朱思振

摘 要：廠用水系統(tǒng)（SWS）為設(shè)備冷卻水系統(tǒng)（CCS）熱交換器提供冷卻水，帶走來自一回路和部分二回路設(shè)備的熱量后，將冷卻水排放到排水工作井中。目前AP1000廠用水系統(tǒng)的設(shè)計中，當(dāng)CWS通道檢修時，SWS將無法運行，存在安全隱患。因此，結(jié)合實際各運行工況下，特別是反應(yīng)堆停堆時的運行要求，針對兩臺廠用水泵的設(shè)計缺陷提出了合理的改進方案，增加兩臺廠用水泵，減少非正常的停堆時間，以減少模式5、6下的運行風(fēng)險，從而提高了核電站的安全性和經(jīng)濟性。

關(guān)鍵詞：廠用水系統(tǒng) 初步安全分析報告 非安全相關(guān) CWS通道

中圖分類號：TL353 文獻標(biāo)識碼：A 文章編號：1674-098X（2015）05（b）-0037-02

1 SWS簡介

廠用水系統(tǒng)（SWS）為設(shè)備冷卻水系統(tǒng)（CCS）熱交換器提供冷卻水，帶走來自一回路和部分二回路設(shè)備的熱量后，將冷卻水排放到排水工作井中。對于第三代AP1000非能動核電廠來說，廠用水系統(tǒng)（SWS）是非安全相關(guān)系統(tǒng)，且無安全相關(guān)功能，但喪失該系統(tǒng)會導(dǎo)致設(shè)備冷卻水系統(tǒng)（CCS）失效，對于模式1、2、3運行工況，CCS喪失將導(dǎo)致主泵因喪失冷卻而停運進而觸發(fā)電廠停堆，對于模式4、5、6運行工況，CCS喪失將導(dǎo)致正常余熱排出系統(tǒng)（RNS）無法正常運行，進而導(dǎo)致堆芯衰變熱無法正常移出，可能會導(dǎo)致安全相關(guān)PRHR HX的不必要觸發(fā)，延長電廠的非計劃停堆時間。因此從提高電廠安全性和經(jīng)濟性角度考慮，保障相應(yīng)工況下SWS的可靠運行就顯得非常重要。

2 兩臺廠用水泵設(shè)計分析

初始的AP1000核電廠用水系統(tǒng)（SWS）設(shè)計了兩個序列，每個序列只有一臺100%容量的廠用水泵，一臺過濾器和相應(yīng)的閥門和儀表。每個系列在電廠正常運行時提供100%容量的冷卻水，為CCS熱交換器提供冷卻，在每個系列的設(shè)備冷卻水系統(tǒng)熱交換器的上游和下游管道之間設(shè)置連通管，以允許任一系列的廠用水泵輸送冷卻水給任一系列的熱交換器，并允許任一系列的熱交換器的排水管通過另一個系列的熱交換器的排水管排放到循環(huán)水系統(tǒng)排水管道。當(dāng)CCS的熱負(fù)荷增加時，可以兩列SWS同時運行，給CCS提供足夠的換熱能力。如圖1。

電站在功率運行時，為了保證電站的經(jīng)濟性，需要保持CWS 4列運行（兩個CWS流道都可以使用），以滿足電站滿功率運行的凝汽器真空條件和閉式冷卻水系統(tǒng)（TCS）的溫度需求。這時只要求1列SWS運行就可以，兩列的廠用水泵互為備用，能夠滿足核電站安全性和經(jīng)濟性的要求。由于需要保障電廠運行的經(jīng)濟性，并不會在此期間進行CWS的計劃性維修。因此需要在停堆期間進行CWS的計劃性檢修。出于安全性的考慮，模式5和模式6期間的電廠衰變熱最少，因此在此期間維修CWS的風(fēng)險性最小。在電廠模式5冷停堆和模式6換料期間應(yīng)保障至少保證一列RNS有效運行，以移出堆芯衰變熱量。如果在此期間對4列CWS進行檢修含濾網(wǎng)檢修和流道清淤等維修操作，則需關(guān)閉所有循環(huán)水流道這將導(dǎo)致所有SWS泵失去水源進而使得RNS喪失熱阱。因此該情況不能滿足相應(yīng)的基本安全運行要求，是不允許的。如果在此期間對CWS進行逐列檢修雖可保持有1列SWS可用，但不符合FSAR報告第16章中16.3.1節(jié)“投資保護的短期有效性控制”中規(guī)定在電廠運行模式5（冷停堆）且RCS系統(tǒng)壓力邊界開啟工況下和電廠運行模式6（換料）且堆內(nèi)構(gòu)件上部就位或堆腔水位未滿工況下應(yīng)保證2列可用（這是西屋公司的要求）。如果此時進行CWS的維修，僅有1列RNS用于移出堆芯衰變熱量將大幅延長電廠停堆過程的降溫時間這將影響電廠的經(jīng)濟性，同時冷卻不足也將使電廠的風(fēng)險大幅增加。

3 四臺廠用水泵設(shè)計分析

SWS在原設(shè)計的基礎(chǔ)上增加了兩個廠用水泵，每個增加一個10a0%容量的廠用水泵。這樣每個序列主要設(shè)備包括兩臺100%容量的廠用水泵、自動反洗過濾器、閥門、儀表和控制裝置。每個泵可以向任何一臺CCS熱交換器提供冷卻。任何時候，每一列只有一個泵被置于工作狀態(tài)（運行或是備用），這個泵被叫做激活泵，另外一個則被叫做非激活泵。在就地控制箱，操縱員可以通過手動將激活泵改為非激活泵，也可以將非激活泵改為激活泵。如圖2。

當(dāng)01A為激活泵（運行狀態(tài)）時，02A只能是非激活泵。同時，01B和02B只能有一個激活的泵（運行或是備用狀態(tài)），另一個為非激活泵。同一個序列的兩個泵分別由不同的進水前池取水。在反應(yīng)堆運行期間，根據(jù)CCS系統(tǒng)的負(fù)荷要求，選擇運行一列廠用水系統(tǒng)還是兩列廠用水系統(tǒng)。當(dāng)處于運行模式 5（冷停堆）且RCS系統(tǒng)壓力邊界開啟工況下和電廠運行模式6（換料）且堆內(nèi)構(gòu)件上部就位或堆腔水位未滿工況下時，且需要維修CWS時，這時就可以通過切換泵的狀態(tài)，使兩個序列中的一個泵從沒有維修的吸水前池取水，這樣就可以保證2列SWS可用，減少了RNS導(dǎo)出系統(tǒng)衰變熱的時間，從而提高了該電廠的安全性和經(jīng)濟性。

4 結(jié)論

綜上所述，根據(jù)SWS系統(tǒng)的相關(guān)配置，分析了AP1000核電廠用水系統(tǒng)（SWS）兩臺泵針對CWS維修期間的缺陷，以及根據(jù)FSAR報告第16章中16.3.1節(jié)“投資保護的短期有效性控制”的要求，確認(rèn)每個系列增加一臺100%容量廠用水泵，以提高SWS在模式5和模式6運行期間且需要對CWS進行常規(guī)維護時的可用性。體現(xiàn)了四臺泵相比于兩臺泵減少停堆時間所提高的經(jīng)濟性和保證正常余熱排出正常運行所體現(xiàn)的安全性。

參考文件

[1] 遼寧徐大堡工程一期初步安全分析報告.

[2] 國家核安全局.HAD10217核動力廠安全評價與驗證[S].北京國家核安全局，2006.

[3] 林誠格.非能動安全先進核電廠AP1000[M].北京：原子能出版社，2008：

270-273.