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AP1000核电站钢制安全壳防护涂层的设计

放大字体  缩小字体发布日期:2012-11-22  浏览次数:1541
核心提示:AP1000堆型核电站为美国西屋电气公司设计的第三代技术核电站,它采用双层安全壳结构,外安全壳为预应力混凝土结构,主要起辐射屏蔽和保护内部结构作用
 

谭功理,王晰

(中国核电工程有限公司,北京 100840)

摘要:AP1000堆型核电站为美国西屋电气公司设计的第三代技术核电站,它采用双层安全壳结构,外安全壳为预应力混凝土结构,主要起辐射屏蔽和保护内部结构作用;内安全壳为钢制安全壳容器(CV),包容了反应堆、蒸汽发生器等主工艺系统设备,在事故工况下能有效防止放射性物质外泄。介绍了AP1000核电站CV内外表面用涂层的设计要求,对CV涂装用无机富锌涂层和环氧涂层的技术要求进行了讨论,并与传统的M310堆型核电站安全壳钢衬里的涂装要求进行了比较。

关键词:核电站;钢制安全壳;涂层;防辐射

中图分类号:TL364.3; TL214.6 文献标志码:A

文章编号:1004 - 227X (2012) 09 - 0066 - 05

1前言

AP1000堆型核电站为美国西屋公司设计的第三代技术核电站,具有堆芯熔化和放射性核素大面积释放概率低、采用非能动技术处理事故等优点,将成为我国第三代核电站建设的主要堆型之一。目前,我国在建的浙江三门核电站为世界上首座采用此堆型建造的核电站[1]。

与传统M310堆型核电站一样,AP1000核电站中的金属部件及混凝土结构表面也广泛使用各种涂层[2-3],其功能主要包括:

(1)保护设备或设施的表面状况在正常或事故条件下不恶化,如正常大气或腐蚀性介质环境下的耐腐蚀性能和地板的耐磨损(如交通磨损等)性能。

(2)对于核辐射控制区,降低物项表面被放射性物质污染的可能性及提高去除放射性物质的能力。

(3)为周围环境提供明亮、丰富和洁净的背景,增强工作人员的视觉感受及防止混凝土表面灰尘等的扩散。

(4)用于管道、设备及结构物项的标识。

本文主要介绍AP1000非能动先进压水堆核电站钢制安全壳的涂装设计理念和涂料技术要求,为AP1000核电站钢制安全壳的防腐、防辐射涂装提供参考。

2涂层的安全性设计特点

对于传统压水堆核电站而言,根据ASTM D5144-08el Standard Guide for Use of Protective Coating Standards in Nuclear Power Plants,其所用的涂料料大体分为安全相关和非安全相关涂层。安全相关是指涂层的失效可能会对核电站的正常运行或事故后安全系的运行产生严重影响,从而影响反应堆的安全停堆[4-5]。考虑到发生DBA(Design Basis Accident,既设计基准事故)时,传统压水堆核电站中安全壳内使用的涂层如果大面积失效,可能会堵塞地坑过滤器的过滤网,从而影响到堆芯循环冷却水的再循环,不利于安全停堆,故传统压水堆核电站安全壳内物项用涂层(包括安全壳钢衬里表面用涂层)均为安全相关涂层。同时,安全壳外某些与安全设施运行相关的涂层也是安全相关涂层;其他则为非安全相关涂层。因此,对于传统压水堆核电站,应对安全壳内物项用的所有涂层进行模拟DBA条件下的试验评价,以确保在发生DBA事故时不影响核电站的安全停堆。

AP1000核电站安全壳及其内部物项用涂层的设计与传统压水堆核电站相比具有以下显著特征:

(1) AP1000核电站采用双层安全壳结构,外安全壳为预应力混凝土结构,主要起辐射屏蔽和保护内部结构作用;内安全壳为钢制安全壳容器(简称CV),它包容了反应堆、蒸汽发生器等主工艺系统设备,在事故工况下能有效防止放射性物质外泄。CV由ASME SA-738钢板和B级碳钢板焊接而成,主要起密封和事故后核素包容作用,在发生DBA时,内层的钢制安全壳还可作为非能动安全壳冷却系统的一部分,为安全壳内的热量导出起传导作用。由于AP1000核电站的内外安全壳相互分离,故CV的内外表面均需涂漆,而M310核电站为预应力混凝土内衬钢衬里结构,只需对衬里内表面涂漆。而且为保证DBA后安全壳内热量的导出,AP1000核电站CV用涂层需具有一定的导热能力。

(2)AP1000核电站的结构和涂层设计可避免DBA后安全壳内失效的涂层迁移到过滤器堵塞滤网,或进入主回路而影响安全停堆:通过规定安全壳内物项用涂层的干膜密度(无机锌涂层≥3 000 kg/m3,环氧涂层1 500 kg/m3)及内部结构设计,使事故后再循环冷却水的流速迟缓,以确保事故后失效的涂层沉积于各楼层底板而不迁移到再循环过滤网口;同时在过滤网附近不使用任何涂层,且设置不锈钢挡板以使迁移到再循环滤网的涂层最少化。由于滤网为竖直布置,网口距底板有一定高度,故即使有极少量涂层碎片迁移到安全壳再循环滤网,也会沉积到地坑底板而不会堵塞过滤网。因此,AP1000核电站CV内涂层(CV内表面上的涂层除外)均被划分为非安全相关涂层,为服役II区涂层(Coating Service Level II),它与ASTM D5144中的CSL-II不同,ASTM D5144中的CSL-II仅包括安全壳外物项用涂层。但AP1000核电站根据业主的要求和保守的考虑,对CV内物项用涂层系统也均要求经过模拟DBA试验鉴定。

3 CV内外表面用涂层要求

3.1 CV内外表面用涂层设计要求

 


 

图1为AP1000核电站安全壳结构和非能动安全壳冷却系统运行示意图。可见,AP1000核电站采用双层安全壳,其内层钢制安全壳与外层混凝土安全壳基本为相互独立的实体。

内层的钢制安全壳为完整的密闭碳钢容器,在正常运行期间,为保证碳钢的耐腐蚀,需对其内外表面进行涂层防护,故CV用涂层应具有较好的耐蚀性。由于在发生DBA事故时,CV内温度和压力迅速升高,布置于混凝土安全壳结构顶部的非能动安全壳冷却水箱将冷却水喷淋到CV顶部,水流沿着CV容器上半部的外壁而下,故外壁上的涂层应具有较好的润湿性和导热性,以利于水流带走CV内的热量,使CV温度和压力得到缓解而不损害容器,避免核素释放到安全壳外环境中。

以上CV表面用涂层系统的耐蚀性、导热性和润湿性对于AP1000核电站的正常运行和DBA后的事故处理都有着重要的安全功能,故CV内外表面用涂层均被划分为安全相关涂层。

为满足以上安全相关功能要求,AP1000核电站CV用涂层在需保证较好导热能力的区域内均要求使用无机锌涂层,对于以防腐和去放射性沾污为主的区域,则应在其上加涂一层环氧面漆。表1对CV内外表面(表面材料为碳钢)用涂层的涂料设计、涂层安全相关特性及涂层分区进行了描述。其中,涂层服役分区的定义为:

(1)服役I区——位于反应堆安全壳内,此区域内的涂层失效可能会对失水事故后流体系统的正常运行不利,从而影响安全停堆,此服役区的涂层为安全相关涂层。

(2)服役II区——位于辐射控制区,其失效不会对安全相关系统、构筑物或部件造成有害影响,此服役区的涂层为非安全相关涂层。

(3)服役III区——位于反应堆安全壳外,此区域内的涂层失效可能会对安全相关系统、构筑物或部件的安全功能造成有害影响,此服役区的涂层为安全相关涂层。

 


 

对于CV上大面积使用富锌涂层是否会引起产氢量增加而对安全不利的问题,2003年实施的最终修正的10CFR50.44“核动力堆的可燃气体控制”去除了设计基准事故工况下锌腐蚀导致氢产生的相关要求,包括安全壳内所使用涂料中的锌。CV内表面用无机锌涂层无增强润湿性的要求,但要进行非能动安全壳冷却系统试验和分析,并将其结果作为安全相关的依据。

3.2无机富锌涂层技术要求

结合以上CV内外表面用涂层的功能和安全性分析,在AP1000核电站的实际设计中,对CV用无机富锌涂层提出了如下具体要求:

(1)耐蚀性。安全壳安装后,其内部结构不再直接暴露于海洋气候环境中,故在整个电站的运行期内,由室外气候引起的腐蚀对这些表面来说可不予考虑。尽管如此,涂层的防腐保护能力对CV容器的完整性也是一个重要的安全相关设计因素。故AP1000核电站要求CV内外表面用无机富锌涂层按ASTM B 117进行3000 h以上的盐雾试验,验收标准为试验后不出现大于4 mm的划痕。

(2)传热性。规定无机富锌涂层按ASTM E1530-11 Standard Test Method for Evaluating the Resistance to Thermal Transmission谚Materials by the Guarded Heat Flow Meter Technique测试时,其热导率≥0.5 W/(m·K)(测试温度为35 ℃)。影响涂层导热能力的主要因素为导热系数和干膜厚度。涂层干膜厚度越大,对DBA后CV内热量传导的影响越大。为保证良好的导热性,规定无机富锌涂层的干膜厚度不超过150 μm。同时要求涂层按ASTM E1461或E1269测试时其比热不小于0.3 kj/(kg. ℃)。且对热扩散系数有明确规定:对于湿膜,要求其热扩散系数≥0.9;对于干膜,要求其热扩散系数≥0.8。

(3)润湿性。因为AP1000核电站设计人员己采用Carboline公司的Carbozinc 11 HSN和PPG公司的Dimetcote D9N进行了非能动安全壳冷却系统整体试验,故要求其他涂层在使用扫描电子显微镜放大一定倍数检测涂层微观孔隙率和横截面时,应与以上经过试验鉴定的2种涂层配套相当,同时要求其在水平状态下与水滴的接触润湿角应不大于300。

(4)干膜密度。由于无机富锌涂层脱落后在水溶液中容易形成细小的颗粒,而不易形成碎片沉降,故要求其密度足够大,不随水迁移到再循环滤网进入堆芯。因此,其最小干膜密度要求≥3kg/m3。

 


 

(5)抗DBA能力。如前所述,对于CV内表面用涂层,为保证涂层在DBA条件下不脱落,应对其进行模拟DBA试验。试验要求先按ASTM D4082-10 Standard Test Method for Effects of Gamma Radiation on Coatings for Use in Nuclear Power Plants进行耐辐照试验(最少1×l09的v辐照剂量),再根据表2中的温度/压力变化规律,按ASTM D3911进行模拟DBA试验。

(6)成分。无机富锌涂层应满足SSPC-Paint 20及锌含量≥85%的要求。锌粉颗粒尺寸应不小于3μm,且不大于10 μm。

(7)表面处理。对于无机富锌涂层的初始涂装和修补,表面处理均应满足SSPC-SP 10 NACE No.2 Near White Blast Cleaning的要求,表面粗糙度为30~60μm。

(8)涂层修补。应使用与原涂层相同牌号的无机富锌涂层进行修复。新涂层与原涂层的交接处一般为对接型,除非在模拟DBA试验时有所反映,否则不允许交叠。

(9)质保。涂料的生产、采购、运输和贮存均应按照10CFR50附录B的要求执行[6],并满足RGl.54[7]及ASTM D5144的补充要求。涂料施工人员和涂装检查人员应经过培训和鉴定。

3.3环氧涂层技术要求

在操作平台2m以上的CV内表面区域,为保证良好的导热性,均只涂覆一层无机富锌涂层,但其下的区域为提高表面的去放射性沾污能力,需在无机锌涂层上再涂覆一层高固体分的环氧面漆。对此环氧涂层,AP1000核电站在目前设计中对其提出了如下具体要求:

(1)导热性:虽然CV内表面上的环氧面漆不属于非能动安全壳冷却系统的一部分,在DBA后对其导热性要求不如无机富锌涂层严格。但对于AP1000核电站CV的设计,其对DBA后CV内压力/温度变化的计算均假定CV内大部分物项表面为热阱,而其上的涂层可能会影响热量的传导,故对CV内绝大部分物项表面用涂层均有最低热导率要求。对于CV内表面用环氧涂层,要求按ASTM E1530测试时其热导率≥0.3 W/(m·K)(测试温度为35℃)。为保证导热性,对于无机富锌底漆加涂环氧面漆的涂层配套,要求无机富锌底漆的干膜厚度≤150μm,环氧面漆的干膜厚度≤200 μm。同时要求按ASTM E1461或E1269测试时,环氧涂层的比热≥0.6 kj/(kg·℃)。且对热扩散系数有明确规定,湿膜的热扩散系数≥0.9,干膜的热扩散系数≥0.8。

(2)干膜密度。为保证可能产生的碎片密度足够大,不会随水迁移到再循环滤网,要求环氧涂层的最小干膜密度≥1500 kg/m3。

(3)抗DBA能力。试验方法与无机富锌涂层的要求相同,但试验时试样应采用“无机富锌底漆加环氧面漆”的涂层配套。

(4)去放射性沾污。对于去放射性沾污能力,可能考虑到一般的环氧涂层均可达到较好的去污效果,且美国ASTM的去放射性沾污标准D4256目前已作废,而没有替代标准。故西屋公司设计的AP1000核电站对于环氧涂层的去放射性沾污能力未作明确要求。

(5)防腐性。由于CV上的环氧涂层均作为面漆涂覆于无机富锌底漆上,由于已对无机富锌涂层的防腐性提出了明确要求,故对环氧面漆不再要求。

(6)组分。环氧涂层应采用双组分的自成底漆高固体分环氧或环氧酚醛树脂。依照ASTM D2697-03(2008) Standard Test Method for Volume Nonvolatile Matter in Clear or Pigmented Coatings、ASTM D6093-97 (2011) Standard Test Method for Percent

Volume Nonvolatile Matter in Clear or Pigmenteci Coatings Using a Helium Gas Pycnometer试验或按照ASTM D5201-05a (2010) Standard Practice for Calculating Formulation Physical Constants of Paints and Coatings计算所得的混合材料中固体分体积含量应不低于60%。

(7)表面处理。涂装前应清除掉无机富锌底漆上的“锌盐”。

(8)涂层修复。应尽量避免新涂层与旧涂层的交叠。如需交叠,则其交叠处应逐渐过渡。整体涂装和局部修复时,其下底漆——无机富锌涂层的清洁度应达到DBA试验时的相同等级。

(9)质保。涂料的生产、采购、运输和贮存均应按照10CFR50附录B的要求执行。

3.4西屋公司推荐用于CV的涂料

在西屋公司的技术文件中列出了经过其鉴定、能满足AP1000核电站CV内外表面用涂层要求的涂层系统。无机富锌涂层包括Carboline公司的Carbozinc 11 HSN和PPG公司的Dimetcote D9N,颜色均为灰色。环氧涂层包括Carboline公司的Carboguard 890N和PPG公司的Amercoat 90 HSN,颜色均为白色。

目前,我国在建的浙江三门1、2号机组的CV内外表面用无机富锌涂层为Carboline公司的Carbozinc 11 HSN,内表面用环氧面漆为该公司的Carboguard 890N。

4 AP1000核电站钢制安全壳涂层防护要求与M310核电站的区别

由以上对AP1000钢制安全壳容器(CV)的涂装介绍可知,其与M310核电站安全壳的涂装相比具有以下特点:

(1)由于AP1000核电站采用双层安全壳结构,其钢制安全壳与混凝土安全壳为相互独立的实体,因此,钢制安全壳的内外表面均需进行防腐涂装。而M310核电站只需对安全壳内表面进行涂装。

(2) AP1000核电站CV内外表面用涂层除具有较好的防腐能力外,其作为非能动安全壳冷却系统的一部分,还承担DBA后CV内热量导出的安全功能。故AP1000核电站CV用涂层应具有较好的润湿性和传热能力,且对涂层厚度有严格规定,一般采用无机富锌涂层。而M310核电站安全壳用涂层无润湿性和传热能力要求,一般采用环氧有机涂层。

(3) AP1000核电站和M310核电站均需进行模拟DBA试验验证。但两者的模拟DBA曲线不同。尽管其最高温度和压力相差不大,但温度/压力变化速率不同,且试验时间相差较大:AP1000核电站要求总共试验时间达7d,而M310核电站只要求4d。另外,两者的试验方法有所不同,M310核电站进行模拟DBA试验时,采用在试验容器内喷淋溶液进行降温降压的方法,而AP1000核电站不采用在试验容器内喷淋溶液的方法。故对用于传统M310核电站安全壳内的涂料,如需将其用于AP1000核电站CV内表面及其内部结构,应根据AP1000核电站的设计要求重新试验验证。

(4)为确保CV内表面用涂层在DBA后即使脱落也不影响核电站的安全停堆,AP1000核电站要求CV内表面用无机富锌涂层和环氧涂层的密度分别大于3000 kg/m3和l500kg/m3。但M310核电站对涂层密度无要求。

5结语

AP1000核电站与目前我国现役核电站相比具有明显的优势,其钢制安全壳用涂层在正常运行条件下不但具有传统的钢结构防腐功能,而且在事故工况下起着热量传导的作用,故其涂层设计影响到事故条件下核电站的安全停堆。因此,相关涂料的类型和性能要求与我国现役核电站均有较大差异。为满足我国AP1000核电站钢制安全壳用涂料国产化的需要,应对

相关涂层的组分、性能和使用进行研究和开发。

参考文献:

[1]周涛,李精精,侯周森.中国核电发展的安全性研究[J].华北电力大学学报(社会科学版),2011 (2): 1-6.

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[3]张耀,乔梁,核电站设备涂装技术[J].电镀与涂饰,2008,27 (2): 55-57.

[4]张耀,张忠伟,黄祖兵核电站适用涂层特点分析[J].上海涂料,2007,45 (4): 41-43.

[5]刘新,曹伟,孙玉凤,等.核电站防护涂层的应用[J],现代涂料与涂装,2009, 12 (11): 10-12, 23.

[6]United States Nuclear Regulatory Commission. 10 CFR Appendix B-to part 50-Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel Reprocessing Plants [EB/OL]. [2012-08-22] http://www.nrc.gov/readingrm/doc-collections/c fr/p art05 0/part05 0-appb.html.

[7]Office of Nuclear Regulatory Research of NRC. Regulatory Guide 1.54-Service Level I,II,and III Protective Coatings Applied to NuclearPower Plants [R/OL]. [2010-11-29]

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