AP1000蒸汽發(fā)生器應(yīng)急補水系統(tǒng)的設(shè)計改進

張保國

（山東核電有限公司，山東 海陽 265116）

AP1000蒸汽發(fā)生器應(yīng)急補水系統(tǒng)的設(shè)計改進

張保國

（山東核電有限公司，山東 海陽 265116）

除鹽水分配系統(tǒng)在調(diào)試期間運行不穩(wěn)定，向常規(guī)島用戶供水受到限制，影響二回路聯(lián)合沖洗及其他調(diào)試工作，故實施了向凝汽器和除氧器補充除鹽水的臨時措施。實踐證明，采用臨時措施加快了調(diào)試進程，彌補了二回路補水的薄弱環(huán)節(jié)，實現(xiàn)了向SG（蒸汽發(fā)生器）靜壓上水。在此基礎(chǔ)上考慮為蒸汽發(fā)生器提供一路應(yīng)急冷卻水源，用于完全喪失給水，甚至ATWS（未預(yù)期停堆下的瞬態(tài)）時，進行長期和溫和的衰變熱移除，提高單一故障準(zhǔn)則水平，提高機組的縱深防御能力，對其可行性進行了初步分析。

除鹽水分配；熱阱水源喪失；除氧器應(yīng)急補水；長期衰變熱移除

某核電廠常規(guī)島除鹽水工藝用戶較多，補水管道（DN100）經(jīng)總閥除鹽水分配閥后，分配至總管（經(jīng)隔離閥至閉式水、設(shè)冷水、換熱站）及其他常規(guī)島用戶總管（定冷水補水、凝泵備用密封水、低加疏水泵密封水、化學(xué)加藥補水、廠房通風(fēng)用水）和CST（容量2 253 m3）補水管（凝汽器補水箱補水管也是出水管，接到凝汽器補水管道上）。常規(guī)島其他用戶由除鹽水廠房經(jīng)正式管道（DN125）接入精處理自用水箱（容量500 m3）。3臺精處理沖洗水泵揚程50 m，流量120 t/h，電機功率30 kW。

根據(jù)聯(lián)合沖洗的補水需要，采用了臨時措施為二回路相關(guān)設(shè)備提供補水，保障了施工調(diào)試期間的用水需要，并分析對于機組后續(xù)調(diào)試和運行具有一定的安全性、可靠性和經(jīng)濟性，用于ATWS下并且主給水和啟動給水喪失后，作為非安全相關(guān)的第二道防御，為蒸汽發(fā)生器提供水源，移除衰變熱。

1　二回路補水分析

二回路補水及臨時措施如圖1所示。

圖1　二回路補水及臨時措施示意圖Fig.1　Schematic of secondary makeup and provisional measures

1.1沖洗期間的問題

在沖洗期間，常規(guī)島受到除鹽水分配運行影響較大。各用戶出現(xiàn)搶水，除鹽水分配向除鹽水分配閥下游供水能力只能達到60 t/h。除鹽水分配除鹽水泵不能投自動，超出工作范圍跳閘后再次供水必將耽誤調(diào)試工作。如有用戶進行檢修工作，隔離沖突使得多用戶停水，閥門距離地面5 m，隔離措施較難執(zhí)行。如凝泵和低加疏水泵解體，隔離檢修需要關(guān)閉總閥全停常規(guī)島側(cè)除鹽水。影響了除鹽水系統(tǒng)的連續(xù)穩(wěn)定運行。

1.2機組啟動熱態(tài)補水分析

汽輪機廠家要求，在機組初水量情況次運行及機組長期停運后再次啟動，蒸汽管道內(nèi)壁和加熱器汽側(cè)生銹，加熱器疏水被污染，為防止污物進入蒸汽發(fā)生器，疏水不應(yīng)回收。除MSR疏水需要通過排污擴容器放掉之外，3、4號低加疏水，6、7號高加疏水在30%負(fù)荷前也應(yīng)排掉，以保證給水水質(zhì)。機組應(yīng)在30%負(fù)荷下連續(xù)運行24 h，才能保證管道、設(shè)備內(nèi)壁完全被沖洗干凈。

30%負(fù)荷下疏水、排污量如按照汽輪機廠家建議，30%負(fù)荷的加熱器/再熱器疏水同時排放不回收，則疏放水總量571.2 t/h遠大于常規(guī)島現(xiàn)有補水系統(tǒng)補水量，也大于除鹽水廠供水量。

采用臨時補水系統(tǒng)改造，可以盡量滿足沖洗需要；或者降低沖洗期間因水位不能維持造成的負(fù)荷波動幅度?，F(xiàn)階段核島調(diào)試及沖洗展開，向常規(guī)島側(cè)供水能力更加受到限制，常規(guī)島側(cè)后續(xù)面臨二回路相關(guān)系統(tǒng)設(shè)備保養(yǎng)以及再次進行凝汽器灌水試驗，需要大量的除鹽水。有必要采取一定的措施為后續(xù)的調(diào)試和運行進行系統(tǒng)優(yōu)化。

2　改進措施

除鹽水廠經(jīng)正式管道（DN125）接入精處理自用水箱，除鹽水廠除鹽水泵最大運行后，提供約100 t/h的補水量，可以維持單臺精處理沖洗水泵長時間運行。精處理沖洗水泵下游用戶的運行比較靈活，僅僅與精處理自身調(diào)試沖突。在沖洗期間，調(diào)試就地啟動精處理沖洗水泵連續(xù)向凝汽器或者除氧器補水，可以單獨維持給水前置泵及除氧器和凝泵及凝汽器的運行。

2.1僅考慮冷態(tài)聯(lián)合沖洗階段補水

在精處理沖洗水泵出口母管接臨時管道（DN125）及出口總閥，經(jīng)分配管道分別接至凝汽器危急補水閥上游接入凝汽器、經(jīng)凝結(jié)水至除氧器補水支管進入除氧器、以及接入凝泵密封水和給水泵前置泵的密封水。改進措施在二回路聯(lián)合沖洗期間得到運用，加快了調(diào)試進度。

2.2考慮SG應(yīng)急補水

根據(jù)其他核電調(diào)研，在福島核事故發(fā)生后田灣設(shè)置了應(yīng)急補水接口，采用消防車為主給水管道補水。

秦山二期采用了多水源應(yīng)急補水箱，采用兩個序列的應(yīng)急給水泵，每個序列包括1臺汽泵和1臺電泵，供4臺泵組。

福清核電一期工程具有除鹽水系統(tǒng)直補除氧器的進水管道［1］，可以直接向除氧器上水。

為蒸汽發(fā)生器提供應(yīng)急水源的考慮如下：

CPS自用水箱入口段擴徑，并增加一路加閥門接入CST排污閥前，為CTS補水。并在該入口段上設(shè)置管道泵，泵的出口接入CPS沖洗水泵出口母管上。目的在于：

1）向CST水箱補水，維持CST水箱較高水位；

2）管道泵可從CPS自用水箱、CST水箱、DTS水箱等用戶取水；

3）管道泵采用CPS沖洗水泵相似特性曲線，設(shè)置獨立的控制柜并設(shè)置快速接入的應(yīng)急電源接口。

改進后流程示意圖如圖2所示。

圖2　改進后流程示意圖Fig.2　T he improved process

3　運行分析

凝汽器補水的分析，向凝汽器補水增加后，可以減少使用CST水箱的補水，維持CST水箱高水位，降低啟動給水泵因水源喪失不能啟動的概率。

向給水泵密封水補水，可以在凝泵不能運行的情況下啟動，結(jié)合除氧器應(yīng)急補水為SG上水。凝泵不可用的情況包括凝汽器水位低、凝泵入口濾網(wǎng)堵塞、凝結(jié)水管道破裂、再循環(huán)閥故障等。

向密封水母管補水，可以在正式水源不可用時，向密封水母管補水，減少共模故障概率，可以向CST水箱補水。

除氧器正常液位標(biāo)高27 m，與SG出口管道標(biāo)高27 m相等，若給水系統(tǒng)閥門打開，除氧器可以向SG通過靜壓上水，且一般不會造成蒸汽發(fā)生器滿水進入主蒸汽管道。如果CPS水泵采用應(yīng)急電源，可以在極端（如失去場外電源）的情況下向SG提供較小熱沖擊的水源（啟動給水泵和啟動給水調(diào)節(jié)閥由柴油發(fā)電機供電），在凝汽器和啟動給水不可用時的停堆運行工況下，為SG提供長期水源。

當(dāng)主蒸汽隔離閥關(guān)閉后，在除氧器密閉后（除氧器上部有一定的氣腔，并維持），通過大氣釋放閥的開度控制，可以實現(xiàn)為蒸汽發(fā)生器建立壓力，以降低一、二回路的壓差。此壓力，可以穩(wěn)定地控制在0.6 MPa，對應(yīng)飽和溫度164 ℃。

對于啟動期間的二回路，需要在完成水裝量的基礎(chǔ)上盡快完成冷態(tài)沖洗，以便可以向SG提供合格的沖洗水源。大修后的二回路的水裝量大約為2 000 m3（不考慮后續(xù)沖洗置換），若按照DWS供水量需要60 t/h來計算，大約需要不間斷地補充約33 h；若采用CPS沖洗水泵上水，約需要20 h。采用臨時補水措施為系統(tǒng)初始充注，可為機組啟動縮短時間。

4　除氧器直補對SG應(yīng)急補水的分析

根據(jù)概率分析統(tǒng)計，給水喪失的始發(fā)概率較高及由此造成的對一回路的影響也不容忽視，喪失主給水對CDF和堆芯損傷條件概率的影響見表1。

表1　給水相關(guān)概率表T able 1　Relevant probabilities of feedwater

DWST水箱容量416 t，DWST水箱低-低水位時發(fā)出報警，操縱員隔離其他系統(tǒng)的供水，而僅僅向化容系統(tǒng)供水。低-低水位時，水箱有大約170 t的除鹽水，此時專供化容系統(tǒng)上充泵使用，對CST的補水受到限制，啟動給水泵啟動的水源受到限制。另外還有其他原因比如核島補水，凝汽器補水等原因占用了CST的補水，CST的液位有可能在功率運行期間降低到不允許啟動給水泵的啟動。

給水泵向SG的補水受到凝泵的影響，如密封水和除氧器上水失去，將導(dǎo)致給水泵不允許啟動。

當(dāng)主給水喪失時，啟動給水作為非安全相關(guān)的第一道防御，為蒸汽發(fā)生器提供水源。主蒸汽系統(tǒng)（MSS）與啟動給水（系統(tǒng)在可用時自動啟動）相配合，帶走一回路的顯熱和反應(yīng)堆的衰變熱，CST熱阱的最小容積為1 230.3 t，才能滿足縱深防御的要求。故當(dāng)CST失去水源后不能夠由啟動給水向SG注水，此時主給水泵的啟動也將很有可能是受限的。

另外，啟動給水泵有可能受到管線（如破口）、電源失去、調(diào)節(jié)閥門（如失去壓空）、機械故障等情況的限制，無法啟動導(dǎo)致SG上水受到限制。比如，三哩島核電由于發(fā)生了給水喪失情況導(dǎo)致堆芯融化。

以上場景在場外電源失去后更加惡化，現(xiàn)從正反兩方面評估除氧器應(yīng)急水源的必要性。

4.1正面效應(yīng)

1911年，西屋公司W(wǎng)OG（Westinghouse Owner's Group）發(fā)展了可以普遍適用于西屋公司核電站的嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則（SAMG）。在該導(dǎo)則中提出了事故處理的6項基本措施，其中第一項：向蒸汽發(fā)生器注水以保護SG傳熱管，在堆芯冷卻恢復(fù)以后為RCS提供熱阱，洗刷從一次側(cè)泄漏的放射性產(chǎn)物［2］。

現(xiàn)從西屋公司的嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則（SAMG）中注入蒸汽發(fā)生器和衰變熱的長期移除兩份導(dǎo)則，分析除氧器應(yīng)急補水對SG注入和長期衰變熱移除的可行性。

（1）衰變熱的移除過程

在機組啟動、熱備用和停堆期間，CST水箱向啟動給水泵提供水源，支持8 h的熱備用運行。CST水箱必須向啟動給水泵提供充足的水源，支持一回路從正常運行溫度冷卻到正常余熱排出系統(tǒng)（RNS）投入運行。只要凝汽器真空能維持住，蒸汽就能排至凝汽器，若真空不能維持可使用除氧器至大氣排放作為熱阱。

反應(yīng)堆功率運行時，不管正常給水因任何原因喪失，都會由于持續(xù)產(chǎn)生蒸汽而導(dǎo)致蒸汽發(fā)生器液位下降直到蒸汽發(fā)生器窄量程液位低信號出現(xiàn)。此時，反應(yīng)堆因蒸汽發(fā)生器液位低跳堆。如果啟動給水泵或閥門不可用，衰變熱通過蒸汽釋放到大氣的方式排出，蒸汽發(fā)生器的水裝量將下降。如啟動給水未能阻止蒸汽發(fā)生器液位進一步下降，非能動余熱排出將啟動。

事故情況下，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）將反應(yīng)堆系統(tǒng)（RXS）內(nèi)產(chǎn)生的熱量傳到蒸汽發(fā)生器，通過蒸汽發(fā)生器系統(tǒng)（SGS）及主給水和啟動給水系統(tǒng)（FWS），防止非能動安全相關(guān)的余熱排出系統(tǒng)動作，在主給水泵和啟動給水泵之外，經(jīng)除氧器向蒸汽發(fā)生器提供第3種水源可進一步防止非能動安全相關(guān)的余熱排出系統(tǒng)動作。而在冷卻期間，一旦RNS投入，特別當(dāng)所有主泵停運后，必須采取措施來冷卻蒸汽發(fā)生器的二次側(cè)。汽輪機旁路系統(tǒng)不可用時，蒸汽發(fā)生器通過大氣釋放閥排汽至大氣為機組冷卻提供非安全相關(guān)的途徑。

啟動給水因蒸汽發(fā)生器液位低及主給水流量低啟動，同時發(fā)出液位低報警以提醒操縱員。FWS和調(diào)節(jié)閥的設(shè)計能保證提供足夠流量以避免喪失正常給水時非能動余熱排出的啟動。通過單臺啟動給水泵有能力恢復(fù)失水事件，但是這受到SGS工況和除氧器的限制。啟動給水泵持續(xù)運行，重建并維持蒸汽發(fā)生器液位，SGS自動運行以排出衰變熱。

在嚴(yán)重事故中當(dāng)堆芯再淹沒后，仍需要導(dǎo)出持續(xù)釋放的衰變熱。通過直接向RCS注入并流出，或者向SG注入并蒸發(fā)制造堆芯熱阱。如果通過注入并流出的方法，則水必須持續(xù)注入RCS，并且需要一個開啟的大氣釋放閥，通過飽和蒸汽移出熱量。然而，如果用SG作熱阱，則衰變熱需要通過向SG注入來導(dǎo)出，而非向RCS注入［3］。

對于停堆工況下，CCS喪失將導(dǎo)致正常余熱排出系統(tǒng)失效，而且RNS本身具有一定的不可用性，因此更加需要保障SG的水源安全［4］。

即在事故工況下，對除氧器上水增加一路應(yīng)急水源在事故工況下，通過除氧器的靜壓上水路徑，長期使用SG的“充水—排汽”冷卻模式，將一回路帶入安全模式。

（2）冷卻速率要求［5］

按照該路徑的補水能力，只能在出現(xiàn)4、5工況時使用。對SG冷卻的冷卻速率要求見表2。

使用下列公式用于計算，從停堆算起的時間用于制圖（見圖3）。

表2　對SG冷卻的冷卻速率要求T able 2　Cooling rate of SG cooling requirements

圖3　衰變熱移除注水需求Fig.3　Feedwater requirement for decay heat removal

式中：fdecay——用于導(dǎo)出衰變熱的流量，gpm；

Qo——額定滿功率，MW；

t——停堆后時刻，h；

ρ——注入水源密度，lbm/ft3；

hg——在壓力（P）Psat下的飽和蒸汽焓；

hsubcooled——注入水源溫度（Tinj）處于過冷狀態(tài)下的焓。

并有以下條件；

1） 依據(jù)是通過注入過冷水，使其蒸發(fā)帶走堆芯熱量。

2） 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）和蒸汽發(fā)生器的注入水溫假設(shè)是49 ℃，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）再循環(huán)水溫是138 ℃。在圖3中，當(dāng)實際水溫低于此假設(shè)值時，可降低圖中最小流量的需求。

3） 初始參數(shù)如表3所示。

根據(jù)三哩島反饋，事故發(fā)生到堆芯融化用了120 s，但6 d之后堆芯才開始下降，蒸汽泡消失引起氫爆炸的威脅免除了。

以上可見，CST在啟動、功率運行和停堆期間維持一定的水裝量，對于機組安全性非常重要。反之，此期間凝汽器若不能注水則影響相關(guān)系統(tǒng)的在線準(zhǔn)備和投運，比如給水泵運行和真空不能建立，二回路向SG提供熱阱的功能受到限制。

表3　蒸汽發(fā)生器的初始參數(shù)T able 3　T he initial parameters of the SG

4.2負(fù)面效應(yīng)的預(yù)防

若蒸汽發(fā)生器二次側(cè)冷卻能力過強，可能會使一回路的自然循環(huán)能力減小以致中斷。這是由于核電廠蒸汽發(fā)生器一次側(cè)水管是倒U形管，具有相當(dāng)高度的U形管二次側(cè)內(nèi)的流體具有較大的密度差時，就具有相當(dāng)?shù)尿?qū)動壓頭。所以如果當(dāng)二次側(cè)冷卻能力過強（流量很大、溫度低），很快地把一次側(cè)的水溫在倒U形管上升段內(nèi)降下來，與下降段中的水溫相差甚少時，驅(qū)動壓頭就降低很多，使自然循環(huán)能力減小，甚至中斷。采用靜壓注水的方式比較溫和，不會出現(xiàn)導(dǎo)致終端一回路自然循環(huán)的過冷情況出現(xiàn)，不會因低水溫重新達臨界的狀態(tài)。

停堆期間，在蒸汽發(fā)生器壓力低于0.862 MPa（125 psia）時，SGS作為流體通道和BDS流體再循環(huán)的通道。SGS的這個功能有助于正常的余熱排出和蒸汽發(fā)生器的冷卻，以便停堆后盡可能早投入人員進行維修、檢查。SGS的這個作用與蒸汽發(fā)生器濕保養(yǎng)類似。

分析假設(shè)當(dāng)傳熱管溫度達到816 ℃時，蠕變破裂可能發(fā)生。如果傳熱管是濕的，由于通過傳熱管表面的泡核沸騰使傳熱管的溫度傳導(dǎo)給水，傳熱管的溫度將因水而受到限制。即使堆芯熱蒸汽進入濕狀態(tài)下的SG，通過傳熱管的熱傳導(dǎo)也能充分限制傳熱管的溫度低于816 ℃。因此只要SG傳熱管處于水覆蓋之下，蠕變破裂不予考慮［1］。

除氧器靜壓向蒸汽發(fā)生器上水的可行性已經(jīng)得到了驗證，蒸汽發(fā)生器壓力降至0.3 MPa以下后，注入水源有超過Fdecay的注入率的能力，一旦注入開始，熱阱能很快建立。

5　結(jié)束語

為相關(guān)用戶提供水源采用的臨時措施，在二回路沖洗期間得到了驗證，保障了施工調(diào)試期間的用水需要，并分析對于機組后續(xù)調(diào)試和運行具有一定的安全性、可靠性和經(jīng)濟性，長期保留是非常必要的。

在此基礎(chǔ)上，對除氧器上水增加一回路應(yīng)急水源在事故工況下，通過除氧器的靜壓上水路徑，長期使用SG的“充水—排汽”冷卻模式，將一回路帶入安全模式?？商岣邫C組單一故障準(zhǔn)則水平，提高機組的縱深防御能力。

［1］ 肖波，劉東勇. 蒸汽發(fā)生器二次側(cè)打壓試驗水溫控制與水質(zhì)調(diào)節(jié)［J］.中國核電，2014，7（3）：250-255.（XIAO Bo， LIU Dong-yong. The Temperature Control and Water Quality Regulation for Steam Genrator Secondary Side Hydrostatic Test［J］. China Nuclear Power， 2014， 7（3）：250-255. ）

［2］ 陳學(xué)鋒. 核電廠全廠斷電事故分析［J］.中國核電，2011，4（1）：46-51.（C H E N X u e-f e n g. Analysis of station blackout accident in nuclear Power Plant［J］. China Nuclear Power， 2011，4（1）：46-51. ）

［3］ Wayne P. Gambin/ Kenneth A. Higgins / Jeffrey B. Simon/Raymond F. Martin CPPGWGJR-508 ［R］ 西屋公司 2013：3-21.

［4］ 張保國. AP1000消防水冷卻總用的設(shè)計功能改進［J］.中國核電，2014，7（3）：212-217.（ZHANG Baoguo. Improvement of Design Function of AP1000 Fire Water Cooling Effect［J］. China Nuclear Power， 2014， 7（3）：212-217. ）

［5］ Wayne P. Gambin /Kenneth A. Higgins /Jeffrey P. Scott /Jeffrey B. SimonCPP-GW-GJR-519［R］. Westinghouse， 2013：3-33.

Design Improvement for AP1000 SG Emergency Makeup Water System

ZHANG Bao-guo
（Shandong Nuclear Power Co.， Ltd.，Haiyang of Shandong Prov. 265116，China）

Due to the instability of the desalination-water distribution system during commissioning operation， the water supply to CI users is restricted，hence the joint irrigation and other secondary circuit commissioning are affected. So temporary measures to supply desalination water to the condenser and the deaeratorare adopted. Practice has proved that the commissioning process was speeded up by adopting temporary measures， and the deficiency of making up water to the secondary circuit was made up， so the SG static water charging was realized. Based on this， one line of emergency cooling water source is considered for the steam generator， which is used to improve the level of a single failure criterion， enhance the ability of defense in depth when the feedwater is completely lost or even under ATWS condition. The feasibility of the above is preliminarily analyzed.

desalination water distribution； loss of hot trap water； deaerator emergency makeup； long-term decay heat removal

TM623 Article character：A Article ID：1674-1617（2016）02-0106-07

TM623

A

1674-1617（2016）02-0106-07

2016-01-25

張保國（1979—），男，山東萊蕪人，工程師，從事核電廠調(diào)試工作。