方家山核电厂完全丧失热阱时的运行

闵凡

【摘 要】针对方家山核电厂在RRA未接入时失去重要厂用水的事故，本文阐述了操作员在该事故下所应该进行的退防操作，并初步计算分析了用换料水箱通过安全壳喷淋系统管线、喷淋泵和喷淋热交换器构成冷却回路反冷设备冷却水系统的有效性。结果表明：对于方家山核电厂，即使在最恶劣的情况下只要操纵员能在8.6分钟内投入 EAS热交换器以及安全壳喷淋泵的试验回路反冷设备冷却水并且同时采取在RRI回路减少负荷的措施，即可利用PTR水箱中的热惯性，延缓RRI失效的时间，给恢复热阱争取更多的时间，减轻事故后果。

【关键词】核电厂；设备冷却水；安全壳喷淋；反冷；换料水箱

0 概述

本文讨论方家山核电在RRA未接入时失去重要厂用水（SEC）后操作员应该执行的必要操作。重点关注了使用换料水箱内的换料水通过安全壳喷淋系统（EAS）实验管线、安全壳喷淋泵和安全壳喷淋系统熱交换器构成的冷却回路来反冷设备冷却水系统（RRI）时进行的必要操作以及操作步骤。在本文最后对反冷时不同热负荷下RRI系统、EAS系统温度随时间的变化情况做了粗略的估算。

1 完全丧失热阱时的退防模式及操作步骤

1.1 正常运行时RRI的介绍

设备冷却水系统（RRI）的主要功能是冷却核岛内各种热交换器并通过重要厂用水系统二次冷却将热负荷传送给最终热阱——海水（重要厂用水系统SEC）。设备冷却水系统（RRI）是处在重要厂用水系统SEC与核岛设备中间的一个封闭回路，其包括两个独立的安全系列和一个公用环路，公用环路由两个安全系列中的任一系列供水。设备冷却水系统中与反应堆安全设施和冷停堆有关的部分具有100%的冗余度。其供水回路由两个独立的安全系列组成，在事故情况下两条管线中的每一个都能100%地保证设备冷却，每一条管线都是由SEC的一列冷却。每个安全系列由两台100%容量的离心泵，两台50%容量的RRI/SEC热交换器，一个波动箱和相应的管道和仪表组成。此外，这两个独立的安全系列分别由电源A系列和B系列供电，并由应急柴油发电机作备用电源。公用环路的冷却对象是指在事故工况下不需要提供冷却水的热交换器，它们可以通过任一安全系列供水，并可通过电动阀门（A系列041VN和058VN，B系列040VN和059VN）与系统的安全系列隔离。这部分中还有两台机组的公用设备，它们可以由一台机组或者另一机组的设备冷却水系统提供冷却。

1.2 事故退防模式及注意事项

当有报警“SEC021KA（053KS）SEC完全丧失”出现时，表示已经出现了完全失去热阱事故。SEC完全丧失是一种超设计基准工况，针对该工况所采取的退防模式是一回路温度在160～170℃，压力低于绝对压力3.0～4.5MPa的中间停堆状态。该退防状态的160～170℃的反应堆冷却剂温度，保证了RRA未投入状态所要求的最低温度（160℃）的温度裕量。维持3.0～4.5MPa的压力以保持有合适的裕量，防止在压力容器上封头出现饱和工况。

在退防模式的温度、压力下，即使冷却完全丧失，反应堆冷却剂泵轴封泄漏流量几乎为零，这种状态只要求向反应堆冷却剂回路提供非常少的补水，补水是由两个机组共用的试验泵间断运行来保证的。需要注意的是由于SEC不可用，热阱丧失导致RRA不可能启动，因而反应堆冷却和余热排出必须由蒸汽发生器来完成。如果APA或者APD可用，则应使用正常给水维持蒸汽发生器水位在正常值。若正常给水丧失，则需要使用ASG泵维持蒸汽发生器的液位，在此种情况下向ASG水箱重新充水非常重要，必须尽快的冷却反应堆并需要采取各种可行的方法向ASG水箱供水。

1.3 过渡到退防模式的主要操作

当发生完全丧失热阱的事故时，操作员的主要操作步骤如下：

1）通知两个机组的运行人员发生了失去全部热阱事故。因为如果只有一个机组受到影响，事故处理能够简化，未受影响的机组能够供水给：RRI机组间公用回路热交换器和受影响机组的乏燃料水池冷却系统。一旦SEC功能恢复，将中断正在进行的操作。在RRI和其他辅助系统恢复状态之前核蒸汽供应系统稳定在当时所处的状态。

2）如果RCV系统有两个下泄孔板投入运行应该立即隔离RCV第2个下泄孔板，以减少RRI热负荷，基于相同原因如果APG的非再生热交换器在运行则应该立即隔离APG的非再生热交换器。

3）启动RRI运行系列上的EAS热交换器并运行喷淋泵，打通喷淋泵的试验管线，以利用PTR水箱约1600m3高浓度硼水中的热惯性。此时PTR水箱成为RRI回路的热阱，如果该RRI系列第二台泵可以运行，则必须启动。同时必须连续的监测RRI温度，任何时候若RRI水温高于55℃，操作员必须停运反应堆冷却剂泵，隔离RCV下泄和上充，并停运RRI泵。因为当RRI水温达到55℃时，就可能对某些终端用户加热。

4）SEC丧失的如果同时发生CRF海水丧失则很快将触发反应堆紧急停堆，但是在CRF站可用的情况下，反应堆可能仍处于功率运行的情况下，此时应以运行的最大速度降负荷，负荷降至10%负荷时应手动停堆，停堆后如果一台反应堆冷却剂泵（001PO）提供的稳压器喷雾足够则关闭RCP001VP阀门，停运另两台反应堆冷却剂泵。保持一回路压力在绝对压力3.0MPa左右，以保持有合适的裕量，防止在压力容器上封头出现饱和工况，如果在退防状态之前所有的反应堆冷却剂泵已经停运，则温度的降低不超过18℃/h（反应堆运行在自然循环状态）。

5）为了最大限度的利用RRI回路的热惯性，要求尽可能快的隔离非优先排热用户的供水，这通过在主控室隔离所有的机组间公用回路热交换器来实现。需要注意的为如果DEG没有因RRI温度高停运，停运一套DEG装置并隔离REN热交换器，以减小RRI热负荷，这些操作能够在控制室内实现（但是应尽量维持用来测量硼浓度的REN 系列的运行，以控制硼浓度）。当反应堆停运后，应切除辅助设备负荷，重点是减少热负荷以及流量以减少运行在EAS的RRI泵数量，从而使所需导出的热功率小于10MWe。为节省所有可用的热阱，也允许下泄流量随着一回路压力下降而降低。

6）降功率或者降模式期间，向反应堆冷却剂注入7000ppm浓度的硼酸，以补偿反应堆冷却剂收缩，并确保所要求的负反应性。但需要注意的是由于轴封水注入流量稍大于泄漏流量，稳压器水位慢慢上升，在适当的时候，为了避免稳压器完全满水，应停止轴封水注入。且一旦水压试验泵替代RCV泵，以一个非常低的流量提供轴封水以防止反应堆冷却剂进入轴封区时，应停运由RRI提供的辅助设备，接着停运RRI。

7）如果SEC丧失没有对两台机组都产生影响，则PTR热交换器可以由另一机组供水，否则存放在乏燃料池中的燃料元件的余热导出已经中断，一段时间后乏燃料池中的水开始沸腾，对于长期热阱丧失，必须补偿这些蒸发掉的水。

2 失去热阱后设冷水温度上升的估算

2.1 设冷水各用户的热负荷

设冷水在不同工况下运行的热交换器以及热负荷有所不同，本文只分析正常运行工况下的情况，在正常运行工况下设冷水系统各用户的热负荷如下表1：

2.2 失去热阱后设冷水温度上升的估算

在SEC丧失情况下，RRI系统的热惯性使得各RRI用户及其功能不会立即丧失。为了最大限度地利用RRI回路的热惯性，要求尽快切除非优先用户的供水。这通过在主控制室隔离所有的机组间公用回路热交换器来实现。然后启动正在运行的RRI系列中的EAS热交换器，用换料水箱内的换料水通过安全壳喷淋系统（EAS）实验管线、安全壳喷淋泵和安全壳喷淋系统热交换器构成的冷却回路来反冷设备冷却水系统（RRI）。以充分利用换料水箱的热惯性（换料水箱贮存了约1600m3的含硼水）；换料水箱也就成为RRI回路的热阱。

安全壳喷淋系统冷却设备冷却水系统的流程如图2所示：

图2 安喷系统冷却设冷水系统示意图

根据事故规程要求 “任何时候若RRI水温高于55℃，操作员必须停运反应堆冷却剂泵，隔离RCV下泄和上充，并停运RRI泵。因为当RRI水温达到55℃时，就可能对某些终端用户加热”。即需要在RRI水温升高到55℃之前就一定要启动EAS系统试验管线以冷却RRI系统，否则就需要停运RRI系统，反冷将不能建立，将需要执行完全失去RRI的事故规程导致事故严重化。所以分析事故后设冷水温度多久会达到55摄氏度就非常必要了，设冷水温度达到55摄氏度的时间即为操作员的响应时间。

事故的初始阶段，还没有建立反冷的工况下设冷水所有的热负荷都用来了让设冷水温度上升，下面初步分析在各种热负荷的情况下设冷水温度升高到55℃所需要的时间，分析所选取的几个重要参数如下：

RRI系统水装量：MRRI=200t=200000kg（RRI系统总水装量为300t左右，除去波动箱及APG系统死管部分，本文中以200t计算。）

水的比热：Cp=4.18 kJ/（kg·℃）

设冷水初始温度：T0=35℃。需要说明的是，方家山工程的设计工况即RRI初始温度为35℃（对应海水最高温度31.7℃）进行的，而实际运行中，海水及RRI系统温度不会一直如此高，但是为了保守分析还是取设计温度为35℃来计算。

事故初始时刻（t0），失去SEC系统，RRI不能得到冷却，但所有热负荷（Wth）仍继续对RRI系统传热，RRI系统温度逐渐升高。可表示为：

MRRI·Cp■=Wth？圳■=■

故t时刻RRI系统温度

T（t）=T0+■×t

下面分别对几种不同工况下，设冷水对应的热负荷下温度上升到55℃所需要的时间进行的计算：

1）如在正常運行工况下设冷水各用户的热负荷表所示，在正常运行工况下设冷水的满负荷为32.52 Mwe，在这样满负荷的情况下设冷水温度T（t）达到55℃的时间t约为：8.6min。这样的情况是最恶劣的，实际的运行中出现这样的情况可能性比较小。

2）在实际运行中RRI 两机组共用部分的热负荷并不是一直运行的，而是间断运行的。这部分热负荷包括TEP、TEU、SVA、DWL的热负荷。如果考虑到这部分热负荷不存在，设冷水系统的热负荷为21.16 Mwe，在这样的负荷情况下设冷水温度T（t）达到55℃的时间t约为：13.2min。

3）最有利的情况为最终热阱丧失事故发生在不承担两机组公用部分设备冷却水热负荷的机组时，即两机组公用部分的热负荷在事故一开始就切换，这部分负荷主要包括PTR系统的热负荷，除去PTR系统的热负荷，此时设冷水系统的热负荷为16.96 Mwe。在这样的负荷情况下设冷水温度T（t）达到55℃的时间t约为：16.4min。

4）假设操纵员很快切除不必要的热负荷并作好反冷准备的工况，这是一种理想工况，假设操作员很快的切除了DEG、REN、RCV的热负荷，在这样的工况下设冷水的热负荷将大大减小，设冷水系统在这种工况下的热负荷仅为9.5 Mwe，在这样的负荷情况下设冷水温度T（t）达到55℃的时间t约为：29.3min。

由上面的计算可以看出，即使在最恶劣的工况下只要操纵员在8.6分钟以前切除不必要的热负荷并连接和启动EAS系统试验管线以利用PTR水箱中水以冷却RRI系统，PTR水箱中水的热惯性即可利用，反冷也可以成功实现。为给恢复热阱赢得了更多的时间。

当连接并启动EAS系统试验管线以冷却RRI系统、并切除部分负荷后，被冷却设备继续传递热量给RRI系统。对RRI侧：RRI系统从其他热交换器得到热量Wth，一部分传递到EAS系统，另一部分用于本身温度的升高。而对于EAS侧：EAS侧从RRI系统得到的热量全部用作本身温度的升高，PTR水箱中的水温逐渐升高。RRI系统与EAS系统通过EAS热交换器的传热计算比较复杂，达到平衡的过程与 EAS热交换器管侧热阻、管壁热阻、总污垢热阻、壳侧热阻、管侧流量、壳侧流量均有关系，不在本文中做量化的计算，只给出一个RRI水温度与EAS水温度的总体的趋势图，如图3所示：

3 结论和分析

SEC丧失的情况下，RRI回路中的热惯性使得辅助设备及其功能不会立即丧失，但应尽快启动EAS热交换器以及安全壳喷淋泵的试验回路以反冷设备冷却水以利用PTR水箱中的热惯性，并且同时采取在RRI回路减少负荷的措施，这项操作只要在8.6分钟之前完成，即可保证重要设备及热交换器运行，给恢复热阱提供更多时间，或平稳过渡至退防模式。

【参考文献】

[1]方家山核电工程完全丧失热阱的事故运行规则C版[S].2010.

[2]方家山核电工程设备冷却水系统系统手册C版[S].2010.

[3]方家山核电工程安全壳喷淋系统系统手册C版[S].2010.

[4]方家山核电工程反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统手册C版[S].2010.

[5]杨世铭，陶文铨.传热学第四版[M].2006.

[6]方家山核电工程初步安全分析报告[R].2010.

[责任编辑：朱丽娜]