核电厂一回路充水排气两种方法的分析

朱鳞渊

（中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 314300）

0 引言

一回路充水排气是大修结束后机组由维修冷停转为正常冷停的关键操作，一回路中如果存在大量的空气，会使得设备腐蚀，引起反应堆冷却剂放射性升高，从而影响稳压器的压力控制效果并影响换热等，因此一回路系统充水排气的质量将直接影响后续工作的质量，而且其时间的长短直接影响到大修工期，影响到发电量，影响到经济效益。本文将总结传统核电厂多年一回路充水排气的经验反馈，找出影响一回路充水排气质量的关键因素，最后结合实际运行效果，看看传统的一回路充水排气采用比较好的反馈经验运行有多大的改进空间。

1 传统一回路充水排气

1.1 传统核电厂一回路充水排气流程

传统核电厂一回路充水排气是在一回路完成装料后，反应堆水池已排空，一回路水位达到10.5 m，压力容器顶盖安装后进行的，其充水排气的主要操作包括：初始条件检查、前期准备工作、一回路开始充水、静排气、动排气及联合排气等。

传统核电厂一回路静排气在一回路压力稳定在0.3 MPa时即可进行，主要包括主泵泵壳、RTD测温旁路管线、压力容器顶部、稳压器顶部（稳压器安全阀先导管线、汽相取样管线）排气阀等排气管线。

静态排气完成后，将一回路升压到0.7 MPa，然后开始对主泵泵壳排气，一直排到2.5 MPa，在2.5 MPa主泵启动条件满足后点动两台主泵中的一台，在主泵运行20~30 s，主泵完全停运后，运行现场人员根据文件包再次对主泵泵壳排气，之后点动2号主泵运行20~30 s，然后将一回路降压到0.7 MPa，根据文件包对稳压器和压力容器顶盖排气。之后降压到0.3 MPa并稳定，静置约两小时后运行现场人员根据文件包对一回路全面排气。

再次将一回路升压到2.5 MPa，首先再次对主泵泵壳排气，然后调整一回路压力至2.7 MPa，先后启动两台主泵，第二台主泵电流稳定后20~30 s，同时停运两台主泵，然后一回路降压至0.7 MPa和0.3 MPa，进行两台主泵联合排气。

联合排气结束后调整一回路压力至2.5 MPa.g，并通过容控箱液位计算剩余气体体积，一回路压力从0.7 MPa到2.5 MPa剩余气体体积小于12 m3则结果合格，排气结束，不合格则重新进行联合排气直至排气合格。

主泵点动的目的是将蒸发器倒U型管内的气体赶出来，一回路降压后再进行排气是为了使气体充分释放，在一回路降压达到7 bar.g时隔离主泵一号轴封回流。

1.2 传统核电厂一回路充水排气经验反馈及操作解释

传统核电厂使用传统的充水排气方法至今已有很多年，在这方面的运行经验极其丰富，下面就总结传统核电厂一些重要的经验反馈：

（1）将一回路泄压压力从0.3 MPa降至0.23MPa，并取消两个小时的静置时间。

之所以选择将一回路泄压压力从0.3MPa降至0.23 MPa，是因为根据亨利定律，气体在水中的溶解度正比于该气体的分压，也就是说一回路压力越低，水中溶解的气体就越小，气体析出越多，气体就会较容易排出。但是一回路压力同时又必须保证不出现负压，以免倒吸入空气。一回路的最高点是在PZR顶部（约25.5 m），所以只要PZR顶部依然为正压，则不会存在倒吸入空气的问题。而主控监测的压力表RCP37/39MP，取压点在8.92 m，距离稳压器顶部压力差有1.5~2.0bar，也就是说37/39MP只要显示为2 bar.g之上即可。再加上一定的安全裕量，因此取0.23 MPa的析出压力，而压力容器、稳压器压力更低，更容易析出气体，因此该改进能起到很关键的作用，因为气体一旦溶入水中，是无法再排出的，只有让气体析出，才能达到排出气体的目的。

取消静置的时间，同样根据亨利定律可知：只要一回路压力不变，等待再久，气体也不会析出，而一旦压力降低，气体的析出几乎是瞬时的，并不存在延迟，所谓的等待，还会让那些不溶于水中的弥散在水中的气体上浮，而这一过程用时并不长。因此，原程序中每一次降压后要求等待至少4小时是没有必要的，取消静置的时间对于提高大修的效率有着非常重要的作用，尤其是在10年大修有两回充水排气的时候，取消静置至少能够节约七八个小时。

（2）在保证下游疏水通畅的情况下保证最大的排气阀开度，或者在保证疏水排气通顺的情况下两路同时排气，这时候应注意控制RPE002BA的液位不超过50%~70%，同时RPE002BA下游疏水阀RPE067VP全开，而三废操作员要保证TEU工艺罐有足够的储存容积。

通过斐克第一定律可知，气体由水中向外扩散的速度与扩散方向上气体的浓度梯度成正比。对于空气与水来说，顶部的排气口就是其要扩散的方向，只有将那里的空气不断排出，溶解于水中的空气才会缓缓地不断析出，而排得越快，析出则越快，所以要尽可能地将各个排气点开大，只要排气阀开度不超过RPE002BA的疏水能力即可，而RPE002BA疏水能力受到TEU工艺罐限制，所以还要保证TEU工艺罐有足够的储存容积，以避免RPE002BA疏水不畅导致EBA001ZV被淹没。

（3）一回路压力从0.7 MPa压力平台降至0.3 MPa压力平台期间，保持稳压器顶部排气阀开启。

分析前文可知，排气速度越快，越有利于气体从一回路水中析出，排气效果也越好。事实上，在降压过程中，如果在降压期间能够持续地保持排气，只要保证足够的排气速率，理论上来说，当压力降至0.23 MPa时，排气过程即告结束，考虑到在2.5 MPa平台压力较高，气体析出时的汽水两相流冲击较大，在此降压过程中并不建议开启排气阀或者阀门开启小开度，而在从0.7 MPa压力降至0.3 MPa平台期间，建议保持排气阀开启。

1.3 传统核电厂采用经验反馈运行后的实际效果

（1）将一回路泄压压力从0.3 MPa降至0.23 MPa，并取消两个小时的静置时间，一回路含气率均是一次合格。新的方法有效地避免了不确定性，提高了大修的效率。而根据以往大修的经验及反馈，机组一回路的充水排气工作存在一定的不确定性，排气是否一次成功可能影响大修时间——七八小时，本次大修有两次一回路充水排气操作，且均一次性合格，这给以后的大修提供了很重要的参考价值。

（2）一回路压力从0.7 MPa压力平台降至0.3 MPa压力平台期间，保持稳压器顶部排气阀RCP644VP开启，从两次一回路动、静排气实际效果来看，具有较好的排气效果。

（3）两次一回路充水排气时间分别为17小时和20小时（其中还包括4小时处理2RCP141VD阀芯故障及1号主泵启动允许指示灯不亮缺陷），而较近的一次大修——112大修充水排气时间则需要27小时，两者相比较，本次大修的实际效果不言而喻。

2 一回路抽真空充水排气

与传统核电厂厂采用的充水排气的方法不同，国内外很多核电厂采用抽真空后对一回路进行充水的方法。与传统操作相比，真空充水可以避免因主泵动态赶气而产生的风险，简化了充水、赶气过程。但真空充水操作较为复杂，如操作不当，后果是严重的，本文将对真空充水过程及注意点进行深入研究，探讨其在传统核电厂实施的可行性。

AP1000核电厂、方家山核电厂、岭澳核电厂以及大亚湾核电厂均采用了抽真空启动的方法，因本厂机组与大亚湾机组非常相似，因此，下面仅以大亚湾为参考进行分析。

2.1 抽真空充水排气原理

大亚湾核电厂蒸发器U型管+水室体积约为92 m3，其内部的气体在静态排气时不能排出，需将一回路排水至半管水位，抽真空到200Mbar.a后，再进行充水，其内气体折算成标准状态后为18~19 m3，低于标准21 m3，可能只需要经过静态排气一回路含气量即可合格。而对于传统核电厂来说，蒸发器U型管和水室体积为2×31m3=62 m3，剩余气体体积要小于12 m3才为合格，所以，由波意耳定律可得：P0V0=P1V1

P0为标准大气压，V0为大气压下剩余气体体积，即12 m3；P1为抽真空所达到的真空压力，V1为蒸发器水室和U型管容积。

大亚湾抽真空最终要求的真空度为170 bar.a，具有一定的裕度。

2.2 抽真空排气存在的风险及应对措施

抽真空充水排气从原理上来讲是具有很高的可行性的，但是抽真空排气又存在哪些缺点，会带来哪些风险，有哪些应对措施来降低风险呢？这些也必须是讨论的重点。

2.2.1 一回路水沸腾风险

一回路真空度越高，抽真空排气的效果越好，但是真空度越高，水的饱和温度就越低，一回路就很容易产生沸腾现象，尤其在堆芯有装料的情况下。

应对措施：进行抽真空操作时，一回路温度维持在400℃以下；另外，抽真空装置上还应设置安全阀，防止一回路压力过低。

2.2.2 一回路设备承受负压

在抽真空的过程中，一回路设备会承受负压，因为部分设备、阀门和仪表在设计时未考虑承受负压的工况。

应对措施：对在隔离边界内的设备进行充分的风险评估，对于不能承受负压的设备、阀门和仪表进行临时隔离。

2.2.3 主泵一号轴封承受反向压差

由于一号轴封不能承受大于0.2 bar的反向压差，否则密封端面会有错位的风险，所以在抽真空期间需要平衡主泵轴封的压差。

应对措施：大亚湾核电厂设置了专门的主泵一号轴封两侧压力平衡阀，并有相对应的行政隔离，抽真空时解除，阀门开启，抽真空结束时，阀门关闭。

2.2.4 有燃料装载时的风险

（1）一回路抽真空至约200 mbar，一回路饱和温度会降低，而堆芯仍然有燃料装载会产生热量，所以一回路很容易发生沸腾，这些前面已经提到。

（2）堆芯有装料时，由于RRA泵在运行，一回路运行水位低且一回路处于真空状态，导致RRA泵的正吸入压头较低，控制不好很容易导致RRA泵发生汽蚀或者吸入涡流，从而使RRA泵及系统产生较大的振动。

应对措施：除了密切监视一回路的参数外，还必须密切监视RRA敏感支管的振动。为了防止RRA产生涡流，需要调整RRA流量。

2.2.5 一回路水位跟踪产生的风险

在停堆工况下使用的水位计为RCP082LN、083LN、081MN，（1）其中082LN可监测从稳压器顶部至主管道底部的水位，由于受到环境的限制，存在着测量盲区，会有较大的测量误差，不利于水位的监测；

（2）083LN用来监测压力容器法兰结合面和环路的水位，也存在较大的测量误差；

（3）081MN用来测量压力容器法兰结合面和各环路的水位，仪表不可靠，其精度容易受RRA泵的流量影响，流量越大误差也越大。而抽真空排气后充水时稳压器水位变化快，主管道水位变化很细微，这些水位计显然无法满足要求。

应对措施：（1）新增高精度水位计RCP098MN替代原有RCP082LN/081MN，用以跟踪反应堆水池和稳压器波动管水位在充排水过程中的变化；（2）采用超声波水位计RCP300MN测量主管道水位，完成对水位变幅不大的水体水位观测。

3 结论

从两种充水排气方式的过程可以看出，两种启动方式有着比较明显的不同，主要体现在是否存在水实体状态、是否需要点动主泵动态赶气等方面。两者既有优点，也有各自的缺点，其优缺点总结如下。

3.1 传统核电厂充水排气优缺点

3.1.1 优点

国内核电厂有着丰富的启动经验，不需要增加其他设备。

3.1.2 缺点

（1）点动时间比较长；

（2）需要点动主泵进行动态赶气，对主泵造成冲击；

（3）水实体时有低温超压的风险；

（4）需要多次手动开放气阀进行排气等。

3.2 抽真空充水排气优缺点

3.2.1 优点

（1）可以减少换料大修的时间；

（2）不需要点动主泵进行动态赶气，减少对主泵的冲击；

（3）不需要多次手动操作放气阀进行排气。

3.2.2 缺点

（1）需要增加相应的抽真空设备；

（2）需要增加相应设备的装、卸及运行操作；

（3）主泵1号轴封压差超过限值时，可能导致主泵损坏；

（4）抽真空前排至较低的半管水位位置，余排泵有气蚀和吸入涡流危险；

（5）一回路要求参数较低，容易发生沸腾；

（6）水位控制比较严格，且不容易控制等。