国内运行核电厂经验反馈在新建电厂应用的研究

孙国臣，陈 睿，杨 堤，吴问广

(环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082)

国内运行核电厂经验反馈在新建电厂应用的研究

孙国臣，陈 睿，杨 堤，吴问广

(环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082)

考虑到运行核电厂的经验反馈对新建同类型核电厂的借鉴意义，列举了几项前一阶段运行核电厂提出的重要修改申请，并对修改中涉及到的各种改进方案加以介绍，同时对其在新建核电厂中的适用性进行了探讨。

运行经验反馈;重要修改;新建核电厂

1 前言

目前，我国已运行机组共有13台，其中属于法国系列的机组共有8台。通过多年的实际运行，营运单位已积累了较丰富法系电厂的运行经验，对各系统、部件、设备的设计和性能的认识也有较大的提高。随着这些运行经验的积累，电厂逐步发现并意识到个别系统或设备在设计上仍然存在一定的不足，因此，不断会提出申请进行改造。从降低核安全风险，利于机组运行方面考虑，一些改造项目是必要的，但由于机组已经投入运行，存在部分改造方案实施困难，可行的方案又不能彻底解决问题的情况。目前，我国核电正在大规模建设时期，现阶段除个别三代机组上马外，绝大部分新建堆型仍为法系的第二代改进型核电机组。如新建电厂能在设计阶段对国内运行电厂的运行经验加以考虑，对提高机组的可靠性、可维修性和安全水平将大有裨益。本文将对近期国内运行核电厂提出的一些改造申请以及运行中遇到的实际问题予以介绍，并对其在新建电厂中的应用进行探讨。

2 PTR系统设计改造的反馈

在反应堆中经过辐照的燃料组件在放入乏燃料水池之后，由于衰变将继续产生热量，导出这些剩余释热需由反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统 (PTR)来完成。按照法系M310型机组技术规格书的要求，对乏燃料水池的冷却不允许中断，即任何时候都应保持一列PTR冷却运行。按照国内运行核电厂PTR系统的设计，在执行净化、水传输、部分阀门预防性维修等操作的情况下，将出现乏燃料水池冷却中断的情况，乏燃料水池冷却中断将违反技术规格书，因此，国内相关运行核电厂都提出了特许申请。通过对上述运行情况的反馈，新建电厂有必要改进PTR的设计，从根本上消除此类问题。

目前，根据电厂不同情况提出了两种改造方案，第一种方案主要是针对650MW机组该类型机组乏燃料池只存在中断冷却的问题而不存在冷却能力不足的问题。该改造方案增加了031VB、032VB、033VB、034VB以及相应的管线 (见图1)，改造后的PTR系统具备了同时冷却和净化的能力，以后净化时不必因为中断乏燃料水池冷却而提出特许申请。针对水传输方面的改造主要是在转运舱和装罐井之间增加了一台输水泵PTR006PO，可在燃料转运舱和乏燃料容积装罐井之间传水而不需要中断乏燃料水池冷却。但除此之外，PTR系统的水传输工况较多，其他工况也应逐一分析。例如在反应堆水池充水时，如传水由PTR001PO执行，将产生乏燃料水池冷却的中断，如传水由PTR002PO执行，对乏燃料水池冷却不会中断，但代价是PTR002PO作为RRA系统备用状态将临时改变，这种情况下必须控制水传输时间 (包括在线准备的时间);在乏燃料装罐井和燃料转运舱的水量不足时，需要从PTR水箱补水，此工况下需中断冷却，但补水中断时间较短;乏燃料水池的补水主要由于池水的蒸发，因此往往补水来自SED，一般不需要PTR水箱补水，所以因乏燃料水池补水中断冷却的情况较少。考虑PTR系统的水传输设计较为复杂，所有水传输工况下都不中断乏燃料水池冷却不易实现，并且水传输工况只改变阀门管线的在线状态，不破坏PTR系统完整性。因此，针对水传输在改造中并未作过多要求。

上述设计对净化和部分水传输工况下导致乏燃料水池冷却中断的问题进行了考虑，但改进并未涉及部分阀门预防性维修引起乏燃料水池冷却中断的情况，对此，相关电厂给出了解释，要解决该问题须增加完整而独立的冷却系列，但增加一列冷却会产生两类问题，首先是系统分级困难:新增一个安全级的冷却系列投资巨大，经济性较差。若设置为非安全级，在地震时该系列的破口有可能导致乏燃料水池的大量失水。其次是布置困难，在目前布置情况下，再安排一个同PTR001/002RF一样的管板式换热器很困难，故考虑设置板式换热器。采用板式换热器的困难在于密封。采用胶垫密封，在其更换及每年的维护时会产生大量的低放固体废物，不利于实现废物最小化原则。采用焊接方式连接板片，缺点是一旦发生泄漏，需更换全部板片，费用较高，而且更换下来的板片也需要处理。

虽然国内其他同类型电厂对PTR系统的设计改进中有增加完整一个冷却系列的方案，但其主要目的是为了缓解PTR乏燃料水池冷却不足的问题，由于650MW机组不存在此问题，如增加一列所产生的投资并不能明显降低风险。考虑到目前需要预防性维修而必须中断乏燃料水池冷却的阀门不多 (十几个)，预防性维修周期也较长 (5～10年)，并且650MW机组与1000MW瓦机组相比乏池冷却余量也较大，因此，由于部分阀门的预防性维修导致乏燃料水池冷却中断所带来的风险是较小的目前的设计改进已经减少了乏燃料水池冷却中断的情况，提高了乏燃料水池持续保持冷却能力，是可以采纳的一种方案。

第二种方案是针对1000MW机组的，该方案主要是解决PTR系统冷却能力不足的问题但此项改造对缓解PTR系统冷却中断问题也起到了一定的效果。该改造方案把原来2台管壳式换热器改为3台板式换热器，额定负荷有所增加。同时在原来2台冷却水泵的基础上再增加了1台同样的冷却水泵，此外增加了相应的管线阀门，经过上述改造后增加了一个冷却系列，因此允许净化与乏燃料水池冷却同时进行，此净化工况下乏燃料水池冷却不会中断与此同时，根据大亚湾和岭澳一期的运行经验反馈，在进行水传输操作时，不使用PTR冷却回路用泵，而是用临时泵完成水传输操作以避免乏燃料水池冷却的丧失。此外，由于增加了一个冷却系列，可以解决一部分阀门的预防性维修问题。对于PTR系统冷却公用回路上的阀门，以及冷却系列与公用母管之间隔离阀的预防性维修仍不能解决，但由于这些阀门为低压工况下的手动碟式隔离阀，其预防性维修方面的要求也较低。综上所述，对于1000MW机组而言，该方案是有效适用的。

3 汽动辅助给水泵超速试验的反馈

国内某些运行核电厂的汽动辅助给水泵采用美国设计的一体式汽动给水泵，汽轮机和泵同轴，不可分离，因此做汽轮机超速试验时泵与汽机同时转动，这将导致泵叶轮气蚀的风险增加，容易对泵本身造成损伤。另外要实现超速试验，必须通过快速关小泵入口阀的方式，使泵失去负荷超速，试验成功与否还要取决于操作人员对泵入口阀的操作手感，不确定性很大。同时，泵的轴承冷却和润滑也是由泵输送的流体完成的，一旦操作不当，导致泵断流，就极有可能造成轴承损坏，试验风险较高;在超速试验完成后，即宣布泵可用并处于备用状态，但试验过程中可能造成泵叶轮裂纹或损坏，轴承裂纹或损坏，这些潜在的缺陷风险在泵试验完成后无法及时识别，对核安全是一个潜在风险。此外，试验时必须有另一名试验人员随时准备手动打闸，这名试验人员处于泵和汽轮机叶片切线方向，距离非常近，一旦飞车，人身损伤风险较大。

国内也有部分电厂的汽动辅助给水泵采用的是法国汽轮机与泵分离的设计，在试验时将汽轮机与泵的联轴器拆开，单独对汽轮机进行超速试验，这种设计具有试验容易操作，安全风险小的特点。但目前新建的第二代改进型核电机组都已经采用了两台汽动泵，两台电动泵的标准设计，与以前相比多了一台汽动泵，而厂房空间并无变化，由于空间的限制，各电厂都趋向于选用设计相对紧凑的一体化汽动辅助泵组，因此，新建电厂在进行汽动辅助给水泵的试验时，也将面临着上述的问题。采取适当的设计改进方案，从根本上消除试验对设备和人员损伤的风险，或设计更便于操作的试验手段成为了关注的重点。

电厂已对此项反馈与供货商进行了技术交流，从反馈情况来看，此项设计改进实施具有较大难度。一是，电厂的供货商目前只提供一体化的汽动辅助给水泵组，重新设计需要与供货商进一步沟通。二是，如采用其他的试验方式，理论上加大汽轮机入口的蒸汽压力，也能实现汽轮机的超速试验，但该方法将导致辅助蒸汽供应系统 (SVA)设计的重大调整，另外，汽动泵组在更大负荷下实现超速，在安全性方面不如原来方式。三是，调整超速保护机构设计，提高其动作的可靠性，从而适当延长试验间隔，降低试验对设备的损伤，也是改进的一个方案，但此方案要从机械超速保护的原理上分析和改进，难度较大。机械超速脱扣装置正确动作的要素有两点:首先脱扣螺栓在达到规定转速时能够在离心力的作用下伸出击打触发器;其次是触发器能够联动锥形阀动作使得主汽阀动作，从而关闭小汽机进汽。对于第二点，如每个换料周期增加手动脱扣试验和超速机构脱扣间隙检查可以保证其可靠性。对于第一点，脱扣螺栓的内部是厂家焊接封装好的一个整体，一般不会受外界的影响。每次检查需对其解体检查，发现是否有卡涩、磨损、生锈现象，最主要的部件是其内部的弹簧。提高机械超速保护的可靠性，主要是提高脱扣螺栓的可靠性，设计新的脱扣螺栓并论证其可靠性具有较大的难度。鉴于以上调研的结果，针对目前的情况建议可先采用几条缓解措施:增加汽动辅助给水泵组的房间，增加了空间便于试验的操作，同时足够的空间也为采用分体式设计成为可能，具体是否采用需与供货商进行沟通;在做超速试验时使用临时管线从常规岛除盐水分配系统 (SER)取水进行轴承冷却，不从泵出口取水，以解决泵轴承冷却不足的问题;在泵首级叶轮入口处设计诱导轮，提高泵的气蚀功能。上述的措施是较为现实可行的方法，可在后续新建电厂中采用，以缓解目前试验中遇到的问题。但最终希望营运单位进一步与供货商沟通，获得更有效的设计方案和试验方法，以保证此项试验安全顺利地开展。

4 EAS001BA相关管线改造的反馈

在M310机组的设计中，EAS125VR的位置与EAS001BA分别位于一个倒U形管的两端 (见图2)。这种管线布置方式容易导致在EAS003PO启动期间使得NaOH进入倒U形管靠EAS125VR一侧。这样在进行EAS125VR的开关试验期间，有可能造成 NaOH进入EAS125VR下游管段。在进行 PT*RPA/ RPB030试验时，需要手动关闭 EAS125VR，EAS125VR是一个双气缸式汽动隔离阀，手动操作破坏中性点后的恢复比较困难，多次手动操作后容易导致EAS125VR阀门的内漏。如果发生内漏，在进行上述试验时，由于虹吸作用将使NaOH从内漏的EAS125VR阀门经过小流量管线进入PTR水箱。另一潜在风险是，过多手动操作EAS125VR，破坏中性点后恢复不到位，会对阀门的自动操作产生影响，可能造成EAS125VR不能完全打开的情况出现。

图2 EAS001BA相关管线示意图

对于上述问题现在有两种改造方案，第一种方案是EAS001BA的出口设置一个手动隔离阀，这样可以在试验前通过关闭该隔离阀来替代关闭EAS125VR，防止氢氧化钠进入PTR水箱，也防止了由于EAS125VR恢复不到位造成安喷启动时EAS001BA不可用的事件。该方案可以较好解决EAS125VR内漏问题，但要注意应在EAS系统在线时对新增阀门实施行政隔离措施，增加锁开的指令，确保正常运行时该阀门处于打开状态。第一种方案比较适合在新建机组中实施，但对于运行电厂，由于现场条件所限，无法实施上述改造，而倾向于采用第二种方案。第二种方案是在化学试剂添加箱EAS001BA出口至EAS125VR之间的高位水平管道上增设虹吸破坏管及阀门，虹吸破坏阀正常运行时处于关闭状态，在执行 PT RPA RPB030 定 期 试 验 启 动 EAS001PO 或EAS002PO前手动打开，用于破坏EAS001B内由于泵运行抽吸而形成的负压状态，避免NaOH溶液被吸入到安喷管线中去。该方案的优点是较易实施，能够利用破坏虹吸防止NaOH进入安喷管线。该方案也存在一定的不足，即试验时打开虹吸破坏管可能产生进气的风险，但一般此类破坏管的管径都较细，在进

安全审评行试验时如果EAS125VR内漏不会有很多气体进入，同时由于试验持续时间较短，短时间内少量气体进入不会对泵产生不良影响。权衡利弊，该改造对于已运行机组而言，是一个可行的方案。

5 结束语

以往国内法系核电厂的运行经验反馈主要关注于法国同类电厂，目前，随着运行经验的积累，国内的运行经验也成了反馈的一项重要来源。文中提到的内容仅为国内众多反馈项中的几项，各电厂可以根据自身的实际情况对这些反馈的适用性加以评估，决定采纳与否或采取的方案。同时，作为审评单位将逐步形成这些反馈的技术见解，表明立场，对安全相关的重要改造，要求核电厂按照最优可行的方案切实落实。另外，核安全审评单位应在运行经验反馈中发挥积极作用，搭建内容全面、便于使用的反馈信息平台，努力营造运行经验反馈的良好氛围，使各电厂能够互通有无，及时了解国内反馈的动向，采取适合有效的改进措施，以进一步提高核电厂安全水平。

本文参考了秦山第二核电厂PTR系统手册和秦山第二核电厂运行技术规格书 (C版)。

Research on the App licability of Severa l Experience Feedback o f Dom estic Operational NPPs to New NPPs

SUN Guochen，CHEN Rui，YANG Di，WU Wenguang
(Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China)

In view of the reference function of experience feedback of operational NPPs to new ones of same style，several significantmodification applications submitted by operational NPPs recently are presented in the article.Various modified methods involved in the applications are introduced.Simultaneously the applicability to new NPPs of thesemethods is discussed.

operational experience feedback;significantmodification;new nuclear power plant