秦山M310机组失去最终热阱后运行策略分析

李磊磊

（中核核电运行管理有限公司运行三处，浙江 海盐314300）

1 杭州湾水域分析

秦山核电站取水口位于钱塘江与长江入海处的交汇处的杭州湾海域，每年7~9月台风季和雨季太湖流域排洪时会有大量水葫芦和漂浮物抵达取水口，对秦山核电机组的安全运行带来威胁。在秦山核电基地的运行历史上也曾发生过类似的取水口被海草堵塞而紧急降功率事件，如2011年6月，秦二厂3#机组曾因海水取水口水草等异物堵塞严重，被迫降功率至53%FP额定功率运行。另外，由于该海域泥沙含量高，也会导致设备容易损坏，如果导致SEC泵或者CRF泵故障，也有可能给机组带来失去冷源的风险。

2 失去最终热阱后对机组核安全功能的影响

失去最终热阱将导致反应堆冷却剂泵（电机和热屏）、化学和容积控制系统、安全壳冷却（DEG-RRM）、反应堆堆腔和乏燃料水池冷却 （PTR）、辅助功能（DEL）等设备的热负荷无法及时导出，直接影响核安全。RCP主冷却剂泵失去冷源后失效，将直接影响一回路热量的导出。届时反应堆的热量，只能通过二回路自然循环来带出热量，对后续机组的控制带来很大的挑战。

事故规程提出当设备冷却水（RRI）温度达到55℃时，就可能对某些终端用户加热。RRI水温度达到55℃时，操作员必须停运反应堆冷却剂泵，隔离RCV下泄和上充，并停运RRI泵。

考虑最严重工况，根据设冷水的设计提供的最高温度为35℃，即T0=35℃，设冷水的比热为Cp=4.18kJ/（kg·℃），RRI水系统的总水量约200 t。

由（1）可推出t时刻的RRI水温度为：

式中T为温度,℃；t为时间,s；M为流量，t/s；Wth为能量，MW。

理论上正常运行时的热负荷总计约35.25 MWe，通过带入公式（2）可得出，在事故初期不采取任何措施的情况下，失去最终热阱后，RRI水温度达到55℃，需要的时间约为7.9 min。

在机组真实运行中，三废、DVH、SVA并不可能连续运行，为此除去这部分热量更接近真实情况，此时的热负荷约为：23.92 MW，带入公式（2）可得出，失去最终热阱后，RRI水温度达到55℃，需要的时间约为12 min。

3 失去热阱后电厂运行人员现有策略分析

SEC热阱丧失后首先需尽快限制RRI热负荷：

隔离RCV第二个下泄孔板以减少下泄流量；隔离APG；如果共模故障导致CRF丧失，要求二回路操作员以允许的最大速度降负荷，负荷降至10%满功率时，手动停堆。隔离两台机组公用的RRI热交换器；隔离第二组DEG，停堆后将DEG隔离；隔离REN，尽可能维持用来测量硼浓度的REN系列的运行，以保持对硼浓度的监测；停运一台主泵；停运PTR泵。

至此，RRI的用户还有：DVH、DEL、RCP002BA、EAS001/002MO、RCP001PO、RCV002/003RF、REN等，主要热负荷是RCV002RF，RCP001PO及DEL，正常热容量分别为3.4 MW，1.33 MW及1.06 MW，总容量约7 MW。

其次，增加排热途径。操作如图1所示：启动RRI运行系列上的EAS热交换器，以利用PTR水箱的热惯性（1 600 t）。此时PTR水箱成为RRI回路的热阱。带入公式（1）可知，PTR水箱温度上涨到55℃，需要的时间约为5.3 h。

图1 排热操作示意图

稳定机组状态，过渡到退防状态，直至温度在170℃以下，压力在2.4~4.5 MPa。停运最后一台主泵，停运上充泵，隔离RCV上充下泄及轴封水管线，尽量减少通过RRI导出的热量。启动RIS011PO通过轴封注水管线定期充水维持稳压器水位在-3.36~1.74 m。由于SEC热阱丧失，RRA不可能启动，因而反应堆冷却和余热排出必须由SG来完成。因此，在这种退防状态下向ASG水箱重新充水非常重要。

4 现有策略存在的问题及优化方案可行性分析

由以上分析知，在失去热阱事件后，留给运行人员采取事故缓解措施的时间都是以小时计算的，且手段较为被动单一。究其根本性问题是，滨海核电厂采取直冷式冷却，对最终冷源海水的依赖性太高。导致一旦机组失去冷源后，后果很严重，只能面临被迫停机停堆。甚至有的工况下，因为影响堆芯余热的导出，而危及核安全。运行人员即使采取了各种措施，在海水丧失的情况下，也只能是缓解事故的后果，系统的热量始终无法导出。

针对此问题，经研究，我们可以通过优化系统设计使得运行人员能够尝试采取更多的方式来进行冷却，进而保证核安全。

优化方案：增加事故后排热厂用水系统机械通风冷却塔。

如图2所示，设计启发来源于内陆核电厂对冷源的设计，采用冷却塔冷却，使用风力作为最终冷源。通过前面的介绍，我们采取一系列措施后，只需要带出剩余的10~20MW的热量即可，因此，选用体积较小且换热效率高的强迫风冷式冷却塔即可。

图2 水系统机械通风冷却塔示意图

在原有的设计基础上，可以在RRI热交换的海水SEC侧的进出口阀门侧增加管线引致室外。在室外空地上建筑几台机械通风冷却塔。冷却塔的补水可以为SEP或者消防水均可。之所以选择在SEC侧而非RRI侧直接建造冷却塔，也是因为核电厂的特殊性，考虑一旦某个和一回路相关的热交换器发生泄漏，可以将RRI水作为一道安全屏障。在正常情况下，该系统不投入使用，仅仅在发生如热阱丧失类事件时，关闭正常的SEC海水冷源阀门，开启备用阀门，利用新增加的一路最终热阱，机械通风冷却塔，来带走反应堆的余热。可以将风机和相关的需要能动部件电源，加到应急电源上，这样该系统也可以在应对如电源丧失等事故时投入使用。

假设设计一个可以带出约20 MW负荷的冷却塔。根据RRI/SEC板式热交换器的特性参数可知，SEC侧一个板换的传热设计负荷1 913 kW，如果只考虑事故后投运，那么只需要在一个板换上修改即可。板换的进出口温差约为10℃，查阅一般的小型冷却塔的设计准则一般均满足10℃温差的温升需求。

根据单台RRI/SEC板式热交换器的热工设计参数可知：RRI侧入口温度Te=47.2℃，出口温度Ts=35℃，RRI侧热工设计流量Q1=1 363 m3/h。

可求得W1，RRI侧放出的热功率为19 148 kW。

如果忽略板式热交换器的两侧传热损失，认为两侧的传热功率一致，及W1=W2。

推出：Q2=3.6W2/（Cp（TS冷-Te冷））

可求出所需冷却水的流量约为：1 650 m3/h。

公式（3）和（4）中各变量含义如下：

W为热量，MW；Q为流量，m3/h（Q1是RRI侧流量，Q2是冷却水侧流量）；Cp为冷却水的定压比热容，取值4.18 kJ/（kg·K）；T为温度，℃（TS冷冷却水侧出口温度，Te冷冷却水侧入口温度）。

一台RRI/SEC板式热交换器的SEC设计流量为1 800 m3/h，机械设计流量4 500 m3/h。可以确定现有的管线是满足要求的，只需要沿着这样现有的管线继续铺设一段DN500 mm的管线即可。

冷却塔的占地平面面积由淋水密度决定，对于大中型冷却塔一般淋水密度在12~14m3/（m2·h），小型冷却塔一般淋水密度为13~15m3/（m2·h）。根据流量为1800 m3/h，应该属于小型冷却塔，综合考虑选取淋水密度为14 m3/（m2·h）。

式中：S为淋水填料面积，m2；Q为流量，m3/h；q为淋水密度，m3/（m2·h）

可求得单个冷却塔的淋水面积为129 m2。

根据流量需求该系统配置一个功率5 MW，电压等级6 kV等疏水泵即可。关于冷却风扇的选型问题，需要考虑冷却塔本身的热工计算，影响的主要因素有：干球温度、湿球温度、空气比焓、风量、风速、风阻以及淋水面的雷诺数等因素的影响。可参考选择功率为45 kW，直径为5.5 m，可提供风量为7×105m3/h的风机。

5 结论

通过上述论述，可知在SEC侧增加一台机械通风式冷却塔，在工程上是可行的。而且经过如此优化后，在面临失去最终热阱丧失事故时，运行人员可以将最终热阱由海水，通过该系统改变为最终的空气。增加了运行人员在处理该类事件上的运行策略手段。在发生热阱丧失事故时，采取了常规的操作后，热阱仍不能恢复的话，就可以投入该系统，带出剩余热量，进而保证了反应堆的安全稳定运行。