孫國臣，陳 睿，楊 堤，吳問廣

(環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082)

國內運行核電廠經驗反饋在新建電廠應用的研究

孫國臣，陳 睿，楊 堤，吳問廣

(環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082)

考慮到運行核電廠的經驗反饋對新建同類型核電廠的借鑒意義，列舉了幾項前一階段運行核電廠提出的重要修改申請，并對修改中涉及到的各種改進方案加以介紹，同時對其在新建核電廠中的適用性進行了探討。

運行經驗反饋;重要修改;新建核電廠

1 前言

目前，我國已運行機組共有13臺，其中屬于法國系列的機組共有8臺。通過多年的實際運行，營運單位已積累了較豐富法系電廠的運行經驗，對各系統(tǒng)、部件、設備的設計和性能的認識也有較大的提高。隨著這些運行經驗的積累，電廠逐步發(fā)現并意識到個別系統(tǒng)或設備在設計上仍然存在一定的不足，因此，不斷會提出申請進行改造。從降低核安全風險，利于機組運行方面考慮，一些改造項目是必要的，但由于機組已經投入運行，存在部分改造方案實施困難，可行的方案又不能徹底解決問題的情況。目前，我國核電正在大規(guī)模建設時期，現階段除個別三代機組上馬外，絕大部分新建堆型仍為法系的第二代改進型核電機組。如新建電廠能在設計階段對國內運行電廠的運行經驗加以考慮，對提高機組的可靠性、可維修性和安全水平將大有裨益。本文將對近期國內運行核電廠提出的一些改造申請以及運行中遇到的實際問題予以介紹，并對其在新建電廠中的應用進行探討。

2 PTR系統(tǒng)設計改造的反饋

在反應堆中經過輻照的燃料組件在放入乏燃料水池之后，由于衰變將繼續(xù)產生熱量，導出這些剩余釋熱需由反應堆換料水池和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng) (PTR)來完成。按照法系M310型機組技術規(guī)格書的要求，對乏燃料水池的冷卻不允許中斷，即任何時候都應保持一列PTR冷卻運行。按照國內運行核電廠PTR系統(tǒng)的設計，在執(zhí)行凈化、水傳輸、部分閥門預防性維修等操作的情況下，將出現乏燃料水池冷卻中斷的情況，乏燃料水池冷卻中斷將違反技術規(guī)格書，因此，國內相關運行核電廠都提出了特許申請。通過對上述運行情況的反饋，新建電廠有必要改進PTR的設計，從根本上消除此類問題。

目前，根據電廠不同情況提出了兩種改造方案，第一種方案主要是針對650MW機組該類型機組乏燃料池只存在中斷冷卻的問題而不存在冷卻能力不足的問題。該改造方案增加了031VB、032VB、033VB、034VB以及相應的管線 (見圖1)，改造后的PTR系統(tǒng)具備了同時冷卻和凈化的能力，以后凈化時不必因為中斷乏燃料水池冷卻而提出特許申請。針對水傳輸方面的改造主要是在轉運艙和裝罐井之間增加了一臺輸水泵PTR006PO，可在燃料轉運艙和乏燃料容積裝罐井之間傳水而不需要中斷乏燃料水池冷卻。但除此之外，PTR系統(tǒng)的水傳輸工況較多，其他工況也應逐一分析。例如在反應堆水池充水時，如傳水由PTR001PO執(zhí)行，將產生乏燃料水池冷卻的中斷，如傳水由PTR002PO執(zhí)行，對乏燃料水池冷卻不會中斷，但代價是PTR002PO作為RRA系統(tǒng)備用狀態(tài)將臨時改變，這種情況下必須控制水傳輸時間 (包括在線準備的時間);在乏燃料裝罐井和燃料轉運艙的水量不足時，需要從PTR水箱補水，此工況下需中斷冷卻，但補水中斷時間較短;乏燃料水池的補水主要由于池水的蒸發(fā)，因此往往補水來自SED，一般不需要PTR水箱補水，所以因乏燃料水池補水中斷冷卻的情況較少。考慮PTR系統(tǒng)的水傳輸設計較為復雜，所有水傳輸工況下都不中斷乏燃料水池冷卻不易實現，并且水傳輸工況只改變閥門管線的在線狀態(tài)，不破壞PTR系統(tǒng)完整性。因此，針對水傳輸在改造中并未作過多要求。

上述設計對凈化和部分水傳輸工況下導致乏燃料水池冷卻中斷的問題進行了考慮，但改進并未涉及部分閥門預防性維修引起乏燃料水池冷卻中斷的情況，對此，相關電廠給出了解釋，要解決該問題須增加完整而獨立的冷卻系列，但增加一列冷卻會產生兩類問題，首先是系統(tǒng)分級困難:新增一個安全級的冷卻系列投資巨大，經濟性較差。若設置為非安全級，在地震時該系列的破口有可能導致乏燃料水池的大量失水。其次是布置困難，在目前布置情況下，再安排一個同PTR001/002RF一樣的管板式換熱器很困難，故考慮設置板式換熱器。采用板式換熱器的困難在于密封。采用膠墊密封，在其更換及每年的維護時會產生大量的低放固體廢物，不利于實現廢物最小化原則。采用焊接方式連接板片，缺點是一旦發(fā)生泄漏，需更換全部板片，費用較高，而且更換下來的板片也需要處理。

雖然國內其他同類型電廠對PTR系統(tǒng)的設計改進中有增加完整一個冷卻系列的方案，但其主要目的是為了緩解PTR乏燃料水池冷卻不足的問題，由于650MW機組不存在此問題，如增加一列所產生的投資并不能明顯降低風險。考慮到目前需要預防性維修而必須中斷乏燃料水池冷卻的閥門不多 (十幾個)，預防性維修周期也較長 (5～10年)，并且650MW機組與1000MW瓦機組相比乏池冷卻余量也較大，因此，由于部分閥門的預防性維修導致乏燃料水池冷卻中斷所帶來的風險是較小的目前的設計改進已經減少了乏燃料水池冷卻中斷的情況，提高了乏燃料水池持續(xù)保持冷卻能力，是可以采納的一種方案。

第二種方案是針對1000MW機組的，該方案主要是解決PTR系統(tǒng)冷卻能力不足的問題但此項改造對緩解PTR系統(tǒng)冷卻中斷問題也起到了一定的效果。該改造方案把原來2臺管殼式換熱器改為3臺板式換熱器，額定負荷有所增加。同時在原來2臺冷卻水泵的基礎上再增加了1臺同樣的冷卻水泵，此外增加了相應的管線閥門，經過上述改造后增加了一個冷卻系列，因此允許凈化與乏燃料水池冷卻同時進行，此凈化工況下乏燃料水池冷卻不會中斷與此同時，根據大亞灣和嶺澳一期的運行經驗反饋，在進行水傳輸操作時，不使用PTR冷卻回路用泵，而是用臨時泵完成水傳輸操作以避免乏燃料水池冷卻的喪失。此外，由于增加了一個冷卻系列，可以解決一部分閥門的預防性維修問題。對于PTR系統(tǒng)冷卻公用回路上的閥門，以及冷卻系列與公用母管之間隔離閥的預防性維修仍不能解決，但由于這些閥門為低壓工況下的手動碟式隔離閥，其預防性維修方面的要求也較低。綜上所述，對于1000MW機組而言，該方案是有效適用的。

3 汽動輔助給水泵超速試驗的反饋

國內某些運行核電廠的汽動輔助給水泵采用美國設計的一體式汽動給水泵，汽輪機和泵同軸，不可分離，因此做汽輪機超速試驗時泵與汽機同時轉動，這將導致泵葉輪氣蝕的風險增加，容易對泵本身造成損傷。另外要實現超速試驗，必須通過快速關小泵入口閥的方式，使泵失去負荷超速，試驗成功與否還要取決于操作人員對泵入口閥的操作手感，不確定性很大。同時，泵的軸承冷卻和潤滑也是由泵輸送的流體完成的，一旦操作不當，導致泵斷流，就極有可能造成軸承損壞，試驗風險較高;在超速試驗完成后，即宣布泵可用并處于備用狀態(tài)，但試驗過程中可能造成泵葉輪裂紋或損壞，軸承裂紋或損壞，這些潛在的缺陷風險在泵試驗完成后無法及時識別，對核安全是一個潛在風險。此外，試驗時必須有另一名試驗人員隨時準備手動打閘，這名試驗人員處于泵和汽輪機葉片切線方向，距離非常近，一旦飛車，人身損傷風險較大。

國內也有部分電廠的汽動輔助給水泵采用的是法國汽輪機與泵分離的設計，在試驗時將汽輪機與泵的聯(lián)軸器拆開，單獨對汽輪機進行超速試驗，這種設計具有試驗容易操作，安全風險小的特點。但目前新建的第二代改進型核電機組都已經采用了兩臺汽動泵，兩臺電動泵的標準設計，與以前相比多了一臺汽動泵，而廠房空間并無變化，由于空間的限制，各電廠都趨向于選用設計相對緊湊的一體化汽動輔助泵組，因此，新建電廠在進行汽動輔助給水泵的試驗時，也將面臨著上述的問題。采取適當的設計改進方案，從根本上消除試驗對設備和人員損傷的風險，或設計更便于操作的試驗手段成為了關注的重點。

電廠已對此項反饋與供貨商進行了技術交流，從反饋情況來看，此項設計改進實施具有較大難度。一是，電廠的供貨商目前只提供一體化的汽動輔助給水泵組，重新設計需要與供貨商進一步溝通。二是，如采用其他的試驗方式，理論上加大汽輪機入口的蒸汽壓力，也能實現汽輪機的超速試驗，但該方法將導致輔助蒸汽供應系統(tǒng) (SVA)設計的重大調整，另外，汽動泵組在更大負荷下實現超速，在安全性方面不如原來方式。三是，調整超速保護機構設計，提高其動作的可靠性，從而適當延長試驗間隔，降低試驗對設備的損傷，也是改進的一個方案，但此方案要從機械超速保護的原理上分析和改進，難度較大。機械超速脫扣裝置正確動作的要素有兩點:首先脫扣螺栓在達到規(guī)定轉速時能夠在離心力的作用下伸出擊打觸發(fā)器;其次是觸發(fā)器能夠聯(lián)動錐形閥動作使得主汽閥動作，從而關閉小汽機進汽。對于第二點，如每個換料周期增加手動脫扣試驗和超速機構脫扣間隙檢查可以保證其可靠性。對于第一點，脫扣螺栓的內部是廠家焊接封裝好的一個整體，一般不會受外界的影響。每次檢查需對其解體檢查，發(fā)現是否有卡澀、磨損、生銹現象，最主要的部件是其內部的彈簧。提高機械超速保護的可靠性，主要是提高脫扣螺栓的可靠性，設計新的脫扣螺栓并論證其可靠性具有較大的難度。鑒于以上調研的結果，針對目前的情況建議可先采用幾條緩解措施:增加汽動輔助給水泵組的房間，增加了空間便于試驗的操作，同時足夠的空間也為采用分體式設計成為可能，具體是否采用需與供貨商進行溝通;在做超速試驗時使用臨時管線從常規(guī)島除鹽水分配系統(tǒng) (SER)取水進行軸承冷卻，不從泵出口取水，以解決泵軸承冷卻不足的問題;在泵首級葉輪入口處設計誘導輪，提高泵的氣蝕功能。上述的措施是較為現實可行的方法，可在后續(xù)新建電廠中采用，以緩解目前試驗中遇到的問題。但最終希望營運單位進一步與供貨商溝通，獲得更有效的設計方案和試驗方法，以保證此項試驗安全順利地開展。

4 EAS001BA相關管線改造的反饋

在M310機組的設計中，EAS125VR的位置與EAS001BA分別位于一個倒U形管的兩端 (見圖2)。這種管線布置方式容易導致在EAS003PO啟動期間使得NaOH進入倒U形管靠EAS125VR一側。這樣在進行EAS125VR的開關試驗期間，有可能造成 NaOH進入EAS125VR下游管段。在進行 PT*RPA/ RPB030試驗時，需要手動關閉 EAS125VR，EAS125VR是一個雙氣缸式汽動隔離閥，手動操作破壞中性點后的恢復比較困難，多次手動操作后容易導致EAS125VR閥門的內漏。如果發(fā)生內漏，在進行上述試驗時，由于虹吸作用將使NaOH從內漏的EAS125VR閥門經過小流量管線進入PTR水箱。另一潛在風險是，過多手動操作EAS125VR，破壞中性點后恢復不到位，會對閥門的自動操作產生影響，可能造成EAS125VR不能完全打開的情況出現。

圖2 EAS001BA相關管線示意圖

對于上述問題現在有兩種改造方案，第一種方案是EAS001BA的出口設置一個手動隔離閥，這樣可以在試驗前通過關閉該隔離閥來替代關閉EAS125VR，防止氫氧化鈉進入PTR水箱，也防止了由于EAS125VR恢復不到位造成安噴啟動時EAS001BA不可用的事件。該方案可以較好解決EAS125VR內漏問題，但要注意應在EAS系統(tǒng)在線時對新增閥門實施行政隔離措施，增加鎖開的指令，確保正常運行時該閥門處于打開狀態(tài)。第一種方案比較適合在新建機組中實施，但對于運行電廠，由于現場條件所限，無法實施上述改造，而傾向于采用第二種方案。第二種方案是在化學試劑添加箱EAS001BA出口至EAS125VR之間的高位水平管道上增設虹吸破壞管及閥門，虹吸破壞閥正常運行時處于關閉狀態(tài)，在執(zhí)行 PT RPA RPB030 定 期 試 驗 啟 動 EAS001PO 或EAS002PO前手動打開，用于破壞EAS001B內由于泵運行抽吸而形成的負壓狀態(tài)，避免NaOH溶液被吸入到安噴管線中去。該方案的優(yōu)點是較易實施，能夠利用破壞虹吸防止NaOH進入安噴管線。該方案也存在一定的不足，即試驗時打開虹吸破壞管可能產生進氣的風險，但一般此類破壞管的管徑都較細，在進

安全審評行試驗時如果EAS125VR內漏不會有很多氣體進入，同時由于試驗持續(xù)時間較短，短時間內少量氣體進入不會對泵產生不良影響。權衡利弊，該改造對于已運行機組而言，是一個可行的方案。

5 結束語

以往國內法系核電廠的運行經驗反饋主要關注于法國同類電廠，目前，隨著運行經驗的積累，國內的運行經驗也成了反饋的一項重要來源。文中提到的內容僅為國內眾多反饋項中的幾項，各電廠可以根據自身的實際情況對這些反饋的適用性加以評估，決定采納與否或采取的方案。同時，作為審評單位將逐步形成這些反饋的技術見解，表明立場，對安全相關的重要改造，要求核電廠按照最優(yōu)可行的方案切實落實。另外，核安全審評單位應在運行經驗反饋中發(fā)揮積極作用，搭建內容全面、便于使用的反饋信息平臺，努力營造運行經驗反饋的良好氛圍，使各電廠能夠互通有無，及時了解國內反饋的動向，采取適合有效的改進措施，以進一步提高核電廠安全水平。

本文參考了秦山第二核電廠PTR系統(tǒng)手冊和秦山第二核電廠運行技術規(guī)格書 (C版)。

Research on the App licability of Severa l Experience Feedback o f Dom estic Operational NPPs to New NPPs

SUN Guochen，CHEN Rui，YANG Di，WU Wenguang
(Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China)

In view of the reference function of experience feedback of operational NPPs to new ones of same style，several significantmodification applications submitted by operational NPPs recently are presented in the article.Various modified methods involved in the applications are introduced.Simultaneously the applicability to new NPPs of thesemethods is discussed.

operational experience feedback;significantmodification;new nuclear power plant