1、AP1000核電站鋼制安全殼保護性涂層探討 熊 壯(中核集團三門核電有限公司，浙江三門 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非能動系統(tǒng)概述對于所有核電廠而言，當反應堆出現(xiàn)嚴重的瞬 態(tài)或者事故之后最重要的就是將反應堆維持在安全 停堆狀態(tài)，將它產(chǎn)生的余熱有效進行導出，并限制放 射性向環(huán)境的釋放，這就是著名的核安全三原則。 AP1000采用了非能動安全系統(tǒng)，用于事故后將反應 堆產(chǎn)生的余熱有效導出。其核心系統(tǒng)為非能動安全1殼冷卻系統(tǒng)和非能動堆芯冷卻系統(tǒng)1。1.1 AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)(見圖1)PCS系統(tǒng)是AP1000的專設(shè)安全設(shè)施之一，用于 在導致安全殼內(nèi)溫度和壓力升高的設(shè)計基準事故(如LOCA或主蒸汽

5、管道破裂等)下，導出安全殼熱量，使 安全殼內(nèi)的溫度和壓力不超過設(shè)計限值。PCS采用鋼 制安全殼殼體作為傳熱面，事故后被加熱的安全殼CHINA COATINGS 582012年第27卷第05期摘要:AP1000鋼制安全殼作為非能動安全殼冷卻系統(tǒng)（PCS）主要的傳熱界面，其表面涂層必須滿足傳 熱性能的相關(guān)要求；同時安全殼內(nèi)部涂層的失效可能阻塞安全殼地坑再循環(huán)濾網(wǎng)，影響非能動堆芯冷卻系 統(tǒng)（PXS）安全功能的實現(xiàn)，因此安全殼涂層還必須滿足干膜密度的相關(guān)要求。本文結(jié)合AP1000鋼制安全 殼保護性涂層的設(shè)計規(guī)范和三門核電鋼制安全殼的涂裝實踐，對AP1000鋼制安全殼保護性涂層的性能要 求進行了概述。關(guān)

6、鍵詞:AP1000；鋼制安全殼；傳熱性能；干膜密度中圖分類號：TQ630.7+9 文獻標識碼：B文章編號：1006-2556(2012)05-0058-05空氣出口 安全殼冷卻水箱重力排水水膜蒸發(fā)空氣入口鋼安全殼內(nèi)部冷凝和自然循環(huán)環(huán)形腔內(nèi)空空氣導流板氣自然循環(huán)圖1 AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)#1ADS一、二、三#2級閥門#3穩(wěn)壓器噴嘴堆芯PRHR熱交換器補水箱IRWST再循環(huán)ADS第4級閥門濾網(wǎng)RNS泵安注箱N2DVI管線RNS泵堆芯壓力容器圖2 AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)之安注子系統(tǒng)中國涂料2012年第27卷第05期59Application and Use施工與應用外表面由PCS

7、的非能動安全殼冷卻水儲存箱的噴淋量傳遞(水蒸發(fā))等熱傳輸機制帶走熱量，從而降低安 或空氣自然循環(huán)進行冷卻，通過熱傳導、熱輻射及質(zhì)全殼內(nèi)的溫度和壓力。1.2 AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)(PXS)之安注子系 PXS為堆芯提供安全注入以確保足夠的堆芯冷卻。 統(tǒng)(見圖2) PXS系統(tǒng)有4種非能動注射水源：堆芯補水箱注射流、 PXS系統(tǒng)的安注子系統(tǒng)依靠自然循環(huán)、重力、氣 安注箱注射流、安全殼內(nèi)置換料水箱注射流以及前3體儲能的釋放實現(xiàn)安全注射。在任何LOCA事故下，個水源完成注射后的安全殼地坑再循環(huán)。為防止異核電站涂層分級2總體方面把握原則，在此基礎(chǔ)上對核電廠用設(shè)施設(shè)安全殼表面安全殼外其他區(qū)域CV內(nèi)表

8、面CHINA COATINGS 602012年第27卷第05期施工與應用Application and Use物隨再循環(huán)流進入堆芯，在安全殼地坑內(nèi)設(shè)置了再設(shè)施防護涂層的管理導則，它從聯(lián)邦法規(guī)第10章第 循環(huán)濾網(wǎng)。50部分(核電廠總體設(shè)計準則、環(huán)境和動態(tài)效應設(shè)計 基準事故、核電廠和燃料后處理廠質(zhì)量保證準則等)保護性涂層廣泛用于核電站核島、常規(guī)島的鋼備防護涂層的選擇、應用、人員資質(zhì)認證、檢驗和維 結(jié)構(gòu)、混凝土構(gòu)筑物以及設(shè)備和管道等部位，是核電護等方面提供指導，并對設(shè)施設(shè)備防護涂層分為I、 站腐蝕防護的重要手段之一。美國RG1.54關(guān)于核電II、III級服役級涂層。 廠用I、II、III服役級涂層2

9、是國外比較先進的關(guān)于核 AP1000核電站各區(qū)域涂層的服役等級見表1。表1 AP1000核電站涂層服役等級安全殼內(nèi)表面CSL 安全殼外表面CSL 化學侵蝕嚴重區(qū)域表面CSL FI-RCA區(qū)域RCA FI- 室內(nèi)CSL 室外CSL /注：*CSL Coating Service Level 涂層服役等級。3 鋼制安全殼涂層的涂裝 超過0.203 2 mm(8 mils)。鋼制安全殼內(nèi)表面涂層為CSL =級涂層，為安全 鋼制安全殼外表面涂層為CSL =級涂層，也是 相關(guān)涂層。安全殼內(nèi)壁標高EL 102'(混凝土預埋最低 安全相關(guān)涂層。安全殼外壁的涂裝區(qū)域為EL 99'(混 標高為E

10、L 103 ')以上的區(qū)域均需涂裝IOZ底漆，標高 凝土預埋標高為EL 100')標高以上的所有安全殼外 EL 135'-3''EL 142'-3''的區(qū)域還需在無機富鋅底漆 表面，所用涂料為IOZ涂層(無面漆)。IOZ底漆的DFT (IOZ)上涂覆高固體組分環(huán)氧面漆(SPHSE)。IOZ底漆 不超過0.152 4 mm(6 mils)。AP1000鋼制安全殼涂裝 的DFT不超過0.152 4 mm(6 mils)，環(huán)氧面漆的DFT不 區(qū)域及涂層類型見表23，涂裝范圍如圖3所示。表2 AP1000鋼制安全殼涂裝區(qū)域及涂層類型EI.

11、102'以上IOZCSL EI.107'-2''到EI.142'-3''之間SPHSECSL 4 AP1000鋼制安全殼涂層性能要求 鈷和鎘的含量均10×10-6；鉛含量100×10-6。4.1 一般要求4.1.2 耐火性能 與傳統(tǒng)壓水堆核電站核電專用涂層一樣，AP1000按照ASTM E84對涂料進行耐火性能試驗，驗收安全殼涂層也必須滿足諸如化學成分、耐火性能、耐 標準為：火焰?zhèn)鞑ケ戎?0。鹽霧試驗、耐輻照性能、耐化學腐蝕性以及模擬DBA 4.1.3 耐鹽霧試驗合格性等核電專用涂層的一般要求，但AP1000核級 由于

12、目前國內(nèi)的核電站多建于濱海地區(qū)，海洋 涂層的具體要求與傳統(tǒng)核電專用涂層存在一定的差 大氣環(huán)境腐蝕較為嚴重，為了有效保護直接暴露于 別4。AP1000核級涂層的一般要求如下： 海濱大氣環(huán)境的鋼制安全殼設(shè)備，對所采用的涂層4.1.1 化學成分 提出了耐鹽霧腐蝕的要求。對涂裝于安全殼表面的AP1000核電站所有區(qū)域所用的涂層(包括安全殼 涂料按照ASTM B117的要求進行鹽霧試驗、暴露時 涂層)都必須滿足以下化學成分要求：不含有毒或 間3 500 h。試驗后在刻線的任何一處不得出現(xiàn)大于 有害物質(zhì)；不含砷、汞、硒和氰化物；六價鉻離子、 3.2 mm(1/8'')的刻線掏蝕缺陷。CV外

13、表面EI.99'以上IOZCSL 表面/區(qū)域涂層類型涂層等級(CSL)除原廠制造設(shè)備以外的SSCs(運行溫度121 )CSL 安全殼內(nèi)除原廠制造設(shè)備以外的SSCs(運行溫度121 )CSL FI- 原廠制造設(shè)備 3-、3-區(qū)域表面涂層服役等級(CSL)EL.142'-3''EL.135'-3''EL.135'-3''EL.107'-2''EL.102'EL.99'內(nèi)表面外表面(IOZEXPOY）圖3 AP1000鋼制安全殼涂裝范圍中國涂料2012年第27卷第05期61Appl

14、ication and Use施工與應用4.1.4 耐輻照試驗境的影響；內(nèi)表面涂層可能浸泡于水或化學介質(zhì)中；壓水堆核電廠安全殼表面用涂層在核電廠正常LOCA事故條件下還會與蒸汽直接接觸，這些環(huán)境條 運行或發(fā)生事故時，會遭受一定的輻照(其中以射件都可能加速涂層的失效，所以需要對安全殼涂層 線輻照為主)。放射性輻照會加速涂層中高分子樹脂的耐化學介質(zhì)性能進行評估。 或聚合物的老化開裂，過量的放射性輻射會引起聚按照ASTM D3912的要求進行耐化學介質(zhì)腐蝕 合物中化學鍵的斷裂，損傷涂層組織使其失效，而涂性試驗，所用的試驗試劑為5%的硼酸溶液，浸泡時間 層的失效會增加核電廠的輻射污染物，嚴重時可能為5

15、 d。試驗后涂層不允許出現(xiàn)剝落。會妨礙事故時安全設(shè)施的正常運行。因此對于核電4.1.6 模擬DBA試驗(LOCA試驗)廠安全殼涂層，需對其承受射線輻照影響的能力壓水堆核電廠發(fā)生設(shè)計基準事故(DBA)時，安全 進行評估。殼內(nèi)表面用涂層失效脫落不僅會影響鋼制安全殼的 根據(jù)ASTM D4082的規(guī)定對安全殼表面涂層耐傳熱性能，還可能會影響安全殼地坑再循環(huán)冷卻水 輻照試驗，以源(如60Co源)為輻射源，劑量率不低 過濾網(wǎng)的正常運行；而外表面涂層失效脫落不僅會 于2.8 Gy/s，累計輻照計量為1×107 Gy。試驗結(jié)束后2影響鋼制安全殼的傳熱性能，還會喪失對安全殼外 h內(nèi)采用目視、紅外光譜或

16、電鏡等對涂層試樣進行觀表面的防腐作用，對核安全不利，故對于安全殼表面 察和評價：輻照后試樣不允許有剝落、分層、粉化、開涂層應對其設(shè)計基準事故條件下的穩(wěn)定性進行性能裂、起泡、生銹等現(xiàn)象，允許輕微變色和失光。測試。4.1.5 耐化學介質(zhì)腐蝕性根據(jù)AP1000事故后的溫度、壓力變化，安全殼涂AP1000鋼制安全殼外表面直接暴露于大氣環(huán)層模擬DBA評價試驗應在如圖4所示的DBA溫度和壓境，在服役的過程中可能受到海水飛濺、海洋大氣環(huán)力瞬態(tài)，同時伴隨最低劑量為1×109 Gy的射線輻照350100307 F90300 295 F275 F80250250 F235 F70 kPa200 4 09

17、2 kPa60 68.23 976.06 kPa×F/50 /溫度 1502 884.86 kPa40 壓力2 066.46 kPa1001 725.46 kPa3020501000100 000 200 000 300 000 400 000 500 000 600 000時間/sDBA溫度DBA壓力圖4 模擬DBA試驗溫度-時間、壓力-時間曲線表3鋼制安全殼涂層需滿足的熱傳導率要求CHINA COATINGS 622012年第27卷第05期施工與應用Application and Use條件下進行。DBA模擬實驗必須按照ASTM D3911的安全殼冷卻系統(tǒng)觸發(fā)時應能保證足夠的潤濕

18、性。潤 總體要求進行，在高壓容器中試驗至少168 h。濕性合格的情況下，非能動安全殼冷卻系統(tǒng)觸發(fā)時，在額定的流量下，鋼制安全殼表面能形成穩(wěn)定的水 膜，通過蒸發(fā)傳熱的方式實現(xiàn)PCS的冷卻功能6。由 于安全殼的主要傳熱面涂裝IOZ涂層，所以AP1000 設(shè)計中對IOZ涂層的潤濕性提出了如下要求：水滴在 涂膜表面的浸潤角不大于35°。4.2.3 最小干膜密度AP1000非能動設(shè)計中，PXS是一個重要的專設(shè) 安全系統(tǒng)。為了防止安全殼再循環(huán)過程中，失效涂層 的碎片聚集阻塞安全殼地坑再循環(huán)濾網(wǎng)，或者涂層 碎片隨循環(huán)水流進入堆芯阻礙堆芯冷卻，必須對安 全殼內(nèi)表面涂層的最小干膜密度進行限定5：最小干

19、膜密度1 602 kg/m35結(jié)語核電站的防護涂層，并不單單是為了防腐目的，更多的是為了核電站的安全運行。而相比于傳統(tǒng)壓 DBA模擬測試后，試板涂層不允許出現(xiàn)脫落、剝水堆核電站而言，AP1000核電站安全殼涂層除了需 離、分層、粉化現(xiàn)象；不允許龜裂，但允許試樣每面存滿足核電專用涂層常規(guī)的耐輻照、耐化學腐蝕、耐鹽 在一條長度小于1 cm的裂紋；允許存在輕微不破的霧以及DBA合格性等性能要求以外，其最主要的特 起泡，但直徑必須2 mm且每平方米數(shù)量50個；允點在于其對傳熱性能和干膜密度的要求，這是構(gòu)成 許有輕微變色和失光。AP1000特有的非能動安全系統(tǒng)的重要支持，是實現(xiàn)4.2 特殊要求AP1000非能動安全功能的重要保證。AP1000鋼制安全殼作為PCS的主要傳熱界面，其表面涂層必須滿足傳熱相關(guān)性能要求；同時考慮參考文獻到盡可能減小安全殼涂層失效阻塞安全殼地坑再循1 中國核工業(yè)集團公司. A P1000核電廠系統(tǒng)與設(shè)備M.環(huán)濾網(wǎng)的可能性，安全殼涂層的干膜密度必須滿足北京:原子能出版社,2010:132-155一定的要求。2 US.NRC. RG 1.54, Service