寧元林，姚士佳，王中良

（福建寧德核電有限公司，福建 福鼎 355200）

寧德核電廠PTR系統(tǒng)設(shè)計(jì)改進(jìn)方案

寧元林，姚士佳，王中良

（福建寧德核電有限公司，福建 福鼎 355200）

指出了M310型反應(yīng)堆乏燃料水池冷卻和處理（PTR）系統(tǒng)運(yùn)行方面存在的不足，以及寧德核電廠一期工程在該系統(tǒng)上改進(jìn)的必要性，介紹了其設(shè)計(jì)改進(jìn)方案。分析了改進(jìn)后的系統(tǒng)運(yùn)行情況及改進(jìn)方案的優(yōu)缺點(diǎn)，提出了進(jìn)一步改進(jìn)的建議。

冷卻能力；PTR系統(tǒng)；改進(jìn)方案

寧德核電廠一期工程（簡(jiǎn)稱(chēng)寧德核電廠）采用的是中國(guó)改進(jìn)型壓水堆（CPR1000）技術(shù)，擬采用18個(gè)月?lián)Q料燃料管理（同時(shí)包括12個(gè)月?lián)Q料燃料管理）方案，其反應(yīng)堆乏燃料水池冷卻和處理（PTR）系統(tǒng)主要用于冷卻乏燃料水池中的乏燃料、導(dǎo)出乏燃料的剩余釋熱。換料或停堆檢修時(shí)，在余熱排出（RRA）系統(tǒng)不可用時(shí)，可作為RRA系統(tǒng)的應(yīng)急備用系統(tǒng)。PTR系統(tǒng)還具有為乏燃料池補(bǔ)水，對(duì)傳輸水池和裝罐水池進(jìn)行充水和排空，凈化換料水箱、乏燃料水池和反應(yīng)堆水池等作用。

隨著燃料裝卸技術(shù)的革新和運(yùn)行管理水平的提高，對(duì)寧德核電廠PTR系統(tǒng)的導(dǎo)熱能力提出了更高的要求。為此，在參考某核電廠（簡(jiǎn)稱(chēng)A核電廠）原有設(shè)計(jì)和現(xiàn)行運(yùn)行方式的基礎(chǔ)上，本文對(duì)寧德核電廠PTR系統(tǒng)進(jìn)行了設(shè)計(jì)改進(jìn)。

1 改進(jìn)的必要性

1.1 A核電廠PTR系統(tǒng)

A核電廠PTR系統(tǒng)功率運(yùn)行工況是指機(jī)組裝料后，臨界到下一次大修開(kāi)始將乏燃料卸入乏燃料水池前的工況；換料大修工況是指機(jī)組停堆換料開(kāi)始至機(jī)組裝料后重新臨界前的工況；異常工況是指機(jī)組運(yùn)行時(shí)由于故障導(dǎo)致停堆將整個(gè)堆芯卸入乏燃料水池時(shí)的工況。

（1）冷卻能力方面存在的不足

A核電廠最終熱阱（海水）設(shè)計(jì)基準(zhǔn)溫度為30.8 ℃，其PTR系統(tǒng)原設(shè)計(jì)基準(zhǔn)考慮為：12個(gè)月燃料循環(huán)周期，1/3堆芯卸料模式，反應(yīng)堆次臨界停堆后14 d完成卸料，乏燃料水池設(shè)計(jì)存儲(chǔ)10/3個(gè)堆芯，此時(shí)乏燃料水池最大衰變熱負(fù)荷為3.58 MW，PTR系統(tǒng)采取單列（1臺(tái)泵、1臺(tái)換熱器）運(yùn)行可滿足乏燃料水池溫度低于50 ℃的要求；考慮乏燃料水池內(nèi)已貯存10/3個(gè)堆芯，出現(xiàn)異常工況時(shí)卸出一個(gè)完整堆芯，乏燃料水池共儲(chǔ)存13/3個(gè)堆芯（約680個(gè)燃料組件），此時(shí)最大衰變熱負(fù)荷達(dá)到7.22 MW，PTR系統(tǒng)單列運(yùn)行可滿足乏燃料水池溫度低于65 ℃的要求，雙列（2臺(tái)泵、2臺(tái)換熱器）運(yùn)行可保證乏燃料水池溫度低于60 ℃。A核電廠PTR系統(tǒng)流程如圖1所示。

A核電廠經(jīng)過(guò)實(shí)施核燃料裝卸貯存系統(tǒng)改造、18個(gè)月?lián)Q料、全堆卸料方式及優(yōu)化大修項(xiàng)目后，卸料結(jié)束時(shí)間提前到反應(yīng)堆次臨界停堆后8 d，換料大修工況乏燃料水池中熱負(fù)荷理論值達(dá)到9 MW以上。乏燃料水池實(shí)際熱負(fù)荷遠(yuǎn)大于原設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的假設(shè)。

功率運(yùn)行工況下，乏燃料水池?zé)嶝?fù)荷沒(méi)有超出原設(shè)計(jì)范圍。

（2）運(yùn)行方面存在的不足

A核電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明，PTR系統(tǒng)會(huì)在以下情況中斷對(duì)乏燃料水池的冷卻：

1）乏燃料運(yùn)輸罐裝罐池補(bǔ)水（初次充水約3 h）。

2）從乏燃料運(yùn)輸罐裝罐池向燃料輸送池傳水（全部傳水約需3 h）。

3）換料結(jié)束后，從燃料輸送池向乏燃料運(yùn)輸罐裝罐池傳水（全部傳水約需3 h）。

4）通過(guò)換料水箱（PTR001BA）給乏燃料水池補(bǔ)水。

5）換料水箱凈化（至少歷時(shí)48 h）。

按照PTR系統(tǒng)的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)，乏燃料水池的平均溫度在正常運(yùn)行工況下不允許超過(guò)50 ℃?！禔核電廠運(yùn)行技術(shù)規(guī)范》進(jìn)一步明確了乏燃料水池溫度要求：設(shè)備冷卻水（RRI）系統(tǒng)換熱器出口水溫（RRI溫度）不超過(guò)35 ℃時(shí)，在各種正常運(yùn)行模式下乏燃料水池溫度不超過(guò)50 ℃；如果中斷乏燃料水池冷卻，必須在沒(méi)有第1組事件發(fā)生的情況下進(jìn)行，且需密切監(jiān)測(cè)乏燃料水池的溫度和水位，在溫度超過(guò)50 ℃前能恢復(fù)一列PTR系統(tǒng)運(yùn)行。第1組事件涉及的范圍包括：超出運(yùn)行中應(yīng)遵守的與核安全相關(guān)的重要設(shè)計(jì)假設(shè)，反應(yīng)堆停堆保護(hù)與專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)不可用。該組事件的發(fā)生將增加3道屏障（燃料包殼、一回路壓力邊界、反應(yīng)堆廠房）損壞的風(fēng)險(xiǎn)并可能導(dǎo)致超出設(shè)計(jì)限值的放射性后果。

（3）A核電廠的應(yīng)對(duì)措施

為了應(yīng)對(duì)冷卻能力不足，A核電廠經(jīng)過(guò)詳細(xì)計(jì)算優(yōu)化了PTR系統(tǒng)運(yùn)行方式?？紤]乏燃料水池最大衰變熱為10 MW，計(jì)算表明：海水溫度不高于19 ℃，則RRI溫度可低于21 ℃，采取1臺(tái)泵、2臺(tái)熱交換器并聯(lián)運(yùn)行的方式，可保證乏燃料水池溫度不高于50 ℃；海水溫度不高于27 ℃，RRI溫度可低于29 ℃，PTR系統(tǒng)雙列并聯(lián)運(yùn)行才能滿足乏燃料水池溫度不高于50 ℃的要求。因此，A核電廠換料大修一般選擇在海水溫度相對(duì)較低的季節(jié)進(jìn)行，RRI溫度也低于設(shè)計(jì)基準(zhǔn)溫度35 ℃，同時(shí)電網(wǎng)負(fù)荷相對(duì)較低。

在上述運(yùn)行方式下，PTR系統(tǒng)雖能導(dǎo)出乏燃料水池的釋熱并保證乏燃料水池溫度不高于50 ℃，但是泵和熱交換器都沒(méi)有充分的備用（不滿足單一故障原則），也無(wú)法備用RRA系統(tǒng)。另外還必須密切監(jiān)測(cè)乏燃料水池內(nèi)的水溫，一旦不能滿足要求，則需暫停卸料，延長(zhǎng)卸料時(shí)間。

乏燃料水池中斷冷卻記為第1組事件，第1組事件的出現(xiàn)意味著機(jī)組核安全水平下降，因此應(yīng)盡可能避免。為了避免由于1.1節(jié)中“運(yùn)行方面存在的不足”所述前3種情況而中斷對(duì)乏燃料水池的冷卻，A核電廠使用臨時(shí)管線和泵進(jìn)行現(xiàn)場(chǎng)操作，此措施增加了溺水、異物及輻射污染風(fēng)險(xiǎn)，同時(shí)還增加了除污的經(jīng)濟(jì)成本和放射性廢物產(chǎn)生量。

1.2 寧德核電廠對(duì)PTR系統(tǒng)導(dǎo)熱能力要求更高

寧德核電廠最終熱阱（海水）設(shè)計(jì)基準(zhǔn)溫度為30.2 ℃，與A核電廠相近。寧德核電廠目前正準(zhǔn)備實(shí)施18個(gè)月?lián)Q料，從首爐料（按12個(gè)月?lián)Q料裝載）開(kāi)始即向18個(gè)月?lián)Q料過(guò)渡，平衡循環(huán)后燃料富集度及卸料方式與A核電廠相同。

寧德核電廠乏燃料水池設(shè)計(jì)存放乏燃料數(shù)量較A核電廠有了大幅提升：功率運(yùn)行工況考慮儲(chǔ)存1 049組（20/3個(gè)堆芯），異常工況考慮儲(chǔ)存1 206組（23/3個(gè)堆芯）。

核燃料裝卸料貯存系統(tǒng)的改進(jìn)將使得卸料完成時(shí)間進(jìn)一步縮短至次臨界停堆后6 d，與A核電廠相比，給乏燃料水池所引入的熱負(fù)荷又有所增加。計(jì)算表明：功率運(yùn)行時(shí)最大熱負(fù)荷為3.93 MW；換料大修工況最大熱負(fù)荷為10.79 MW；異常工況最大熱負(fù)荷是11.98 MW。

1.3 改進(jìn)的必要性

目前，A核電廠在換料期間暴露的PTR系統(tǒng)冷卻能力不足的問(wèn)題，在寧德核電廠將依然存在，如不實(shí)施改進(jìn)，問(wèn)題將更為突出。同時(shí)，以下因素也促成了實(shí)施改進(jìn)的最后決定：

1）福建電網(wǎng)總?cè)萘勘容^小，福建省當(dāng)前兩個(gè)在建核電廠（寧德核電廠和福清核電廠）投產(chǎn)后，核電裝機(jī)容量將占福建電網(wǎng)現(xiàn)有容量的三分之一，電網(wǎng)條件不允許核電廠所有機(jī)組集中停運(yùn)、檢修，不可能集中在海水溫度較低的季節(jié)進(jìn)行大修換料。

2）寧德核電廠廠址規(guī)劃容量為6臺(tái)百萬(wàn)千瓦級(jí)機(jī)組，從電廠工作安排考慮，將來(lái)不可能同時(shí)進(jìn)行6臺(tái)機(jī)組的換料大修，更不可能都集中在海水溫度較低的季節(jié)進(jìn)行換料大修。

3）在海水溫度較高時(shí)若出現(xiàn)異常工況導(dǎo)致非計(jì)劃停堆而需要全堆芯卸料時(shí)，原設(shè)計(jì)將更加難以滿足冷卻要求。

4）隨著全球氣候變暖，最終熱阱（海水）溫度逐步升高，RRI溫度也將提升，冷卻能力不足問(wèn)題將更加突出。

2 改進(jìn)方案

寧德核電廠PTR系統(tǒng)將A核電廠原來(lái)2臺(tái)額定負(fù)荷為4.2 MW的管殼式熱交換器更換為3臺(tái)額定負(fù)荷為5.4 MW的板式熱交換器，在原來(lái)2臺(tái)額定流量為421.5 m3/h的冷卻水泵的基礎(chǔ)上增加了1臺(tái)同流量的冷卻水泵（PTR006PO）。通過(guò)重新優(yōu)化設(shè)計(jì)，保證通過(guò)3臺(tái)泵和3個(gè)換熱器的流量與A核電廠一致。改進(jìn)后的寧德核電廠PTR系統(tǒng)流程如圖2所示。

原設(shè)計(jì)冷卻泵PTR001PO、PTR002PO供電方式不變，分別掛接應(yīng)急電源供電的A列和B列，增加的冷卻水泵PTR006PO由全廠電氣公用段供電。

由于PTR系統(tǒng)增加了1臺(tái)泵和1個(gè)換熱器，冷卻回路也重新進(jìn)行了設(shè)計(jì)，增加了相應(yīng)的儀表、孔板、閥門(mén)及管道，RRI系統(tǒng)流量和流程也重新進(jìn)行了分配，相應(yīng)的廠房設(shè)備布置也做了調(diào)整。

3 改進(jìn)后系統(tǒng)運(yùn)行分析

對(duì)于功率運(yùn)行工況，當(dāng)最大熱負(fù)荷為3.93 MW時(shí)，1臺(tái)泵和1臺(tái)換熱器運(yùn)行即可滿足冷卻要求，維持乏燃料水池溫度不高于47 ℃（RRI溫度35 ℃），每臺(tái)泵和換熱器都具有100%的冷卻能力，冷卻泵有“1用2備”的冗余，換熱器也有“1用2備”的冗余，任何一臺(tái)設(shè)備或電氣系列故障都不會(huì)降低系統(tǒng)的冷卻能力，滿足單一故障準(zhǔn)則。

對(duì)于換料大修工況，當(dāng)最大熱負(fù)荷為10.79 MW時(shí)，2臺(tái)泵和2臺(tái)換熱器運(yùn)行即可滿足冷卻要求，保證乏燃料水池溫度不高于50 ℃（RRI溫度35 ℃）。冷卻泵有“2用1備”的冗余，換熱器也有“2用1備”的冗余，任何一臺(tái)設(shè)備或電氣系列故障都不會(huì)降低系統(tǒng)的冷卻能力，滿足單一故障準(zhǔn)則。此外，還可為RRA系統(tǒng)提供較改進(jìn)前更好的冷卻備用。

對(duì)于異常工況，運(yùn)行2臺(tái)泵和2臺(tái)換熱器可以保證水池溫度低于55 ℃。

此外，通過(guò)改進(jìn)消除了換料水箱凈化（5種中斷乏燃料水池冷卻情況中時(shí)間最長(zhǎng)者）引起乏燃料水池冷卻中斷的情況，但“運(yùn)行方面存在的不足”中所述前4種引起乏燃料水池冷卻中斷的情況沒(méi)有消除。

4 方案評(píng)價(jià)

4.1 優(yōu)點(diǎn)分析

PTR系統(tǒng)設(shè)計(jì)改進(jìn)后具有以下優(yōu)點(diǎn)：

1）提高了系統(tǒng)的冷卻能力，可以避免因換料水箱凈化引起的中斷乏燃料水池冷卻的情況。

2）功率運(yùn)行及換料大修工況下冷卻系列可以滿足《核動(dòng)力廠燃料裝卸和貯存系統(tǒng)設(shè)計(jì)（HAD 102/15）》（2007版）關(guān)于冷卻系列單一故障準(zhǔn)則的要求。

3）本改進(jìn)方案已考慮18個(gè)月?lián)Q料的燃料管理方案、設(shè)備冷卻水溫度最高(35 ℃)及核燃料裝卸料貯存系統(tǒng)改進(jìn)后卸料完成時(shí)間為次臨界停堆后6 d的情況，具有較好的包絡(luò)性。

4）設(shè)備增加后，系統(tǒng)備用率以及運(yùn)行、檢修靈活性提高。

5）3臺(tái)泵和3臺(tái)換熱器完全相同，可穩(wěn)定切換，運(yùn)行維修相對(duì)簡(jiǎn)單，備品備件互換性好。

6）對(duì)PTR系統(tǒng)執(zhí)行的其他功能無(wú)影響，對(duì)其他工藝系統(tǒng)和土建、電氣、儀表的影響較小。

7）可給RRA系統(tǒng)提供較改進(jìn)前更多的備用機(jī)會(huì)。

4.2 缺點(diǎn)分析及再改進(jìn)建議

PTR006PO由屬于正常電源的全廠電氣公用段供電，其安全性和可靠性比由應(yīng)急電源供電的PTR001PO、PTR002PO低，僅能作為一般備用。正在編制的《寧德核電廠運(yùn)行技術(shù)規(guī)范》中關(guān)于PTR系統(tǒng)的描述與A核電廠基本一致，不對(duì)其可用做要求，其不可用也不記為事件，僅在限制條件部分說(shuō)明，如因傳水等因素導(dǎo)致中斷乏燃料水池冷卻時(shí)，可通過(guò)新增列保證乏燃料水池溫度不超過(guò)50 ℃。若能將新增泵改由應(yīng)急電源供電，將大大提高本系統(tǒng)的安全等級(jí)和可靠性。

改進(jìn)后，“運(yùn)行方面存在的不足”中所述前4種情況下仍須中斷對(duì)乏燃料水池冷卻，因此需要使用臨時(shí)管線和泵進(jìn)行現(xiàn)場(chǎng)操作，此措施增加了溺水、異物及輻射污染風(fēng)險(xiǎn)，同時(shí)還增加了除污的經(jīng)濟(jì)成本及放射性廢物產(chǎn)生量。如在PTR002PO出口增加單獨(dú)給裝罐池、輸送池傳水的管線和隔離閥，可以避免前3種導(dǎo)致中斷冷卻乏燃料水池的情況。

5 結(jié)論

寧德核電廠進(jìn)行的PTR系統(tǒng)設(shè)計(jì)改進(jìn)很好地應(yīng)對(duì)了燃料裝卸技術(shù)革新和運(yùn)行管理水平的提升。通過(guò)對(duì)其設(shè)計(jì)改進(jìn)增加了一個(gè)冷卻列，提高了系統(tǒng)的冷卻能力，也優(yōu)化了部分運(yùn)行方式。但改進(jìn)方案在電氣供應(yīng)上還存在不足，水傳輸管線還有優(yōu)化的空間。

[1] 深圳中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司. 寧德核電廠一期工程PTR系統(tǒng)冷卻回路冷卻能力改進(jìn)方案[R]. B版，2008.（China Nuclear Power Design Co., Ltd. (Shenzhen). Cooling Capacity Improvement for the PTR System Cooling Loop of Ningde NPP Phase I [R]. Ver. B, 2008.）

[2] 深圳中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司. 寧德核電廠一期工程PTR系統(tǒng)運(yùn)行手冊(cè)[R]. A版，2010.（China Nuclear Power Design Co., Ltd. (Shenzhen). Operation Manual of PTR System of Ningde NPP Phase I [R]. Ver. A, 2010.）

[3] 深圳中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司. 寧德核電廠一期工程PTR系統(tǒng)定期試驗(yàn)基準(zhǔn)文件[R]. A版，2010.（China Nuclear Power Design Co., Ltd. (Shenzhen). Basic Reference Document for Regular Test of PTR System of Ningde NPP Phase I [R]. Ver. A, 2010.）

Analysis on the Design Improvement of Ningde Nuclear Power Plant’s Reactor Cavity and Spent Fuel Pit Cooling and Treatment System

NING Yuan-lin，YAO Shi-jia，WANG Zhong-liang
（Fujian Ningde Nuclear Power Co.，Ltd.，F(xiàn)uding of Fujian Prov. 355200，China）

This paper analyzed the shortage of M310 type reactor's reactor cavity and spent fuel pit cooling and treatment system by using the example of a domestic nuclear power plant and the necessity to improve it for Ningde nuclear power plant. This paper also introduced the design improvement project, analyzed the system operation advantages and disadvantages after improvement, and gave some advice for further improvement.

cooling capacity；PTRsyste；improvem project

TL37 Article character：A Article ID：1674-1617(2012)01-0005-05

TL37

A

1674-1617(2012)01-0005-05

2011-11-01

寧元林（1976—），男，湖北監(jiān)利人，工程師，學(xué)士，主要進(jìn)行核安全方面研究。