許 磊，周國華，陳 鵬

（1.中核核電運行管理有限公司，浙江海鹽 314300；2.環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082）

新型應(yīng)急補水裝置在核電廠的應(yīng)用

許 磊1，周國華1，陳 鵬2，*

（1.中核核電運行管理有限公司，浙江海鹽 314300；2.環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082）

本文介紹了秦山核電基地針對日本福島核事故后我國核電廠安全改進行動設(shè)計的一種應(yīng)急補水裝置；通過對核電廠嚴重事故狀態(tài)下的應(yīng)急補水要求所做的技術(shù)分析，進行了裝置的整體方案設(shè)計及專用設(shè)備選型，并做了相應(yīng)的創(chuàng)新設(shè)計。經(jīng)過核電廠現(xiàn)場的試驗測試，驗證了該裝置滿足設(shè)計要求，可以在喪失交流電源情況下為核電廠提供應(yīng)急補水從而為在嚴重事故情況下核電廠的安全提供保障。

核電廠；福島核事故；應(yīng)急補水；移動式裝置

在2011年3月日本福島核電廠發(fā)生核事故后，各國對運行核電廠的安全性進行了重新評估，并針對性提出了安全改進措施［1］。在我國，為汲取日本福島核事故的經(jīng)驗和教訓(xùn)，進一步提高核電廠的運行安全水平，國家核安全局 （National Nudear Safety Administration，簡稱NNSA）對國內(nèi)各核電營運單位也提出了安全改進要求［1，2］，并發(fā)布實施了 《福島核事故后核電廠改進行動通用技術(shù)要求》（以下簡稱 《技術(shù)要求》）。《技術(shù)要求》的第二條規(guī)定，運行和在建核電廠應(yīng)設(shè)置應(yīng)急補水裝置，以實現(xiàn)在核電廠部分或全部安全系統(tǒng)功能喪失的情況下，通過向二回路和/或一回路補水，及向乏燃料水池補水以帶出余熱［1，3］。根據(jù)國家核安全局對運行核電廠提出的安全整改行動要求［4］，秦山核電基地增設(shè)了兩臺移動泵，以滿足核電廠在發(fā)生事故狀態(tài)下的應(yīng)急補水要求。

1　核電廠嚴重事故狀態(tài)下的應(yīng)急補水要求技術(shù)分析

《技術(shù)要求》提出，應(yīng)急補水流量應(yīng)能滿足停堆6 h后堆芯余熱排出的需要［4］。秦山核電基地共有9臺核電機組，堆型包含300 MWe壓水堆機組、650 MWe壓水堆機組、700 MWe重水堆機組以及1000 MWe壓水堆機組。根據(jù)各堆型的《嚴重事故管理導(dǎo)則》中關(guān)于堆芯余熱的冷卻要求來看，其中700 MWe重水堆機組和1000 MWe壓水堆機組的堆芯余熱冷卻要求較高，兩種堆型在停堆6h后余熱排出所需的注水流量大約分別是21.6 m3h-1和36 m3h-1［5，6］，其余300 MWe壓水堆機組和650 MWe壓水堆機組的堆芯余熱冷卻要求均低于上述值。因此，額定的注水流量高于36 m3h-1，即可滿足要求，同時考慮到管線損耗和一定的安全裕度，應(yīng)急補水裝置的注水流量建議設(shè)計為65 m3h-1。圖1、圖2分別為700 MWe重水堆機組和1 000 MWe壓水堆機組的停堆余熱排出與注水流量曲線［7，8，9］。

應(yīng)急補水裝置是在核電廠發(fā)生嚴重事故時用于向反應(yīng)堆一回路或二回路以及向乏燃料水池補充冷卻水，來帶走堆芯或乏燃料水池余熱，需要具備一定的機動能力，并且應(yīng)滿足在喪失全部交流電源情況下可以啟動的要求。因此，應(yīng)急補水裝置必須是可移動的，而且無需交流電源即可啟動。為了滿足這些要求，我們提出了移動式柴油機驅(qū)動泵的解決方案［10，11］。

圖1　700 MWe重水堆機組停堆余熱排出所需注水流量曲線圖Fig.1 Curve of water addition required to remove decay heat in 700MWe HWR

圖2　1 000 MWe壓水堆機組停堆余熱排出所需注水流量曲線Fig.2 Curve of water addition required to remove decay heat in 1 000 MWe PWR

2　應(yīng)急補水解決方案——移動式柴油機驅(qū)動泵的設(shè)置

2.1設(shè)備功能

移動式柴油機驅(qū)動泵的功能是在核電廠喪失全部交流電源 （包括廠址附加柴油發(fā)電機）時，通過臨時補水管線向反應(yīng)堆一回路或蒸汽發(fā)生器注水以及向乏燃料水池補水，以此滿足應(yīng)急情況下堆芯及乏燃料的冷卻要求［12，13］。

2.2設(shè)備使用環(huán)境

移動式柴油機驅(qū)動泵屬于應(yīng)急設(shè)備，沒有固定的運行工位，應(yīng)急狀態(tài)下在室外啟動運行，且沒有冷卻水接入?，F(xiàn)場環(huán)境溫度一般在-10.8℃～40℃之間，最大相對濕度為100%，空氣含有鹽分并夾帶沙塵［14］。

2.3設(shè)備技術(shù)參數(shù)

表1　移動泵的技術(shù)參數(shù)Table 1 Parameter of remote pump

泵入口管線取水最低位置在泵水平位置下方3 m處，即要滿足從低于泵水平位置3 m處的水池取水。

2.4對設(shè)備的功能要求

移動式柴油機驅(qū)動泵需要實現(xiàn)應(yīng)急狀態(tài)下在室外，機組就近位置，且無交流電源條件下啟動運行，考慮到部分廠區(qū)的應(yīng)急水源為地面下的應(yīng)急水池，因此泵應(yīng)具備一定的自吸能力，可以滿足從低于泵水平面的水池位置取水。泵入口管線取水的最低位置在泵水平位置下方3 m處，滿足功能要求的設(shè)計基準為5 m。

3　應(yīng)急補水裝置設(shè)計

根據(jù)以上的技術(shù)要求，應(yīng)急補水裝置設(shè)計包括：采用柴油機驅(qū)動，以滿足在喪失交流電源情況下啟動運行；采用新型專用水箱，與多級離心泵配合實現(xiàn)自吸功能；采用專用車輛底盤改裝，將設(shè)備安裝在專用車輛上，構(gòu)成應(yīng)急設(shè)備車，滿足靈活機動的要求。

如圖3所示，移動式柴油機驅(qū)動泵系統(tǒng)由柴油機 （1）、車載柴油機驅(qū)動泵 （2）、專用水箱（3）、專用車輛 （4）、出口入口接管 （5）、流量壓力表 （6）等主要部分組成。

水箱 （3）、水泵 （2）、柴油機 （1）三個主體部件，依次放置在車廂內(nèi)，柴油機和水泵之間通過帶加長節(jié)的膜片聯(lián)軸器聯(lián)接驅(qū)動，水箱進水口通過接管與外部水源連接，水箱底部出口接至水泵入口，水泵出口連接管線至車廂外，預(yù)留法蘭接口，便于安裝延長管線向核電廠指定位置區(qū)域注水［15］。

水泵的入口及出口處分別安裝有溫度和壓力監(jiān)控裝置，并在出口管線上設(shè)有流量表，根據(jù)流量的變化、水箱的液位指示、泵入口壓力，控制柴油機和水泵的轉(zhuǎn)速，達到調(diào)節(jié)出口流量的目的。

圖3　系統(tǒng)結(jié)構(gòu)圖Fig.3 Structure chart of system

3.1水箱

為了實現(xiàn)水泵的自吸和低位取水功能，系統(tǒng)中采用了創(chuàng)新設(shè)計的新型水箱，該水箱的設(shè)計特點是：運行時取水供水的進、出口分別設(shè)置在水箱的底部；在水箱內(nèi)部，分別從進、出口處連接管道至水箱頂部，并在水箱頂部設(shè)有腔室和注水口 （用于首次啟動使用時向水箱加水）；水箱底座安裝在整車操作平臺上；水箱的容量為2 m3，采用優(yōu)質(zhì)不銹鋼卷制而成；水箱外部設(shè)置有液位顯示儀，用于監(jiān)測內(nèi)部的水容量，內(nèi)部安裝加熱器防止在零度以下因水結(jié)冰而損壞水箱。其內(nèi)部結(jié)構(gòu)如圖4所示。

圖4　水箱結(jié)構(gòu)圖Fig.4 Structure chart of water tank

在第一次啟動使用泵前，打開排氣孔，從頂部水箱注水口給水箱注滿水，這樣就把水箱內(nèi)的空氣基本排盡。當啟動泵運行時，外部注入水從進口1進入內(nèi)部管線，再從出口1進入水箱，同時，溶解在水中的空氣一并進入水箱，空氣在壓力的作用下在水箱內(nèi)析出并上升聚集在腔室處，并從進口2經(jīng)排氣管路到達出口2，與水一同從管路排出。這樣就在腔室處形成真空產(chǎn)生虹吸，不斷抽取水池內(nèi)的水，實現(xiàn)了水泵的低位取水功能，保證了水泵5 m的自吸能力。

3.2水泵

裝置內(nèi)的水泵選用臥式多級離心泵，泵的吸入口軸向和吐出口水平，水泵主要由進水段、中段、水力部件 （葉輪、軸、軸套）、機械密封等組成。結(jié)構(gòu)形式如圖5所示。

圖5　水泵結(jié)構(gòu)圖Fig.5 Structure chart of the pump

吸入口法蘭：DN125，PN16，排出口法蘭：DN65，PN25。該泵共5級葉輪，葉輪為單吸結(jié)構(gòu)，采用成熟的平衡鼓結(jié)構(gòu)平衡軸向力，安全可靠；葉輪材質(zhì)選用抗沖刷耐腐蝕性能優(yōu)良的不銹鋼材料316L，首級葉輪為抗汽蝕性能設(shè)計，在最小流量工況點到最大流量工況點下連續(xù)運行，均保證車載柴油機移動泵不發(fā)生汽蝕。軸封選用單端面、平衡型、集裝式機械密封，為通用的成熟產(chǎn)品，便于檢修維護。泵性能按GB/T 3216-2005回轉(zhuǎn)動力泵水力性能試驗2級驗收，水泵與柴油機功率匹配和轉(zhuǎn)速選擇合理。泵體有排氣管，能夠防止內(nèi)部聚集不可凝氣體。轉(zhuǎn)子及葉輪結(jié)構(gòu)如圖6、7所示，圖8為水泵性能曲線。

3.3柴油機

柴油機選用東風(fēng)康明斯DFL5160XXYB型柴油機，符合 GB1147.1的標準要求。柴油機的油箱容量為300 L，能夠滿足水泵8 h連續(xù)運行要求。油箱安裝在整車操作平臺下，油箱上設(shè)置有加油、排油、排氣等接口以及油位監(jiān)測裝置，在低油位時，能夠自動報警，加油、排油、排氣接口高于1 m，滿足在廠區(qū)水淹深度1 m的情況下不影響對油箱的供油。油箱上設(shè)置的補油接口，方便實現(xiàn)在線補油功能。柴油機自帶冷卻系統(tǒng)，能夠滿足運行要求。

圖6　轉(zhuǎn)動部件結(jié)構(gòu)圖Fig.6 Structure chart of the rotor component

圖7　葉輪結(jié)構(gòu)圖Fig.7 Structure chart of the impeller

圖8　水泵性能曲線Fig.8 Performance graph of the pump

柴油機啟動蓄電池容量能夠保證機組啟動6次而不需要再充電，其蓄電池壽命不低于5年，保證了設(shè)備啟動運行的可靠性。充電器選用智能充電器，可根據(jù)電池電壓的不同狀況，分別采用恒流快充，涓流浮充，充滿時自動停充等方式，大大延長了電池壽命。

3.4車輛

專用車輛底盤改裝：采用了國內(nèi)業(yè)績較好的東風(fēng)天錦專用底盤改裝，該底盤采用有限元分析優(yōu)化，降低自重；底盤改裝采用強度好、自重輕的新材料；縱梁上下翼面采用無孔設(shè)計，有效地提升了整體剛度；車架的結(jié)構(gòu)形式與歐Ⅱ車型基本相同，采用直通車架。

底盤高度為1.2 m，管路及儀表均安機裝操作平臺上，以方便工作人員在事故情況下的接管和啟停操作，包括對設(shè)備的日常檢修維護等操作。車外身蒙皮平整，圓弧過渡平滑，車上裝配有2個干粉滅火器。

4　設(shè)計創(chuàng)新點

本設(shè)計方案具有以下創(chuàng)新點：采用柴油機驅(qū)動水泵，解決了在喪失交流電源情況下即可啟動運行水泵的問題；同時配置了專用水箱，通過新型水箱的設(shè)計，實現(xiàn)了水泵的自吸功能，可以滿足從水泵水平位置以下5 m處的水源吸水；將補水裝置安裝在專用車輛的底盤上，實現(xiàn)了補水裝置的靈活機動功能。

5　試驗及測試結(jié)果

在完成設(shè)備的制造及組裝后，進行了設(shè)備的出廠前性能試驗，水箱的進口接管放置于室外的水池中，柴油機啟動前將水箱內(nèi)的空氣排盡，并確保水箱注滿水。柴油機啟動時的轉(zhuǎn)速在1 000～1 500 r·min-1間，啟動時轉(zhuǎn)速從低往高，緩慢升高。轉(zhuǎn)速在2 200 r·min-1附近時，流量穩(wěn)定在65m3/h。

表2　性能試驗記錄表Table 2 The record of performance test

6　結(jié)語

新型移動泵在運抵核電廠現(xiàn)場后，按照實際運行操作要求和環(huán)境條件進行了試驗驗證。結(jié)果表明，系統(tǒng)運行穩(wěn)定，壓力、流量均滿足相關(guān)技術(shù)要求，可在無交流電源條件下啟動運行。在電廠就近位置為機組反應(yīng)堆提供應(yīng)急補水，達到了在應(yīng)急狀態(tài)下對核電廠進行應(yīng)急補水的功能要求。應(yīng)急補水系統(tǒng)通過了國家核安全局組織的現(xiàn)場檢查，同時，系統(tǒng)車輛的靈活機動性能，可以為相鄰核電廠提供支持，有利于應(yīng)急救援隊的建設(shè)。

柴油機驅(qū)動、新型水箱設(shè)計、專用車輛底盤改裝這三大創(chuàng)新設(shè)計，使得應(yīng)急補水裝置真正成為了核電廠的 “消防車”，滿足 “招之能來、來之能戰(zhàn)”的要求，可為以后更多核電廠應(yīng)急救援設(shè)備的設(shè)計制造提供參考。

［1］［1］孟德，安洪振，樊赟，等.福島核事故后日本核電廠新安全要求的研究 ［J］.核安全，2013（4）：92-94.

［2］李宗明.從日本福島核事故審視核安全的政府、法律和監(jiān)管框架 ［J］.核安全，2012（2）：1-8.

［3］王中堂.加強嚴重事故研究，提高核電廠安全水平 ［J］.核安全，2014（1）：1-3.

［4］國家核安全局.福島核事故后核電廠改進行動通用技術(shù)要求［Z］.北京：國家核安全局，2012.

［5］中國核電工程有限公司.方家山核電工程安全分析報告［M］.北京：2012.

［6］Candu Owner Group.Candu Reactor Severe Accident Management Guide［M］.Toronto：2008.

［7］孫吉良，消岷，黃輝章，等.大亞灣核電站嚴重事故管理導(dǎo)則 ［J］.核動力工程，2003（6）：5-8.

［8］舒睿，許川.秦山核電二期工程嚴重事故研究 ［J］.核動力工程，2003（2）：36-39.

［9］申森.CANDU堆核電廠嚴重事故分析研究 ［J］.核動力工程，2003（6）：13-15.

［10］李丹，肖志，安振洪，等.國外核電廠外部水淹事件分析［J］.核安全，2013（4）：75-77.

［11］鄭發(fā)忠.淺議大亞灣和嶺澳核電廠嚴重事故管理導(dǎo)則［J］.核安全，2013（1）：28-29.

［12］周克峰，鄭繼業(yè)，馮進軍，等.全廠斷電情景下M310核電廠緩解措施分析 ［J］.原子能科學(xué)技術(shù)，2014（8）：1464-1467.

［13］馬榕翊.福島核事故對我國核電安全發(fā)展的啟示 ［J］.安全，2012（03）：4-6.

［14］法國核島設(shè)備設(shè)計制造及在役檢查規(guī)則協(xié)會.壓水堆核島機械設(shè)備設(shè)計和建造規(guī)則 ［S］.上海：上海科學(xué)技術(shù)文獻出版社，2010.

［15］張國斌，馮家璇，等.以移動泵和冷水機組為核電廠意外中反應(yīng)堆提供緊急冷卻水 ［M］.中國核科學(xué)技術(shù)進展報告（第二卷）.貴陽：2011：1033-10407.Application of a New Emergency Water-supply Device in Nuclear Power Plant

XU Lei1，ZHOU Guohua1，CHEN Peng2，*
（1.CNNP Nuclear Power Operations Management Co.，Ltd Zhejiang Haiyan 314300，China；2.Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China）

An emergency water-supply device in nuclear power plant，including technical requirement，scheme design，is introduced in this paper.The device is used in Qinshan NPP for safety improvement after Fukushima nuclear accident.And it has been tested at nuclear power project site，realizing that the emergency water can be supplied for nuclear power plant in case of nuclear emergency condition without AC power supply，meeting the design requirement to guarantee the safety of reactor.

nuclear power plant；Fukushima nuclear accident；emergency water-supply；mobile device

TM623

A

1672-5360（2016）03-0042-06

2016-03-08

2016-03-16

環(huán)保公益項目，課題編號 201309054

許磊 （1982—），男，安徽鳳陽人，工程師，現(xiàn)主要從事核電站設(shè)備管理工作

陳鵬，E-mail：chenpengnsc@163.com