海南昌江核電廠一回路補水改進技術分析

王瓏璋 葉碧鋒

引言：根據(jù)國家核安全局的要求，海南昌江核電廠擬在核燃料廠房新增一回路補水改進，可使用兩種不同水源對一回路進行補水，提供了一條可行的全廠斷電情況下的補水途徑，本文主要探討了一回路補水改進的方案、實施及管線布置，同時分析了補水改進對工藝系統(tǒng)、建筑結構等專業(yè)設計產(chǎn)生的影響。

根據(jù)國家核安全局發(fā)布的《福島核事故后核電廠改進行動通用技術要求》，運行和在建核電廠要進行應急補水改進，主要包括一回路應急補水改進、二回路應急補水改進、乏燃料水池應急補水改進，其中一回路應急補水改進位于核燃料廠房。當發(fā)生全廠斷電事故工況時，用于一回路正常補水的系統(tǒng)（化學和容積控制系統(tǒng)（RCV），反應堆硼和水補給系統(tǒng)（REA））以及用于設計基準事故的安全注入系統(tǒng)（RIS）均無法正常工作，不能通過這些設計基準的注水途徑為一回路補水。在福島后相關改進中擬通過在安全殼噴淋系統(tǒng)與安全注入系統(tǒng)之間相連的管線上設置應急補水接管，提供了一條實現(xiàn)全廠斷電情況下向一回路補水的途徑。

一、改進方案

在全廠斷電事故工況下，如果水壓試驗泵的主泵軸封注入回路可用，則無需采取其他向一回路補水的措施。通過實施二回路補水措施（增強蒸發(fā)器補水能力改進），就能保證長時間的堆芯冷卻。但是如果水壓試驗泵的軸封注入回路不可用（比如水壓試驗泵不可用、PTR水箱不可用等）或二次側排熱路徑不可用，則將喪失通過二次側排熱的途徑對堆芯進行冷卻，因此必須尋求其它手段對一回路進行冷卻。

在全廠斷電事故發(fā)生后，當二回路排熱手段不可用時，一回路的熱量將無法導出，并且處于高壓狀態(tài)，為防止高壓熔堆的發(fā)生，必須首先對一回路進行卸壓。通過手動開啟穩(wěn)壓器安全閥等措施，可以使一回路的壓力降低到一定水平。當成功實施一回路卸壓后，如果電力仍未恢復，各種補水手段均不可用（RCV、REA、RIS、EAS），則可根據(jù)嚴重事故管理導則的要求，實施對一回路進行補水，最終實現(xiàn)對堆芯的冷卻。

二、實施方案

（一）使用PTR水箱作為水源

如果事故工況下PTR水箱可用，則使用PTR水箱的含硼水實現(xiàn)一回路的補水。在現(xiàn)場拆除兩條臨時補水管線管端的盲板法蘭，通過臨時管道將泵（組）的吸入端和出口端分別接至兩個臨時補水管線。PTR水箱內(nèi)的水通過安噴系統(tǒng)取水管線，經(jīng)安噴泵旁路管線、安噴熱交換器、H4管線后進入臨時補水管線，經(jīng)臨時補水泵（組）加壓后，返回另一系列的H4管線，再經(jīng)過相應的安注管線進入一回路。在PTR水箱可用的情況下，則該方案應為首選方案，因為PTR水箱中儲存的是2100ppm的含硼水，最有利于堆芯冷卻和反應性控制。

（二）使用臨時水源

當安注、安噴泵均不可用，且PTR水箱和地坑水也不可用的情況下臨時水源可為消防水或自來水。使用臨時管線將臨時水源、泵（組）和設置好的補水管線進行連接，臨時水源的水通過臨時泵（組）加壓后被送入臨時補水接管，再通過H4管線和低壓安注管道進入一回路。該補水模式需要現(xiàn)場開啟臨時補水管線的手動隔離閥和H4管線上安注一側的遠傳手動隔離閥，使補水路徑暢通，可選擇兩條臨時補水管線中任一條可用管線實施一回路補水，見圖3。

三、福島后改進力學分析

本改進項共進行了四組管線系統(tǒng)的力學計算，分別是第一組（1EAS139、125、109、1RIS298）、第二組（1EAS140、124、110、1RIS299）、第三組（2EAS139、125、109、2RIS298）、第四組（2EAS124、110、140、2RIS299）。其中，各組管系中管線1RIS298/1EAS109、1RIS299/1EAS110、2RIS298/2EAS109、2RIS299/2EAS110的抗震級別為1F，管道分類為RCCM 2級管線，其余管線的抗震級別為1I，管道分類為RCCM NC級管線。計算使用的管道材料為Z2CN1810，設計壓力為2.4MPa。除管線1RIS298、1RIS299、2RIS298、2RIS299的設計溫度為120℃，其余管線的設計溫度均為80℃，安裝溫度為20℃。

總結

針對日本福島第一核電廠發(fā)生的全廠斷電事故，海南昌江核電廠1、2號機組擬采取多項改進措施，對于核燃料廠房主要包括一回路補水以及乏燃料水池補水，通過新增的三條補水管線，提供了切實可行的用于實現(xiàn)全廠斷電情況下向一回路補水及乏燃料水池補水的途徑。在全廠斷電事故工況下，通過使用PTR水箱和臨時水兩種不同的水源向一回路或者乏燃料水池進行補水，改進措施的實施可在一定程度上緩解事故造成的危害和損失。力學計算結果表明，改進后的管道系統(tǒng)及支吊架均滿足RCC-M規(guī)范的要求，并且不會對原安全注入系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)設計及功能產(chǎn)生影響。

參考文獻

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[4]Q/CNPE.J105.6-2009，核電站標準支吊架手冊.

（作者單位：中國核電工程有限公司鄭州分公司）