前言
在压水堆核电站的事故分析中，有一类事故叫极限事故(第四类工况)，通常也称其为“假想事故”，这些事故主要有主管道破裂(LOCA)，主蒸汽管道破裂(MSLB)，主给水管道破裂(LOFW)等。这些假想事故如果发生在安全壳内，会引发安注、安全壳喷淋的动作，最终从主系统中喷射出来的水、安注水、喷淋水都会进入安全壳底部，被收集在一个被称为地坑的大水池中。为了维持堆芯的长期冷却，当换料水池水位低低时就进入安注再循环工况，这时候冷却堆芯的水源就来自于这个地坑。这个地坑中的水会混杂事故喷射、安全喷淋产生的各种杂质，为避免杂质进入堆芯，在循环泵入堆芯前需要进行过滤，说到过滤，就会有很多实际问题需要考虑并解决，本文就来谈谈安全壳地坑过滤器。
根据HAF102《核动力厂设计安全规定》，核电厂“为了在冷却剂丧失事故中使燃料损失最少并限制裂变产物外溢，必须设置应急堆芯冷却系统。所提供的冷却必须保证堆芯冷却保持足够长的时间”。
国内核电厂的设计均响应HAF102的要求，在主冷却剂系统发生失去冷却剂事故(LOCA)时，应急堆芯冷却系统将向堆芯注水并持续循环运行，以带走堆芯的余热和衰变热，实现堆芯的长期冷却，保持燃料包壳的完整性，防止燃料的损坏。为保证应急堆芯冷却系统能够正常运行，需要在安全壳底层设置地坑过滤器，过滤水中的各种碎片杂质，以保证LOCA后产生的大量杂质不会进入应急堆芯冷却泵、阀门及堆芯等。
但是，碎片堆积在地坑过滤器上可能导致滤网的过度堵塞，将影响应急堆芯冷却泵的净正吸入压头(NPSH)，造成系统不能正常运行，进而影响堆芯冷却的效果。美国核管会(NRC)在上世纪70年代开始注意到压水堆安全壳地坑过滤器和沸水堆抑压水池滤网的碎片堵塞问题。随着研究的开展，1974 年6月，NRC发布管理导则RG 1.82 REV.0，对滤网的堵塞性能研究提出管理要求。在开展相关研究的基础上，美国NEI(Nuclear Energy Institute)于2004年发布NEI 04-07(“Pressurized Water Reactor Sump Performance evaluation Methodology”)提出了对压水堆地坑过滤器性能进行评估的具体方法。
2.核电厂地坑过滤器性能评估要求
美国核管会(NRC)于2012年发布的RG1.82第4版对地坑过滤器性能评估的要求主要包括：(1) 尽量减少碎片对滤网的堵塞影响，确保滤网有足够面积以保证应急堆芯冷却泵有足够的净正吸入压头裕量，保证应急堆芯冷却泵运行功能;(2) LOCA事故工况下，地坑过滤器可以确保应急堆芯冷却系统能长期有效地建立低压再循环冷却功能(满足10 CFR 50.46的相关准则);(3) 确保堆芯燃料得到充分冷却，燃料包壳温度在允许范围内。
3.核电厂地坑过滤器性能评估
3.1地坑过滤器简介及性能评估主要内容
核电厂通常在堆芯的下层-即反应堆厂房底层安装了安全壳地坑过滤器，应急堆芯冷却系统循环泵的入口安装在地坑过滤器内。地坑过滤器结构如下图所示：
LOCA事故发生过程中因LOCA喷射、厂房喷淋、高温化学反应等可能会产生大量的碎片杂质。随循环水流迁移传输，碎片在地坑过滤器逐渐堆积，可能造成滤网内外压差过大，导致应急堆芯冷却泵功能失效，从而影响到应急堆芯冷却系统的低压长期循环冷却功能。因此，需要对安全壳地坑过滤器堵塞的性能进行评估。参照NEI 04-07，安全壳地坑过滤器堵塞的性能评估内容主要包括：碎片的产生(破口选取及可能的碎片总量统计)、迁移分析;碎片的特性分析;碎片堵塞滤网的压头损失分析;滤网水力性能分析;相关试验验证等。
3.2 管道破口选取
根据电厂安全壳厂房内使用的材料，LOCA后可能形成的碎片主要包括以下类型：(1) 玻璃纤维类碎片(保温材料);(2) 油漆涂料类碎片;(3) 化学反应产物;(4) 其他类碎片如灰尘杂物、设备标牌标签、电缆、防火材料等。通常，破口处的喷射冲击效应需要通过建立模型来计算分析其影响，以保守合理的得出各种材料产生的碎片。工程上，为得到可靠的碎片重量和数量，需要从理论上保守选取管道破口，并假定一个以喷射破口处为中心的球形区域ZOI(Zone of Influence)作为工程计算区域，分析时考虑LOCA的最大喷射影响等效作用于ZOI区域内各处。为合理对破口处产生碎片进行分析，首先需要选取合适破口位置，以取得最大堵塞效应的碎片。破口选择应按如下原则进行：(1) 破口应在冷却剂系统的主蒸汽管道或主给水管道，其假定ZOI区域将产生最大量的碎片源;(2) ZOI区域内将产生最多种类的碎片源的大破口;(3) 破口处在有最短到达地坑过滤器的路径;(4) 有最大的潜在颗粒杂物与保温材料重量比的中破口或大破口;(5) 产生大量纤维碎片(导致产生薄床效应引起压头大量损失)的破口;(6) 直径小于2英寸的支管不考虑作为假定破口点。以上原则是基于以下两个方面考虑：(1) 将有最大量的碎片迁移到地坑过滤器;(2) 有最差组合的碎片混合物(导致产生薄床效应或导致滤网压头最大损失)迁移到地坑过滤器。
3.3 碎片的产生
为建立模型研究LOCA喷射作用力产生的碎片，工程上考虑以破口为中心形成的球形计算区域作为破口影响区ZOI(Zone of Influence)，NEI 04-07推荐使用ANSI/ANS 58.2-1988标准来确定ZOI的半径，即球形ZOI的半径确定为管道内径乘以一定系数(即：N*D，D为管道内径)，而系数N根据管道介质的温度、压力、碎片类型的不同特性需选取不同数值。由于各种材料受到喷射影响碎裂成碎片所需的喷射压力各不相同，因此针对各种不同材料需分别建立不同ZOI模型以计算不同材料在喷射作用下产生的碎片量和碎片尺寸。
3.3.1 玻璃纤维类碎片(保温材料)
据统计，多数已运行电厂使用的保温材料为铝板固定的玻璃纤维类保温材料，在研究中表明，破口处保温材料碎裂形成的玻璃纤维类碎片是地坑过滤器性能评估中最重要的碎片类型之一，因为它产生的量非常大，另外它与颗粒类碎片形成一定的配比可能在地坑过滤器表面形成一种薄床效应(即由于滤网内外压差过大将堆积在滤网上的碎片床压实，使碎片床内部无空隙，水流无法通过)，造成非常高的压差损失，进而严重影响到泵的运行性能。根据NEI 04-07SER Appendix I : ANSI/ANS Jet Model，通过使用MATLAB或者FORTRAN等商业数学软件，输入破口管道内部压力、温度和环境压力，可以计算出玻璃纤维类保温材料的ZOI半径。
3.3.2油漆类碎片
由于油漆在水力喷射作用下剥落需要的水压限值及喷射距离、时间等没有准确的理论研究数据，NEI根据工程试验情况给出的推荐值为1000psi。试验中喷射油漆涂层的撕裂压力大概为7000psi~8000psi，而压水堆2250psi(15MPa)的压力大概是喷射撕裂压力的1/4，压水堆发生大LOCA后，大约只有30秒左右的高压喷射时间，30秒后喷射压力降低，因此NEI的推荐值1000psi作为油漆的LOCA喷射撕裂压力是保守的。同时NEI 04-07指出，油漆的脱落形成碎片不同于纤维类碎片的产生，仅考虑ZOI区域是不够的，还需要考虑厂房内管道、设备表面的油漆和厂房地面、墙体涂刷的涂料在LOCA后反应堆厂房恶劣工况下，由于厂房喷淋和水淹冲刷浸泡造成脱落而形成碎片。为考虑ZOI外油漆涂料的产生，NEI定义了两类油漆，一类为质量合格(qualified)的油漆涂料，即满足设计基准事故性能要求(DBA-qualified)的油漆(包括有足够的质保记录证明)，其他则为非合格油漆涂料(unqualified)。对于安全壳厂房内各类油漆：(1) ZOI区域内的油漆，无论是否qualified，均考虑为将脱落的碎片;(2) ZOI区域外的油漆，如果为“qualified”，则考虑为不会成为潜在碎片;(3) ZOI区域外的油漆，如果为“unqualified”，则考虑为将脱落的碎片。
3.3.3 化学反应产物
LOCA后，由于安全壳厂房内特定的PH值、温度环境条件，厂房内可能的各种化学药剂可能与金属元素或相互之间发生化学反应形成不溶解或腐蚀产物，对安全壳地坑过滤器形成堵塞或腐蚀，并且该类物质对应急堆芯冷却泵的NPSH影响非常大。化学产物还可能对滤网下游部件造成影响或在燃料包壳表面沉积，造成燃料包壳温度升高。这种化学效应的研究课题在国际上随着安全壳地坑过滤器安全性能分析的推进，逐渐得到了高度的关注。核电厂通常需考虑化学效应的主要化学物质有铝、硅酸盐、混凝土、玻璃纤维保温材料和厂房内使用的化学药品等。考虑各种化学物质反应后形成的代表性产物有氢氧化铝、钠铝硅酸盐等。
3.3.4 其他潜在碎片源
其他类型的碎片源包括灰尘杂物、标牌标签、电缆封堵材料等，需要通过到电厂进行踏勘调查以获取潜在碎片量，NEI 02-01提供了压水堆相关的取样统计方法，该方法同样适用于其他类型电厂。(1) 灰尘等杂物：通常通过取样的方式进行保守性估算，需要对反应堆厂房内的楼面、墙体、电缆桥架、大型管道、泵和热交换器等设备的水平和竖直面积进行保守估算，通过局部取样再考虑整个厂房堆积的灰尘杂物。NEI 02-01中对各种设备或墙体的表面积有明确的计算方法，如圆形管道面积计算为表面积的50%，竖直墙面按10%计算面积;(2) 标牌标签：对厂房内的各种标牌标签进行统计，并按材质进行分类，如金属材质、塑料材质、纸质等。
3.4 碎片迁移原理分析
对反应堆厂房内的碎片源和产生总量进行分析后，还需要对碎片进行传输迁移分析，根据NUREG/CR-6762标准方法，主要考虑如下四种方式：(1) 喷射冲刷(Blowdown)迁移：碎片通过破口喷射传输迁移;(2) 喷淋冲洗(Washdown spray)迁移：碎片在竖直方向(即厂房楼层之间)随着喷淋和破口处水流冲洗传输迁移;(3) 水池充水(Pool fill-up)迁移：碎片在水平方向随着喷淋和水流的冲洗到地坑;(4) 地坑再循环(Recirculation)迁移：碎片在安全壳厂房底层各处水流活跃区被应急堆芯冷却系统循环水流水平方向带动迁移。LOCA后产生碎片的迁移传输分析需要根据不同碎片类型确定不同的迁移比例，因此在迁移分析前，需要确定厂房内产生的各种碎片的特性，各种碎片的特性分析可以通过以下两种方式确定：(1) 通过取样分析每种碎片的特性和成分;(2) 通过保守考虑，假定每种碎片的特性和成分。根据NEI的保守推荐，纤维碎片的密度确定为62.4 lbm/ft3，该密度下的碎片将使纤维碎片归入漂浮类碎片，该类物质易于移动，因此保守考虑纤维类碎片均100%迁移到地坑过滤器。油漆类及其他杂物类形成的颗粒碎片的密度推荐为100 lbm/ft3，在该密度下，大多数颗粒碎片将归类为泥状碎片。根据工程经验和试验表明：在水力喷射冲刷作用下，油漆的脱落主要原因是水力对涂层的磨蚀，因此油漆碎片的尺寸一般考虑为非常细的碎片，尺寸范围大致为10μm~50μm。由于尺寸小，所以在碎片迁移传输分析中认为油漆的迁移率非常高，因此也考虑为100%迁移到地坑过滤器。
3.5 水位分析
对滤网的水力性能分析还需要对LOCA事故后厂房内的水位进行分析。根据电厂结构特点，LOCA事故后，核电厂安全壳底层的水可能来源于以下几种系统功能的冷却水。(1) 安全壳厂房喷淋产生的轻水;(2) 应急堆芯冷却系统注入主系统的轻水;(3) 主系统冷却剂回路的水。
3.6 应急堆芯冷却泵NPSH分析
为了维持应急堆芯冷却循环泵的正常运行，应急堆芯冷却低压循环系统必须维持应急堆芯冷却泵的净正吸入压头NPSHr，由于滤网的堵塞，造成滤网内外有一定的压差损失△H，因此系统所提供的压头NPSHa必须大于泵的NPSHr和滤网内外的压差△H之和，即NPSHa>NPSHr+△H。将NPSHa-NPSHr的差值定义为系统提供的净正吸入压头裕量NPSHmargin，则：NPSHa-NPSHr=NPSHmargin通常的，NPSHa可以通过以下计算得出：NPSHa=Hatm+Hstatic-Hloss-Hvapor------------------ 公式3-1上述公式中：Hatm为安全壳厂房内大气压力Hstatic为应急堆芯冷却泵高差及水位形成的静压头Hloss为应急堆芯冷却吸入口管道、滤网、部件、设备形成的压差损失Hvapor为应急堆芯冷却流体饱和气压公式3-1中的各项压力值均需要考虑温度的变化，按上述公式并结合泵的出厂性能曲线可以确定NPSHmargin。由于滤网内外的压差△H不能超过NPSHmargin，因此理论计算中将NPSHmargin减去干净滤网所形成的压差，最终得出厂房内碎片堵塞滤网的压头损失限值，该限值将用作滤网的性能评估基础。
4.试验验证
地坑过滤器除了进行性能评估，还需要开展相关试验验证。试验主要以滤网的缩小比例模块进行水力试验验证，完成后还需要开展安全分析来论证地坑过滤器的下游效应，确保新设计滤网满足NRC RG 1.82的安全要求。下游效应主要包括测量穿透滤网的碎片量，碎片对下游阀门、热交换器、应急堆芯冷却泵等部件的磨损，以及在燃料包壳沉积导致的局部温度升高等论证内容。
4.1 水力验证试验
水力验证试验需要建立一系列试验装置，模拟应急堆芯冷却系统循环运行的工况，确定试验参数，并保守考虑投入试验回路中的碎片类型、数量及投放程序以确定保守可信的试验数据。
4.1.1 试验装置
典型的试验装置包括以下几套系统：(1) 模拟安全壳底层水池系统或模拟堆芯燃料通道;(2) 模拟应急堆芯冷却低压循环水力系统;(3) 试验滤网;(4) 控制和监测系统。试验包括总碎片堵塞压损试验、薄床试验、碎片穿透试验等。为了获取正确的试验数据，试验参数必须符合应急堆芯冷却系统运行的特点，选择合适的循环水温、流量，在布置试验装置时，需要布置加热器、流量计、循环泵等主要设备装置。下图是压损试验装置及压损试验曲线：
4.1.2 试验参数及方案
试验需根据堆型特点，选择合适的试验参数，确定试验方案。以堵塞压头损失试验为例，在试验前，需根据实际确定的碎片总量，按照一定比例投入试验回路中，并根据应急堆芯冷却低压循环阶段的设计参数确定试验水温和流量。以上所有碎片按试验规程添加后，最终测量的压差值必须小于应急堆芯冷却泵运行的NPSHmargin。
4.2 下游效应分析
下游效应主要分堆内效应和堆外效应分析，堆内效应主要为碎片沉积导致的局部燃料包壳温度升高;堆外效应分析主要针对杂质碎片通过滤网后，对下游部件造成堵塞和磨损的效应进行分析和评估。
4.3 其他水力分析
在应急堆芯冷却系统循环运行时，地坑过滤器入口处可能存在的冲刷效应、气穴空泡效应和漩涡现象会导致空气吸入应急堆芯冷却泵的入口，在泵出入口压力改变时由于体积缩胀，会降低应急堆芯冷却泵的运行性能，导致产生噪音，造成振动和汽蚀，严重时会造成泵运行失效;同时漩涡现象还可能造成更多的碎片被吸入滤网下游造成下游堵塞。因此对地坑过滤器的性能评估还必须包括相关的漩涡、冲刷水力分析和试验。漩涡形成的主要作用力有重力、黏滞力和表面张力，从形成漩涡的原因分析，归纳起来有3个方面的因素：(1) 地坑过滤器上游的水流条件，包括水流行进流速的大小、方向、环流强度等;(2) 地坑过滤器附近的局部流态，一般取决于地坑过滤器布置构造的特点与边界条件;(3) 地坑过滤器自身的水力学条件，包括水流进入地坑过滤器流量、流速以及滤网淹没深度。由于是否形成漩涡的理论分析比较困难，实际应用中一般通过模拟试验确认是否有漩涡现象发生，是否产生冲刷效应及气穴现象。
5.思考和建议
从美国核管会于上世纪70年代第一次发布管理导则RG 1.82 REV.0至今，已有近40年的历史，RG 1.82的最新版本也升版为第四版，随着研究技术进步，地坑过滤器的研究也在逐渐深入。目前国际上对碎片沉积在燃料包壳导致的局部温升相关的研究和试验还在持续开展，各种堆芯的分析方案也不尽相同。在实际工作中，地坑过滤器的设计及选型还需要考虑如下因素：
5.1 大面积碎片的堵塞效应
目前各电厂普遍采用结构较为复杂的滤网以在有限的空间内尽量安装较大过滤面积的滤网，滤网的表面一般为非平板型。这样水流经滤网时，一般会从公共的局部空间通过再分流进入滤孔，然而有些轻而面积大的碎片，如大型标牌，可能会贴在滤网的表面，造成公共的局部空间被堵塞，滤网通流面积会大为减少，NEI的分析方法中对此提出了考虑一定比例的标牌面积参数，但如何验证该比例的合理性，还待进一步研究以确定。
5.2 薄床效应
在碎片堵塞滤网的过程中，随着碎片的逐渐堆积，碎片在滤网上会形成碎片床，碎片床会因玻璃纤维及其他颗粒类物质的一定配比而压实从而导致碎片床没有空隙，水流无法通过，导致压差急剧增加。在实际的试验验证过程中，由于滤网结构不同，目前没有确切的理论可以给出一定会产生薄床效应的碎片类型配比，因此需要通过大量的试验来验证，使得试验周期大大延长，如何通过大量试验来分析得出一个有效的确定值或者范围是值得我们思考的问题。
5.3 水力试验的适用性
基本所有类型的核电厂在开展滤网的水力试验过程中，均采用比例试验的方法来完成水力试验。由于电厂反应堆厂房空间的限制，普遍各类型的地坑过滤器都采用较为复杂结构的滤网模块共同组装成为整体滤网。在实际的水流循环过程中，水流状态会非常复杂，同时大量碎片的堵塞会造成各种不确定的效应产生，如何将单体模块的水力试验保守推广到整体滤网的水力效应，需要对漩涡、水力冲刷等水力分析进行更深入的研究，才能确定最佳的水力试验方案。
