稳压器及冷却剂的进出口管道阀门等。其内设有喷淋系统以冷凝事故时释放的大量蒸气、吸收放射性碘(事故时危害最大的裂变气体)和冲洗壳内放射性尘埃。反应堆的安全壳是防止放射性物质逸散到环境中的最后一道屏障，须能经受发生失去冷却水事故时产生的压力和温度变化，地震和旋风等自然灾害以及来自内部或外部的碎片撞击等意外情况的影响。定义定义核电站反应堆发生事故时会大量释放放射性物质，安全壳作为最后一道核安全屏障，能防止放射性物质扩散污染周围环境。同时，也常兼作反应堆厂房的围护结构，保护反应堆设备系统免受外界的不利影响，它是一种体态庞大的特种容器结构。分类分类安全壳按结构分为单层和双层壳。双层壳的内层称为主安全壳，主要承受事故压力，外层称为次级安全壳，起生物屏蔽及保护作用；两层之间留有环形空腔，可保持一定的负压，使核电站内部的放射性物质不易向外界泄漏。安全壳按材料可分成钢、钢筋混凝土及预应力混凝土三种。钢安全壳世界上第一个安全壳是1953年在美国西米尔顿的诺尔斯核动力试验室建成的。但供工程实用的安全壳则是在50年代后期，世界上第一批核电站投入商业运行而出现的球形及圆筒形钢安全壳，尺寸较小。从60年代开始，随着反应堆功率的提高，出现了内径超过30米的圆筒形安全壳。70年代,为了适应大功率核电站的工艺布置,出现了球径达60米左右的钢球壳。为了尽量避免焊后热处理，壁厚通常都控制在38毫米以内。钢安全壳一般用作主安全壳，建造在与其相脱离的混凝土次级安全壳里面。沸水堆的钢安全壳尺寸比压水堆的稍小，多为球壳加上一小段筒壳，呈“烧瓶”型。由于工艺比较成熟，钢安全壳仍被大量采用。钢筋混凝土安全壳为了降低钢安全壳的造价，60年代初美国首先采用了带有薄的碳钢衬里的钢筋混凝土单层安全壳，它由内径超过30米的圆筒壳和半球顶组成。沸水堆核电站的安全壳尺寸较小，形状较为复杂，筒壁多为锥壳与圆筒壳的组合结构。为了能承受事故压力和温度作用，钢筋混凝土安全壳必须采用排列很密的粗钢筋。设计要求设计要求安全壳的主要功能是防止和控制放射性物质的泄漏。设计首先应考虑反应堆发生事故时，冷却剂逃逸所造成的内压和温度变化。此外，还应计及恒载、活荷载、雪荷载、施工荷载以及各种外界的不利因素如地震、龙卷风及其他飞射物的冲击、飞机失事冲撞或化工厂爆炸等偶然影响。由于反应堆冷却剂带有极强的放射性，故对通过安全壳的泄漏率也须严格限制。一般规定24小时内在设计事故压力下的泄漏量不超过安全壳自由容积空气总重的0.1～0.5%。因此，对于安全壳上数以百计的各种贯穿件以及壳体结构的本身，必须有良好的密封措施。对钢筋混凝土或预应力混凝土单层安全壳，均需采用整体性完好的衬里板以保证安全壳的气密性。大多数衬里采用薄的碳钢板。衬里板应可靠地锚固在混凝土壳体壁上，内表面应涂有防腐层。为了满足放射性屏蔽的要求,安全壳的筒壁较厚，整个反应堆厂房作用在地基上的压力可达0.5兆帕以上，因而必须选择良好的地基。根据安全要求，在安全壳设计中必须注意壳体结构的完整性和可靠性。除了采用严格可靠的计算手段外，对安全壳的材料、制作和检验等方面也都要有严格的质量控制。施工特点施工特点钢安全壳因带有大型闸门和其他数以百计的贯穿件，故施工比一般容器复杂。补强区钢板比较厚，因此焊接和焊后热处理较困难。安全壳总体的密封要求高，探伤和检验的工作量很大。典型的中等功率核电站的圆筒形钢安全壳的用钢量可达3000吨，现场施工期约一年。预应力混凝土安全壳与钢筋混凝土安全壳的施工有相似之处，前者只增加后张法预应力的工序。筒壁部分的钢衬里趋向于用大组件现场拼装，以便混凝土筒壁能单边滑模施工。穹顶部分的钢衬里可用托架支承组装，也可在地面组装后整体吊装。穹顶往往先灌筑厚度约20厘米的混凝土初筑层，然后利用初筑层壳体作为支承，再灌筑其余的混凝土。个别安全壳把穹顶锚固肋加大，使穹顶混凝土可沿环向分圈向中心连续灌筑而不必分层。混凝土凝固后，将预应力钢束穿入壳体中的预设孔道即可张拉；张拉结束后，要及时用防腐油脂或砂浆密封钢束及其锚具。80万千瓦核电站的预应力安全壳约需混凝土米3，预应力钢束近1000吨，施工期约需2～3年。安完整性监督安完整性监督安全壳是核电厂防止放射性物质外逸的第三道实体屏障。在运行技术规格书中对各种运行工况下安全壳完整性规定了严格的限制条件，以确保在一旦发生失水事故时安全壳具备包容放射性物质的功能。限制条件除规定关闭安全壳所设置的人员闸门、设备舱口、贯穿件的手动隔离阀，并使贯穿件自动隔离阀处于可操作或关闭状态外，还规定了安全壳常压下的泄漏率限值。安全壳完整性监督的项目之一就是通过“日常泄漏监测”以测量安全壳常压下的泄漏率。核电厂在调试阶段及寿期内还要定期地模拟事故状态作贯穿件局部泄漏率试验和安全壳整体泄漏率试验和强度试验，以证明安全壳泄漏率和整体结构的可接受性。对安全壳完整性监督，中国核安全法规HAF《核电厂设计安全规定》和安全导则HAF0212《核反应堆安全壳系统的设计》有原则性的规定，各核电厂应遵循上述规定和导则，并依据安全分析报告及参照安全壳设计所遵循的设计规范制定具体的监督计划。下面以大亚湾核电厂为例介绍各项安全壳完整性监督的做法和有关准则。

A类密封性试验和安全壳强度试验安全壳整体气压试验每10年进行一次。它用干空气对安全壳充压来模拟设计基准事故状态下的安全壳峰值压力，也即安全壳的设计压力(以大亚湾核电厂为例，该值为表压0.42MPa)