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0前言

核電廠熱試是指核電廠調試的熱態功能試驗階段,目的是從反應堆壓力容器扣蓋到熱停堆狀態的整個壓力和溫度范圍,進行各種實際工況的測試,驗證核蒸汽供應系統(NSSS)設備和系統的功能和響應。在整個熱試過程中,由于給設備冷卻水系統(RRI)提供冷源,重要廠用水系統的需求貫穿始終,需要源源不斷地導出核島相關設備的產熱,要保證RRI溫度穩定,就要使運行狀態下SEC回路的溫度限定在設計值以內[1],才能保證機組的安全運行。近年來福建、遼寧、山東等省受到海域使用權證影響,部分新建核電廠排水口施工延后,隨著工程項目進展,熱試期間取水口防波堤將不具備取水條件,排水口也無法正常向外海排水,影響核島和常規島側終端冷源及相關系統的正常運行。鑒于此,為了盡可能降低這一問題對工程建設的影響,需要對上述情況進行分析,給出可行的解決方案。

1影響分析

正常熱試的完整過程包括了機組上行、熱停平臺、機組下行等過程,其中熱停平臺包括不開主蒸汽隔離閥階段和開主蒸汽隔離閥階段,所有熱試相關試驗都在對應平臺安排執行。核電廠取排水工程的主要用戶是常規島循環水系統(CRF)和SEC用水系統供水和排水,其中CRF系統的取排水量占總水量超90%,SEC系統的取排水量占總水量不到10%。熱試期間CRF及其相關系統的需求相對比較集中,受影響主要集中在兩個環節,反應堆冷卻劑泵通過輔助供電啟動試驗和主蒸汽隔離閥開啟的相關試驗,由于CRF泵流量過大,考慮臨時設施施工難度和對熱試影響因此不考慮為CRF采取臨時措施。而熱試期間SEC系統貫穿始終,正常運行工況下通過熱交換器將設備冷卻水系統熱側出口溫度降到35℃以下,保證機組運行安全。目前國內CPR1000機組SEC系統設計流量為7000m3/h,其中A系列運行設計流量為4000m3/h,B系列運行設計流量為3000m3/h,只有在機組功率運行帶入冷停堆才會用到B列。從對系統進行分析,熱試期間CRF不可用只是影響反應堆冷卻劑泵通過輔助供電啟動試驗和主蒸汽隔離閥開啟的相關試驗,并不影響熱試關鍵路徑。而SEC不可用將導致熱試無法進行,是熱試的重要路徑?？紤]SEC取水流量占總水量小,工程實施難度小的特點,可以考慮引入外海水源到SEC進行熱試,CRF涉及的兩個相關試驗待取排水工程可用后再進行試驗。以某CPR1000機組為例,在剔除主蒸汽隔離閥開啟的相關試驗和反應堆冷卻劑泵通過輔助供電啟動試驗后,機組正常升溫升壓,此過程中按照運行規程的要求進行,熱試期間熱負荷隨試驗階段變化,對各階段熱負荷數據進行累加,各階段熱負荷估算結果見表1。從表1可以看出,SEC熱試期間導出熱負荷最大為35.53MW,這個量級的熱負荷可以通過采用臨時冷源的方式解決,引水工藝設計可采用兩用兩備的模式。

2解決方案

在得到SEC熱試期間導出熱負荷基礎上,考慮從外海引入冷源,對SEC取排水改造方案和補水量進行研究,得到平均海水溫度與補水量之間的關系,分析出臨時方案可實施條件。

2.1SEC取排水改造方案

SEC原設計由獨立的AB列構成,每列由兩臺SEC泵從海水過濾系統(CFI)吸入海水,通過SEC管道、兩臺并聯的RRI/SEC熱交換器,將冷卻RRI后的海水排入SEC積水坑[2-4],再由排水管將其排往排水渠入海。熱試期間取水口防波堤將不具備取水條件,排水口也無法正常向外海排水,而SEC系統其他功能已具備可用條件,僅需要對循環回路取水和出水改進。從外海取水作冷源補充至SEC,為了保證系統足夠安全,假設RRI/SEC熱交換器出口水溫不超過該CPR1000核電廠SEC系統設計入口溫度,該CPR1000設計入口溫度為27.2℃。從保守設計的角度來考慮,如果熱交換器出口水溫不超過27.2℃,那么整個水循環回路也不可能超過系統設計溫度,這樣不用考慮入口水溫超設計溫度帶來的風險。循環回路改造方案如下:外海海水經臨時泵動力輸入排水口井(CC井),另一部分經重要廠用水排水管廊(GS)廊道重力流到排水口井,再經循環水進出水管溝(GD)和熱水回流溝(GH)重力回流至前池;排水由部分經過重要廠用水排水管廊排水連接渠溢流至雨水-污水系統和地下管道(GE)管網,再流向大海,部分經GS管廊重力排至CC井。改造方案流程見圖1。

2.2海水平均溫度

該CPR1000核電廠廠址某年海水平均溫度如表2所示,可以看出海水最高單月平均溫度出現在8月為24.4℃,比SEC系統設計入口溫度(27.2℃)低2.8℃。除7、8、9月外,海水平均溫度低于20℃,可看出夏季海水溫度升幅較大。

2.3補水量計算

為了保證改造后SEC系統安全平穩運行,避免熱交換器冷側出水口水溫高于27.2℃,需要對外海補水量進行計算,以滿足溫升要求,補水量與外海海水平均溫度關系如式(1)所示:保守輸入如下數據:熱試期間最大熱負荷W=35.53MW,SEC系統設計入口溫度,T=27.2℃,海水平均密度ρ=1020kg/m3?？梢杂嬎愠鐾夂：Ｋ骄鶞囟葘暮Ｋ硌a水量見表3。從表3可以看出從22.2℃增加到24.4℃需水量將增加4902m3/h,而8.4℃增加到16.4℃需水量僅增加1229m3/h。得以得出海水溫度低時,補水量隨溫度變化不大,海水溫度高時,補水量隨溫度變化大。

2.4平均海水溫度與補水量之間的關系

補水流量與海水溫度的關系見圖2,查閱FSAR可知該CPR1000機組SEC系統運行模式中,兩個系列運行設計流量為7000m3/h,一個系列運行設計流量為4000m3/h。從圖2可以看出:1月至6月,10月至12月低于一個系列運行設計流量4000m3/h,執行方案無風險;7月和9月高于一個系列運行設計流量4000m3/h并低于兩個系列運行設計流量7000m3/h,但是由于海水溫度升幅較大,存在超過設計流量的風險,需加強風險管理嚴控臨時海水溫度不得超過22.74℃;8月由于海水溫度整體偏高,平均水溫超過22.74℃,圖2中尖峰補水流量將會超系統設計流量7000m3/h,執行方案會有風險。

3結語

隨著核電建設陸續受到海域使用權證影響,SEC系統又是熱試繞不開的系統,給核電廠整體聯調帶來了挑戰。針對某CPR1000工程項目,從系統設計、環境溫度等方面入手,通過計算可以肯定采用臨時冷源補充SEC系統的方案是完全可行的,執行方案需要滿足下面的條件:(1)春、秋、冬三季海水溫度較低,從外海引入冷源完成熱試基本無風險;特別是1、2、3、4、11、12月補水流量遠小于2000m3/h,采用2用2備的模式,只需要4臺額定流量1000m3/h的潛水泵。氚排放;廠址內增加氚的富集濃縮技術,能夠滿足四臺機組氚排放,但是目前尚未研發出適合三代壓水堆含氚廢液除氚的技術方案。(2)內陸弱環境流速水域廠址通過異地排放技術方案,包括管道輸送和交通運輸,可以滿足4臺機組氚排放,但是面臨審管部門、泄漏后處置以及環境評價的諸多問題。(3)內陸弱環境流速水域廠址通過液轉氣排放方案,除兩臺機組氚逐月受控調節排放外,還能夠滿足1臺機組氚排放,但是國內尚缺少工程實踐和法規標準支撐。

作者:朱偉 侯秦脈 蔡寧 單位:生態環境部核與輻射安全中心