迪亚布罗峡谷核电站：维基教科书/安全壳

NRC 安全壳图。

安全壳，在其最常见的用法中，是指封闭核反应堆的钢制或钢筋混凝土结构。它旨在防止辐射在任何紧急情况下泄漏，将最大压力控制在 60 到 200 psi 的范围内 (410 到 1400 kPa)。安全壳是防止放射性物质泄漏的第四道也是最后一道屏障（作为核反应堆的防御深度#防御深度（核工程）|防御深度策略的一部分），第一道是燃料陶瓷本身，第二道是金属燃料包壳管，第三道是反应堆压力容器和冷却系统。

美国每座核电站都设计成能承受某些条件，这些条件在最终安全分析报告（FSAR）中被称为“设计基础事故”。FSAR 公开供公众查看，通常可在核电站附近的公共图书馆找到。

安全壳本身通常是一个密封的钢制结构，封闭着反应堆，通常与外界大气隔绝。钢制结构要么是独立的，要么连接到混凝土导弹屏蔽体上。在美国，安全壳和导弹屏蔽体的设计和厚度受联邦法规（10 CFR 50.55a）管辖，必须足够坚固，能够承受满载客机撞击而不破裂。

虽然安全壳在最严重的核反应堆事故中起着至关重要的作用，但它仅设计用于短期（对于大破裂事故）包含或冷凝蒸汽，而长期热量去除仍必须由其他系统提供。在三哩岛事故中，安全壳压力边界保持完好，但由于冷却不足，事故发生一段时间后，操作人员有意从安全壳中释放放射性气体以防止超压。这与其他故障一起导致事故期间少量放射性气体释放到大气中。

福岛事故的故障仍在研究中。虽然该电站自 1971 年以来一直安全运行，但超出设计基础的强震和海啸导致交流电、备用发电机和电池失效，从而使所有安全系统失效。这导致燃料棒部分或完全熔化，燃料储存池和建筑物损坏，大量放射性碎片释放到周围地区、空气和海洋，并且不得不依靠消防车和混凝土泵将冷却水输送到乏燃料池和安全壳中。

类型

File:Containment issues.PNG|thumb|right|如果蒸汽在限制事故中产生的向外压力是主要作用力，则安全壳倾向于球形设计，而如果结构的重量是主要作用力，则设计倾向于罐形设计。现代设计往往是二者的结合。核反应堆的安全壳系统以尺寸、形状、所用材料和抑制系统为特征。所用安全壳的类型取决于反应堆类型、反应堆的年代以及具体的工厂需求。

抑制系统对于安全分析至关重要，并极大地影响安全壳的尺寸。抑制是指在主要破裂将冷却系统中的蒸汽释放后冷凝蒸汽。由于衰变热不会很快消失，因此必须采用某种长期抑制方法，但这可能只是与安全壳表面周围空气进行热交换。有几种常见的设计，但出于安全分析目的，安全壳被归类为“大型干燥型”、“亚大气型”或“冰柜安全壳|冰柜型”。

压水堆

对于压水堆，安全壳还封闭着蒸汽发生器（核电站）|蒸汽发生器和稳压器，并且是整个反应堆建筑物。它周围的导弹屏蔽体通常是一个高大的圆柱形或圆顶建筑。PWR 安全壳通常很大（是 BWR 的 10 倍），因为泄漏设计基础事故期间的安全壳策略包括为冷却剂丧失事故产生的蒸汽/空气混合物提供足够的体积以膨胀，从而限制安全壳建筑物中达到的最终压力（泄漏的驱动力）。

早期的设计，包括西门子、西屋和燃烧工程，大多采用钢筋混凝土制成的罐形结构。由于混凝土的抗压强度与抗拉强度相比非常高，因此这对于建筑材料来说是一个合乎逻辑的设计，因为安全壳的顶部非常重，会施加很大的向下力，如果安全壳压力突然升高，可以防止一些拉伸应力。随着反应堆设计的演变，许多用于 PWR 的近乎球形的安全壳设计也已建造。取决于所用材料，这是最明显合乎逻辑的设计，因为球体是简单地包含高压的最佳结构。大多数目前的 PWR 设计都涉及这两种设计，即底部为圆柱形，顶部为半球形。

在大多数 PWR 设计中，乏燃料池位于安全壳建筑物外。

现代设计也更多地转向使用钢制安全壳结构。在某些情况下，钢用于衬砌混凝土的内部，在安全壳承受高压的情况下，这两种材料都能提供强度。然而，其他一些更新的设计要求同时使用钢制安全壳和混凝土安全壳，特别是 AP1000 和欧洲压水堆计划都使用这两种材料，这使得外层混凝土具有防导弹功能，而内层钢结构具有加压能力。AP1000 计划在围绕钢结构的混凝土结构底部设置通风口，其逻辑是，如果发生重大事故，这将有助于将空气吹过钢结构并冷却安全壳（类似于冷却塔的工作原理）。

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  三哩岛是巴布科克和威尔科克斯早期的 PWR 设计，并显示了一种“罐形”安全壳设计，该设计在所有年代都很常见
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  来自法国布伦尼利核电站的“罐形”安全壳更详细的图像
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  密歇根州库克核电站的双 PWR 反应堆安全壳
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  一座德国工厂展示了近乎完全球形的安全壳设计，这种设计在德国 PWR 中非常常见

俄罗斯 VVER 设计与西方 PWR 在安全壳方面基本相同，因为它本身就是 PWR。

然而，旧的 RBMK 设计没有使用安全壳，这是苏联的许多技术疏忽之一，这些疏忽导致了 1986 年的切尔诺贝利事故。

沸水堆

文件：带有降水管的 BWR Mark I 安全壳草图.png|thumb|left|典型 BWR Mark I 安全壳的横截面草图。DW = 干井，WW = 湿井，SF = 乏燃料区

在沸水堆|BWR 中，安全壳策略略有不同。BWR 的安全壳由一个干井组成，其中包含反应堆和相关的冷却设备，以及一个湿井。干井比 PWR 安全壳小得多，并且发挥着更大的作用。在理论上的泄漏设计基础事故中，反应堆冷却剂在干井中闪蒸成蒸汽，使其迅速加压。干井的排气管或管道将蒸汽引导到湿井（也称为环形体或抑制池）中维持的水位以下，使蒸汽冷凝，限制最终达到的压力。干井和湿井都由一个二级安全壳建筑物包围，在正常运行和燃料装卸操作期间保持略微的负压。安全壳设计被称为 Mark I、Mark II 和 Mark III。Mark I 是最古老的，其特征在于一个干井安全壳，它类似于一个倒置的灯泡，位于一个钢制环形体（包含水）之上。Mark II 用于后期的 BWR-4 和 BWR-5 反应堆。它被称为“上下”配置，干井在混凝土板上形成一个截断的圆锥体。下面是一个由混凝土制成的圆柱形抑制室，而不是仅仅是薄钢板。两者都使用轻型钢或混凝土“二级安全壳”覆盖顶层，该安全壳保持略微负压，以便可以过滤空气。顶层是一个大型开放空间，在两侧长墙之间悬挂一个起重机，用于从地面层移动沉重的燃料箱，以及拆卸/更换反应堆和反应堆井的硬件。反应堆井可以被淹没，并且两侧都有闸门隔开的池子，用于存放通常放置在燃料棒上方的反应堆硬件，以及用于燃料存储。燃料装卸平台有一个专门的伸缩式桅杆，用于通过“牛栏”精确地提升和降低燃料棒组件，进入反应堆堆芯区域。

Mark III 使用混凝土穹顶，有点像 PWR，并且有一个单独的建筑物用于在不同的楼层存放使用过的燃料棒。所有三种类型也都利用抑制池中的大量水来淬灭瞬态期间从反应堆系统释放的蒸汽。

Mark I 安全壳用于福岛第一核电站的那些反应堆，这些反应堆参与了福岛第一核事故。该地点遭受了两起超出设计基础事件的综合影响，一次强烈的地震可能损坏了反应堆管道和结构，以及 15 米的海啸摧毁了燃料箱、发电机和电线，导致备用发电机失效，电池供电的泵最终也失效。冷却不足以及恢复因沸腾而损失的水所需的泵的故障导致燃料棒部分或可能完全熔毁，这些燃料棒完全没有水覆盖。这导致大量放射性物质释放到空气和海洋中，以及氢气爆炸。然而，PWR 反应堆也需要多年的动力泵送冷却水。薄薄的二级安全壳并非设计用于承受氢气爆炸，并且遭受了屋顶和墙壁的爆裂或损坏，以及燃料装卸层所有设备的破坏，包括起重机和燃料装卸平台。3 号机遭受了一次特别壮观的爆炸，形成了高达 300 米的碎片羽流，导致顶层北端倒塌，其西侧的混凝土柱子也发生弯曲，这可以通过航拍照片看到。尽管它们配备了改进的加固排气系统，以便将氢气排放到排气烟囱中，但如果没有电力，它们可能无效。2 号机卸下了很大一部分面板以排放气体，但其下部抑制区域发生了爆炸。即使在福岛事件发生之前，Mark I 安全壳也被批评为在停电期间更容易失效。

从远处看，BWR 的设计与 PWR 的设计看起来非常不同，因为通常使用方形建筑物作为安全壳。此外，由于只有一条回路穿过涡轮机和反应堆，以及穿过涡轮机的蒸汽也略微具有放射性，因此涡轮机建筑物也必须进行相当程度的屏蔽。这导致了两个类似结构的建筑物，其中较高的建筑物容纳反应堆，较矮的建筑物容纳涡轮机大厅和支撑结构。

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  一个代表性的德国单机组 BWR，显示了围绕涡轮机和反应堆建筑物的安全壳
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  布伦瑞克核电站典型双机组 BWR
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  现代工厂倾向于采用非完全圆柱形或球形的设计，比如克林顿核电站的这种涂漆安全壳

CANDU 工厂

CANDU 反应堆|CANDU 核电站，以加拿大发明的氘铀设计命名，采用比其他工厂设计更广泛的安全壳设计和抑制系统。由于堆芯设计的性质，相同功率等级的安全壳尺寸通常大于典型的 PWR，但许多创新减少了这一要求。

许多多机组 CANDU 电站利用配备水喷淋的真空建筑。现场的所有单独的 Candu 机组都通过一个大型压力泄放管道连接到该真空建筑物，该管道也是安全壳的一部分。真空建筑物迅速吸入并冷凝假设破裂产生的任何蒸汽，允许反应堆建筑物压力恢复到负压条件。这最大限度地减少了任何可能发生的裂变产物释放到环境中。

此外，还有一些类似的设计使用双重安全壳，其中两个机组的安全壳连接在一起，在任何重大事件发生时可以容纳更大的安全壳体积。这在印度|印度 HWR 设计中得到了率先应用，其中实施了双机组和抑制池。

然而，最新的 Candu 设计要求每个机组使用一个单一的传统干式安全壳。

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  皮克林核电站的一个机组，显示出与典型的 PWR 安全壳略微不同的形状，这主要是由于 Candu 设计所需的更大的占地面积

设计和测试要求

NRC 对安全壳建筑物内安全壳区域的图像。

联邦法规汇编第 10 章第 50 条附录 A，一般设计准则（GDC 54-57）或其他一些设计基础提供了穿透安全壳壁的隔离线的基本设计准则。穿透安全壳的每个大型管道（如蒸汽管线）上都安装了隔离阀，其配置方式应符合附录 A 的规定；通常为两个阀门。 对于较小的管线，一个安装在内部，一个安装在外部。对于大型高压管线，安全阀的空间和维护方面的考虑因素会导致设计人员将隔离阀安装在管线退出安全壳的位置附近。如果携带反应堆冷却剂的高压管道发生泄漏，这些阀门会迅速关闭，以防止放射性物质从安全壳中逸出。穿透安全壳的备用系统管线上的阀门通常处于关闭状态。安全壳隔离阀也可能在各种其他信号下关闭，例如在高能管线断裂（例如主蒸汽管线或给水管线）期间发生的安保壳高压。安全壳建筑物用于容纳蒸汽/产生的压力，但通常不会发生与加压水反应堆中此类破裂相关的放射性后果。

在正常运行期间，安全壳是气密的，只能通过类似海洋的空气锁进入。来自堆芯的高温空气和辐射限制了人员在核电站全功率运行时在安全壳内停留的时间，以分钟为单位。如果发生最坏情况的紧急事故，在 NRC 规定中被称为“设计基准事故”，安全壳被设计为封闭并包含核熔毁。安装了冗余系统来防止熔毁，但作为一项政策，假定会发生熔毁，因此需要建造安全壳。出于设计目的，假定反应堆容器的管道发生破裂，导致“LOCA”（冷却剂损失事故），其中反应堆容器中的水释放到安全壳内的气氛中并迅速变成蒸汽。安全壳被设计为承受这种压力，因此安全壳内的压力增加会触发安全壳喷淋（“灭火喷淋”）开启，以冷凝蒸汽，从而降低压力。SCRAM（“中子跳闸”）在破裂发生后非常短的时间内启动。安全系统通过关闭隔离阀，将不必要的管道关闭到气密安全壳中。紧急堆芯冷却系统迅速启动，以冷却燃料并防止其熔化。事件的确切顺序取决于反应堆的设计，对于 ABWR，请参见第 15A-37 和 -38 页，对于 CANDU，请参见幻灯片 21、23 和 25。

美国的安全壳建筑根据 10 CFR 第 50 部分，附录 J 的规定，需要进行安全壳和安全壳隔离规定的强制性测试。安全壳综合泄漏率测试（“A” 型测试或 CILRT）每 15 年进行一次。局部泄漏率测试（“B” 型或“C” 型测试，或 LLRT）的频率要高得多，既是为了识别事故中可能发生的泄漏，也是为了定位和修复泄漏路径。LLRT 在安全壳隔离阀、舱口和其他穿透安全壳的附件上进行。核电站在每次停机后重新启动反应堆之前，需要通过其运行许可证证明安全壳完整性。可以通过令人满意的局部或综合测试结果（或在进行 ILRT 时两者结合）满足该要求。

1988 年，桑迪亚国家实验室对一架喷气式战斗机以 481 英里/小时（775 公里/小时）的速度撞击一块大型混凝土块进行了测试。 飞机仅在混凝土上留下了一个 2.5 英寸深（64 毫米）的凹痕。虽然该块混凝土的建造方式不像安全壳建筑的导弹防护罩，它没有固定等，但结果被认为具有指示性。电力研究所 (EPRI) 随后进行的一项研究得出结论，商用客机不会构成威胁。

1992 年，安德鲁飓风直接袭击了土耳其角核电站。土耳其角有两个化石燃料机组和两个核机组。造成的损失超过 9000 万美元，主要影响了现场的一个水箱和一个化石燃料机组的烟囱，但安全壳建筑完好无损。

参考资料

• 核旅游，向下滚动到“安全壳”和“安全壳压力控制”
• 萨斯奎汉纳核能指南，沸水堆，参见第 22 页
• 芬兰语描述
• 南方公司词汇表
• 微观模拟技术