王國震

（中核遼寧核電有限公司，遼寧 興城 125100）

第三代先進壓水堆正常余熱排出系統(tǒng)設(shè)計優(yōu)化

王國震

（中核遼寧核電有限公司，遼寧 興城 125100）

文章詳細介紹了第三代先進壓水堆正常余熱排出系統(tǒng)設(shè)計特點，并從核電廠運行的角度就這些設(shè)計特點對核電廠運行的影響進行了分析。對第三代先進壓水堆正常余熱排出系統(tǒng)的設(shè)計特點進行了歸納，針對每個設(shè)計特點，分析了其設(shè)計的合理性和先進性。

第三代先進壓水堆；余熱排出系統(tǒng)；冷卻；補水；接口系統(tǒng)LOCA

核電廠與常規(guī)電廠的一個顯著不同就是在核電廠的反應堆停閉以后，由裂變碎片及中子俘獲產(chǎn)物的衰變所產(chǎn)生的剩余功率緩慢下降，導致一回路內(nèi)部還有一定的剩余功率。運行人員可以調(diào)節(jié)反應堆的核功率，但卻控制不了剩余功率的釋放。為了反應堆的安全，在任何時刻必須要將剩余功率導出［1］。核安全的三大原則之一是要在任何情況下能夠保證燃料的持續(xù)有效冷卻。

正常余熱排出系統(tǒng)（Normal Residual Heat Removal System，RNS）就是用于停堆后排出堆芯和反應堆冷卻劑系統(tǒng)（Reactor Coolant System，RCS）的熱量，從而保證核燃料的持續(xù)有效冷卻。此外，RNS還可以用來冷卻各種與之相連的水池以及提供低壓凈化和下泄通道，在事故工況下，還可用來為反應堆冷卻劑系統(tǒng)提供非安全相關(guān)低壓注射。

1　系統(tǒng)描述

RNS有兩個序列，每一序列包括1臺RNS泵和1臺RNS熱交換器，兩列共用一條來自RCS的進水母管和一條返回RCS的出水母管［2］。

RNS進水母管通過一段漸縮形管嘴連接到RCS的熱管段，進水母管隨后分為兩條并聯(lián)管線，每條管線有兩個串聯(lián)的常關(guān)電動隔離閥。兩條管線在安全殼內(nèi)合并成一條共用進水母管，在流出安全殼之前有條支路與安全殼內(nèi)換料水箱（IRWST）相連。

進水母管在安全殼外有一個電動隔離閥，正常運行時處于關(guān)閉狀態(tài)，其下游分為兩條獨立的管線，每條管線各有1臺泵。

RNS泵出口直接連到各自的RNS熱交換器，熱交換器出口連接到公共出水母管，母管上有一個常閉的電動安全殼隔離閥。為保護泵，從RNS熱交換器下游到RNS泵入口管線之間設(shè)置了小流量管線。

公共出水母管在安全殼內(nèi)有一個逆止閥，作為安全殼隔離閥。逆止閥下游分成兩條管線，分別接到各自非能動堆芯冷卻系統(tǒng)（Passive Core Cooling System， PXS）的直接注入管線（簡稱DVI）。每個分支管上有一個截止逆止閥和一個逆止閥，作為RCS的壓力邊界。公共出水母管有一條到CVS的除鹽裝置分支管線，用于停堆時對RCS的凈化。還有一條到IRWST的分支管線，用于冷卻該水箱。

安全殼內(nèi)的RNS進水母管上有一個安全卸壓閥，為RCS提供低溫超壓保護。另一個安全卸壓閥位于安全殼外的泵出水母管，當RNS與RCS隔離后對RNS管道和設(shè)備提供超壓保護。

2　設(shè)計特點分析

2.1停堆和半管運行下的設(shè)計特性

RCS的冷管段和熱管段存在垂直方向上的偏置，冷管段高于熱管段，熱管段位置較傳統(tǒng)設(shè)計高出很多，DVI則低于熱管段。這種管線布置方式允許RCS排水至熱管段約80%的位置，此時冷管段完全排空，RNS從熱管段取水，通過DVI管線返回，在冷管段完全排空后仍然能保證堆芯的持續(xù)冷卻，并同時進行蒸汽發(fā)生器堵管或更換反應堆冷卻劑泵的操作，而不必像傳統(tǒng)核電廠需要將整個堆芯卸料來進行以上兩項工作［3］。

針對半管運行時RNS泵吸入壓頭較低的情況，RNS進水母管通過一段漸縮形管嘴連接到RCS的熱管段。漸縮形管嘴使熱管段管道內(nèi)壁底部至彎管出口中心線至少有0.6 m距離，這種連接可使RCS半管運行時空氣進入RNS泵的可能性降至最低。

在RNS泵入口管線發(fā)生渦流時，由于熱管段管嘴流速降低，相對于沒有漸縮管段的設(shè)計可使RCS熱管段水位更低，這增加了正常半管水位到泵開始吸入空氣的水位之間的裕度。大量試驗表明，如果發(fā)生渦流，采用該設(shè)計后泵入口進入的空氣最多也不會超過5%，使泵發(fā)生氣蝕的可能性大為減少。

RNS泵設(shè)計成對氣蝕的敏感度最小化。通常，RNS在RCS降到半管運行水位時不需要節(jié)流操作來保證RNS泵的吸入壓頭。但是由于第三代先進壓水堆通常采用抽真空啟動，因此在半管運行時可能存在RCS處于飽和工況的情況，此時應該適當關(guān)小流量調(diào)節(jié)閥，以維持RNS泵足夠的凈正吸入壓頭。

RNS泵的入口管線，從RCS熱管段連接到泵是一個持續(xù)的坡度，沒有局部高點。這樣，當RNS泵吸入過量空氣產(chǎn)生氣蝕而停泵后，不需要重新向泵的入口管線充水。由于吸入管線的自排氣設(shè)計，當熱管段重新建立起足夠高的水位時，泵將立即啟動。

以上這些RNS設(shè)計特點與第三代先進壓水堆特有的半管運行模式相配合，明顯提高了半管運行期間的可靠性。

2.2針對LOCA事故設(shè)計特性

由于RNS是RCS的接口系統(tǒng)，所以無論在RNS與RCS隔離，或RNS連接至RCS運行時，都存在LOCA的可能性［4］，針對RNS可能發(fā)生的接口系統(tǒng)LOCA事故，第三代先進壓水堆采用了許多獨特設(shè)計。

在RNS的安全殼外隔離閥與RCS之間的部分，RNS管道的設(shè)計壓力與RCS相同，都能承受15.4 MPa的壓力。而RNS泵入口管線安全殼隔離閥（閥門V022）的下游和RNS泵出口管線安全殼隔離閥（閥門V011）上游的部分，其設(shè)計壓力為6.21 MPa，雖然該設(shè)計壓力低于RCS的運行壓力，但是其極限斷裂強度設(shè)計為不低于RCS的運行壓力，如果由于意外的閥門開啟或泄漏事故，導致RNS設(shè)計壓力為6.21 MPa的部分管道暴露于RCS的15.4 MPa的運行壓力時，這部分的管道雖然會發(fā)生變形，但是不會發(fā)生破裂，即引入了Leak Before Break（LBB）的設(shè)計概念。這種設(shè)計方案在降低ISLOCA的同時，保證了較低的核電廠建設(shè)成本。

RNS的入口母管的殼內(nèi)分為兩條并聯(lián)管線，每條管線有兩個串聯(lián)的常關(guān)電動隔離閥（閥門V001A/B和V002A/B）。該設(shè)計使得RNS在任一隔離閥無法關(guān)閉時仍能確保與RCS的隔離，從而避免ISLOCA。此外在任一隔離閥無法打開時，仍能保證RNS對RCS的冷卻功能，顯著提高了核電廠運行的可靠性。

反應堆壓力容器材料在經(jīng)過輻照后，韌脆轉(zhuǎn)變溫度會提高。在RNS入口管線上設(shè)計有釋放閥（V021），當RNS連接至RCS時提供RCS的低溫超壓保護，避免反應堆壓力容器發(fā)生破裂所導致的LOCA事故。

R C S熱管段至R N S隔離閥V001A/B和V 002 A/B設(shè)有聯(lián)鎖，當R C S壓力大于3.10 MPa，或閥門V023、V024沒有全關(guān)時，這些隔離閥無法開啟。

I R W S T至R N S隔離閥V023設(shè)有聯(lián)鎖，V001A/B，V002A/B必須全關(guān)才能打開V023。RNS至IRWST隔離閥V024也設(shè)有聯(lián)鎖，只有V001A/B，V002A/B全關(guān)并且V023開啟的允許信號存在時，V024才允許手動打開。并且在停堆冷卻期間，V023和V024的供電斷路器被斷開上鎖，以確保RNS連接至RCS時不會使RCS意外排水到IRWST。

以上這些控制系統(tǒng)聯(lián)鎖和行政管理措施也降低了失水事故的可能性。

2.3用于緩解事故的設(shè)計特性

傳統(tǒng)壓水堆的正常余熱排出系統(tǒng)作為安全相關(guān)系統(tǒng)，在LOCA事故時需要作為低壓安注使用。而第三代先進壓水堆采用非能動的安全設(shè)計理念，RNS作為能動系統(tǒng)（采用電動泵驅(qū)動）是不能作為安全相關(guān)系統(tǒng)的，其屬于非安全相關(guān)系統(tǒng)［5］。但是RNS作為一回路的接口系統(tǒng)，必然可以具備一定的緩解事故能力。RNS可以作為非安全相關(guān)的低壓RCS注射以阻止ADS第4級或IRWST注射爆破閥動作，事故后的強迫循環(huán)冷卻，以及嚴重事故后的安全殼補水。

自動降壓系統(tǒng)（A D S）第1、2、3級動作后，如果RCS壓力降低到RNS泵壓頭以下，RNS可以對RCS提供低壓注射，以防止PXS的堆芯補水箱（CMT）水位過低觸發(fā)ADS第4級動作。操縱員可以打開RNS入口與乏燃料裝載井（CLP）或者IRWST之間的隔離閥，啟動RNS泵將含硼水通過DVI管線注射到RCS。但是在使用IRWST作為水源時，需要注意只有在非DVI管線破裂的事故中才可以使用，因為如果D V I管線破裂，通過RNS泵從IRWST向DVI管線的破口排水將會加速IRWST的水位下降，從而導致更快的從IRWST安注階段發(fā)展到安全殼地坑再循環(huán)階段，這對于保證有序的安全驅(qū)動是不利的。并且從圖1所示的廠房布置圖可以看出，大部分DVI管線位于安全殼再循環(huán)地坑外，如果DVI管線破口發(fā)生在安全殼再循環(huán)地坑外部，使用RNS將水強迫輸送到DVI破口將會導致大量IRWST水裝量無法到達安全殼再循環(huán)地坑，使得安全殼淹沒水位降低，嚴重影響安全殼地坑再循環(huán)的能力，導致事故加重。

而判斷DVI管線是否存在破裂可以通過兩個CMT的液位下降速率是否一致判斷，如果下降不一致，則說明存在DVI管線破裂（對于兩條DVI管線均破裂的情況不考慮）。這是在使用RNS低壓注射時需要注意的。

圖1　核島廠房設(shè)備布置圖Fig.1　General layout of nuclear island

R N S通過閥門V023提供了一個重力注射到RCS熱管段的方式。從IRWST，通過閥門V023，然后通過RNS入口隔離閥（V001A/B，V002A/B）進入熱管段。其他RNS入口隔離閥，V022和V061在該運行狀態(tài)時仍然保持關(guān)閉。V023閥門可以被點動操作，以提供粗略的流量控制，通過保持熱管段水位以阻止其降低到低-4水位導致的IRWST注射爆破閥動作。以上操作必須有P12（穩(wěn)壓器水位≤16%）信號存在，才能保證RNS-V023和RNS-V001A/B，RNS-V002A/B同時打開，否則存在如2.2節(jié)所述的聯(lián)鎖禁止它們同時打開。

在一個造成安全殼淹沒的事件后，RNS提供從一個IRWST/安全殼地坑管線直接注入反應堆堆芯以提供安全殼再循環(huán)強迫堆芯冷卻。在觸發(fā)ADS第4級信號后，CMT和IRWST將會排干，造成安全殼淹沒。RNS能從IRWST/安全殼地坑取水，在建立自然循環(huán)的基礎(chǔ)上提供額外的堆芯冷卻。

如果安全殼在嚴重事故后發(fā)生了泄漏，可能存在水裝量喪失而無法提供無限期的堆芯冷卻。在該事件中，可以通過RNS出口安全殼隔離閥試驗接口，通過臨時設(shè)備進行補水。

在各種事故中，RNS不需要必須運行，但是其運行對于緩解事故和投資保護帶來的效果是非常明顯的。

2.4靈活多樣的運行方式

第三代先進壓水堆通過乏燃料水池冷卻系統(tǒng)（Spent Fuel Pool Cooling System，SFS）將水從IRWST輸送到換料水池。在傳統(tǒng)核電廠該功能由正常余熱排出系統(tǒng)執(zhí)行。第三代先進壓水堆通常采用SFS對換料水池充水而不采用RNS，這樣避免了充水時通過反應堆壓力容器，從而保證了換料水池的清澈度、減少運行輻射劑量。但是如果有需要時，RNS仍能執(zhí)行該功能。

當不需要RNS進行正常停堆冷卻時，RNS可提供或替代SFS的冷卻乏燃料水池的功能。開啟聯(lián)絡(luò)管線上常閉的手動閥門，啟動1臺RNS泵，RNS泵從乏燃料水池取水，經(jīng)熱交換器返回乏燃料水池。乏燃料水池至RNS的管道與乏燃料水池至SFS的管道是獨立的，這保證了兩個系統(tǒng)可以相互獨立運行，這在全堆芯卸料時很重要，因為此時乏燃料水池可能需要SFS以外的一列RNS來冷卻。

在失去正常設(shè)備冷卻水事故中，為暫時維持冷卻反應堆，可以打開消防系統(tǒng)與設(shè)備冷卻水系統(tǒng)之間的常閉閥門，使用消防水為RNS泵和熱交換器提供冷卻水源。消防系統(tǒng)水經(jīng)過RNS熱交換器后被直接排放。

RNS還可以用于冷卻IRWST。在正常功率運行期間或PRHR驅(qū)動導致IRWST開始沸騰前，RNS都可以由操縱員控制冷卻IRWST。RNS冷卻IRWST時，RNS與RCS之間的壓力邊界隔離閥關(guān)閉，設(shè)備冷卻水通過RNS熱交換器和RNS泵。RNS入口母管電動閥V022和出口母管電動閥V011開啟。IRWST到RNS泵的入口隔離閥V023開啟，隨后RNS到IRWST的出口隔離閥V024開啟。兩臺RNS泵啟動，對IRWST進行冷卻。因為沒有其他的出口隔離閥在出口到PXS的DVI管線上，所以在IRWST冷卻期間，完全是由RCS壓力保持其壓力邊界隔離逆止閥的關(guān)閉，如果RCS壓力低于RNS泵的壓頭，則會發(fā)生RNS將IRWST中的水輸送到RCS的情況，此時必須停止RNS泵，并且關(guān)閉V023和V024將RNS與IRWST隔離。這是在使用RNS冷卻IRWST時需要額外注意的。

2.5設(shè)置RNS隔離信號

第三代先進壓水堆采用了全數(shù)字化儀控系統(tǒng)，提高了核電廠的自動化程度，RNS也采取了合理的聯(lián)鎖和控制策略降低了人因失誤的風險。

由于RNS具備一定的事故緩解能力，并且在停堆冷卻時是唯一的RCS冷源，所以在事故并不嚴重時，保證RNS的正常運行是十分重要的。因此RNS雖然作為貫穿安全殼的系統(tǒng)，但是其部分安全殼隔離閥并不接受安全殼隔離信號的控制，而是專門設(shè)置了RNS隔離信號。

RNS隔離觸發(fā)信號如表1所示。

設(shè)置S信號和安全殼放射性高2信號觸發(fā)RNS隔離的目的是為了保證在正常功率運行期間出現(xiàn)相對比較嚴重的事故時對RNS進行自動隔離，但是為了保證在停堆冷卻的第二階段時RNS能夠?qū)CS進行持續(xù)冷卻，當P-11信號出現(xiàn)后，可以手動閉鎖這兩個信號觸發(fā)的RNS隔離。需要額外指出的是，為了使用RNS的緩解事故能力，RNS采用的S信號是保持型S信號，保持型S信號可以通過手動進行重置，重置后S信號消失，則由S信號觸發(fā)的RNS隔離信號也會消失。

設(shè)置ADS第4級動作觸發(fā)RNS隔離的目的是為了保證在冷停堆期間RNS發(fā)生ISLOCA時，確保自動進行RNS隔離而不需操縱員動作。S信號觸發(fā)信號如表2所示。

表1　RNS隔離觸發(fā)信號Table1　 Trigger signals of RNS isolation actions

由表2可見，S信號在P-11信號出現(xiàn)后，假設(shè)按停堆計劃對相應信號進行了閉鎖，則唯一未閉鎖的只有安全殼壓力高2信號，如果此時在RNS的殼外部分發(fā)生破口，則RCS的水裝量會降低，而由于破口在殼外，則安全殼壓力高2信號和安全殼放射性高2信號都不會被觸發(fā)，則不會自動觸發(fā)RNS隔離，導致破口無法自動隔離，增大了運行風險。ADS第4級動作可由CMT水位低6和熱管段水位低4觸發(fā)并在冷停堆時不受到閉鎖，這樣就能保證自動RNS隔離觸發(fā)而不需操縱員干預，提高了運行的可靠性。

當無法實現(xiàn)自動RNS隔離時，還設(shè)有多重手動方式，操縱員可根據(jù)需要執(zhí)行RNS隔離。

表2　S信號觸發(fā)信號Table2　Trigger signals of safeguards actuation actions

3　結(jié)論

第三代先進壓水堆正常余熱排出系統(tǒng)管線和接口比較復雜，存在多種不同的運行模式，這加大了操縱員工作時的困難，盡管系統(tǒng)設(shè)計存在多種控制聯(lián)鎖來避免人因失誤，但是并不能實現(xiàn)完全的自動化，因此在編制相關(guān)運行規(guī)程時要注意全面性。

第三代先進壓水堆正常余熱排出系統(tǒng)設(shè)計除了很好地保障正常停堆冷卻期間的RCS冷卻之外，其設(shè)計還很好地與第三代先進壓水堆特點相結(jié)合，利用RNS設(shè)備（泵、熱交換器）和多種接口實現(xiàn)了非安全相關(guān)的RNS，提供了多種縱深防御和事故緩解功能，利用合理的系統(tǒng)設(shè)計保障電廠的安全、經(jīng)濟運行。

［1］ 蘇林森， 楊輝玉， 王復生， 等. 900 MW壓水堆核電站系統(tǒng)與設(shè)備［M］. 北京： 原子能出版社， 2005.（SU Lin-sen， YANG Hui-yu， WANG Fu-sheng，et al. Systems and Equipment of 900 MW PWR NPP ［M］. Beijing： Atomic Energy Press， 2005.）

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［4］ 孫漢虹. 第三代核電技術(shù)AP1000［M］. 北京： 中國電力出版社， 2010.（SUN Han-hong. The Third Nuclear Power Technology AP1000［M］. Beijing：China Electric Power Press， 2010.）

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Design Characteristics of Normal Residual Heat Removal System for Generation III Advanced Pressurized Water Reactor

WANG Guo-zhen
（CNNC Liaoning Nuclear Power Co.，Ltd.，Xingcheng of Liaoning Prov. 125100，China）

This paper gives a detailed introduction of design characteristics of normal residual heat removal system for generation III advanced pressurized water reactor， and analysis the effects on the plant operation due to these design characteristics from an operator’s perspective. The paper concludes the design characteristics of normal residual heat removal system，rationality and advantages corresponding to each characteristic have been analyzed in the paper.

generation III APWR；residual heat removal；cooling down； make up；ISLOCA

TL37 Article character：A Article ID：1674-1617（2015）04-0306-06

TL37

A

1674-1617（2015）04-0306-06

2015-08-04

王國震（1987—），男，吉林人，助理工程師，本科，從事核電廠運行工作。