核电厂事故后取样系统的设计及验证

摘要：核电厂事故后取样系统主要用于核电厂发生事故后从各工艺系统采集代表性气体、液体样品供放化分析，分析结果为核电厂事故管理和应急计划制定提供判定依据。根据第三代核电厂事故后取样系统技术指标及使用要求，设计制造了能够在严重事故后可用的事故后取样系统。针对核电厂严重事故后的取样要求，开展了事故后取样系统在安全停堆地震（SSE）工况下的抗震性能验证试验，及震后装置的取样功能和性能试验。结果表明，事故后取样系统装置的功能和性能达到了核电厂事故后取样系统设计要求，满足核电厂的使用要求，直接应国内某三代堆型核电厂。

关键词：取样系统；取样代表性；环境适应性；设计及验证；严重事故

0 引言

核电厂在超设计基准事故工况下，可能有大量的放射性物质通过主回路压力边界或压力容器破口释放安全壳大气中，部分随喷淋液一并被收集在安全壳地坑中，放射性产物总量、组成以及分布可用于确定放射性物质释放至大气环境的潜在风险、反映堆芯损毁程度等。需要取样操作人员通过配套的事故后取样系统从各工艺系统中采集具有代表性的气体、液体等样品，供化学分析和放化分析，分析结果用于核电厂事故应急计划制定和事故管理[1-3]，是重要的超设计基准事故应对设施之一[2，7]。在国内某三代核电堆型中，要求配置事故后取样系统.

目前，国内外核电典型的取样系统主要包括法国EPR核电堆型的E-C044取样系统、AP1000堆型的PSS取样系统，并投入核电厂使用。上述各取样系统中，E-C044取样系统其技术相对较为成熟，并能实现自动取样和样品稀释，但其价格昂贵；PSS取样系统的功能是在正常停堆后收集一回路样品[2]，且具备部分样品分析功能。国内在役核电厂仅有某核电厂EPR堆型及AP1000堆型配置了上述取样系统[8]，其技术不适用于三代核电厂的使用要求[9]。

根据第三代核电厂事故后取样系统技术指标及使用要求，设计制造了能够在严重事故后可用的事故后取样系统，并对研制的事故后取样系统进行了功能和性能试验验证，总体性能满足核电厂使用要求。

1 系统设计

1.1工作原理

事故后取样系统的工作原理是在核电厂发生事故后，液体样品（反应堆冷却剂样品、安全壳地坑水样品等）或安全壳大气样品分别进入事故后取样系统装置，定量获取相应液体样品（0.1mL）、气体样品（1mL），并采用相应稀释剂分别对获取的气、液样品定比例稀释，采集一定量稀释后样品送往实验室分析。

其中，在核电厂发生事故后，液体样品可依靠样品自身压力进入取样系统；气体样品在失压条件下须由事故取样系统装置提供动力进行取样操作；同时，气体样品需分别进行碘、气溶胶及惰性气体的取样；气取样管线须进行伴热，防止样品中碘和气溶胶结晶。取样前后需使用除盐水和氮气分别对事故后取样系统的管路设备进行冲洗和吹扫，取样过程中产生的废液、废气须提供动力排往安全壳。此外，整个取样过程均为手动操作，事故后取样系统装置须进行辐射屏蔽，以保证取样操作人员在取样操作期间的放射性辐射剂量安全。

1.2技术难点及应对措施

事故后，样品具有高放射性计量水平、低动力等特点，还须进行微量取样、多比例稀释等。事故后取样系统装置的设计制造难点及应对措施见表1。

1.3总体设计

本事故后取样系统装置从工艺流程设计到设备结构设计、管路布置设计，总体采用模块化、集成化设计方法，简化取样工艺流程及设备结构，提高设备的可靠性及安全性。。

1.4工艺流程设计

针对事故后取样系统取样工艺流程，进行了以“取样代表性”为核心的关键工艺技术研究及设计。总体由取样回路和电气仪控单元组成，其中，取样回路包括液体取样单元、气体取样单元、喷射器动力单元、氮气供应单元、除盐水分配单元、废液排放单元、样品转移单元、定期试验单元，电气仪控单元由电气单元和仪控单元组成。

事故后取样系统工艺流程具有以下技术特点：

（1）通过定量环和多通道阀门组合实现0.1mL微量样品定量获取。并通过多路旁通设计实现样品在微量定量环在高管阻状态下的快速流通，降低了取样操作时间。

（2）采用“溢流监测”技术，即时监测稀释剂和样品的注入状态，保证稀释剂和样品定容的即时性和准确性。

（3）采用“鼓泡混合”技术，提高样品混合均匀性。

（4）采用“低容积、低放射性剂量水平的放射性废液收集排放工艺”技术，有效减少放射性废液在装置内停留时间，降低了装置整体放射性剂量水平、提升装置辐射屏蔽性能。

（5）喷射器提供动力，实现失压气体的取样及排放返回。

1.5结构设计

事故后取样系统装置遵循小型化、集成化紧凑布置的设计原则，主体结构采用柜体式。如图1、2分别为事故后取样系统外形结构图及内部布置图，具有以下结构特点：

（1）放射性组件和和非放射性组件有效分离，采用双层分体式布置，屏蔽面板集中操作，有效简化设备结构，提升装置辐射屏蔽性能。

（2）设备针对放射性组件采用U型填充层进行放射性屏蔽，采用填充密度7g/cm3的铅颗粒作为辐射屏蔽填充材料，辐射屏蔽填充层厚度仅为60mm，有效缩了小装置的体积，设备重量减少60%以上，设备表面辐射剂量率满足核电厂严重事故后的剂量率要求。

（3）装置屏蔽柜体右侧面板设置样品快速转移室，实现样品的快速转移。

2 试验

事故后取样系统装置主要用于核电厂严重事故后取样，平时处于备用状态，为保证设备在事故后的可用性，按照第三代核电厂严重事故后的使用要求，开展了以下性能和功能试验：

1）抗震试验

为了验证事故后取样系统在严重事故后的可用性，开展了事故后取样系统装置在安全停堆地震（SSE）工况下的抗震试验。

2）取样功能、性能试验

为验证事故后取样系统在事故后的取样功能、性能完整性，开展了震后装置的取样功能、性能验证试验。

2.1试验装置

事故后取样系统的抗震试验在核级设备鉴定中心的6m×6m大型高性能地震模拟试验平台上进行。以事故后取样系统装置为本体进行取样功能、性能试验，获取试验数据。

采用气相色谱仪（Agilent3000A，美国安捷伦公司）分析气体样品成分，离子色谱（ICS3000，美国戴安公司）分析液体样品。

2.2试验方法及结果

2.2.1试验方法

1）抗震试验

事故后取样系统装置的抗震试验以1：1工程样机为本体，采用与核电现场相同的设备安装方式，将试验对象固定于地震试验平台，模拟SSE地震工况对事故后取样系统装置进行抗震试验，并对试验对象在地震试验后的外观、密封性及通电性能进行检查。

2）取样功能、性能试验

针对事故后取样系统装置的取样功能、性能试验，液体取样试验采用不同浓度的硝酸钠溶液作为试验样品、去离子水（电导率≤2μs/cm）作为稀释剂进行试验，通过离子色谱分析稀释后样品中的Na+浓度变化，获得样品稀释倍率；气体取样试验采用高纯氦气（纯度≥99.999%）作为试验样品，氮气（纯度≥99.99%）作为稀释剂，通过喷射器提供动力模拟进行试验，通气相色谱分析稀释后样品中的气体成分。

2.2.2结果及分析

（1）抗震试验后，各设备外观、结构完整、未发生变形和破裂；在压力试验下，各管路设备、接头及其它各连接件的密封性完好；通电后，动力设备运转正常，各测量、显示仪表通电信号正常。装置的抗震性能达到总体设计要求，满足核电厂使用要求。

（2）液体取样稀释试验数据见表2，三种不同稀释比例的液体取样平行试验的相对标准偏差分别为5.35%、2.81%、1.98%，均低于10%，满足核电厂的使用要求。

（3）气体取样稀释比例和取样操作过程中的样品温度、压力等参数有关，无法固定其稀释比例，每次操作中样品取样压力、稀释压力、温度不同导致最终的稀释比例不同。在获取取样过程中的温度、压力等参数后，可通过控制系统设定的气体稀释比例计算公式（1）获得每次气体样品的稀释比例，与实验室样品分析值对比。气体样品的稀释比例关系式为：

式（1）中，N为气体样品稀释比例；P为大气压力，kPa（表压）；P1为取样压力，kPa（表压）；P2为稀释后样品获取压力，kPa（表压）；Vx为14ml、100ml、1000ml气体稀释瓶对应的修正系数分别为53.33、106.67、610；T1为取样温度，℃；T2为稀释后样品温度，℃。

根据修正后的气体取样稀释比例理论计算公式，采用气体取样分析试验验对修正后的气体取样稀释比例计算公式进行试验验证。通过理论公式计算获得的不同气体取样稀释样品稀释比例与实际分析值对比，误差均在20%以内，满足核电厂使用要求。

3 结论

本事故后取样系统装置采用全新设计理念和工艺技术进行设计，通过制造、集成形成工程样机，并对工程样机开展性能和功能试验，结论如下：

1）试验结果表明，事故后取样系统各功能和性能达到了设计要求，满足三代核电厂的使用要求。

2）在工艺设计上，采用“溢流监测定容”、“鼓泡混合”及“多路旁通”等技术，有效提高装置的样品取样代表性和稀释精度。

3）在结构设计上，装置整体采用放射性组件和非放射性组件双层分体式布置、铅颗粒填充进行辐射屏蔽，并结合“低容积放射性废液收集排放”技术，有效简了化设备结构、降低装置整体放射性剂量水平及辐射屏蔽难度。

4）通过抗震试验，有效验证了装置在严重事故后的可用性。

5）与国内外同类产品相比，本事故后取样系统装置具有样品定容准、稀释代表性好、严重事故工况下可用等特点。

参考文献

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