上沖泵吸入口非預期切換瞬態處理

2016-04-05 11:23:19魏中華申國偉張祝愿

科技視界 2016年8期

魏中華　申國偉　張祝愿

【摘要】本文首先闡述上充泵的運行原理，然后分析泵吸入口非預期切換瞬態及對機組影響，最后提出了解決方法并對解決方法進行論證。

【關鍵詞】雙水源；硼化；隔離上充

0 緒論

本文所涉及的系統及相關設備均是以M310堆型為原型。雖然誤硼化向反應堆引入的是負反應性，不會影響到核安全，但對于以創造經濟效益為目的的核電廠來說，非預期硼化會嚴重影響機組穩定運行。本文就是針對上充泵吸入口非預期切換這一瞬態提出解決方法。

1 上充泵運行原理

1.1 運行方式

化學和容積控制系統（RCV）是反應堆冷卻劑系統（RCP）的重要輔助系統。上充泵是化學和容積控制系統的重要組成部分，上充泵是由三臺并聯的離心式多級臥式泵組成并分為兩列，其中A列是RCV001PO（A列應急母線供電），B列是RCV002PO和RCV003PO（B列應急母線供電）。上充泵同時作為高壓安注泵并在事故工況下執行安注功能。由于其在正常和事故工況下的作用不同，運行方式也有很大區別。

正常運行時一臺B列上充泵運行，其來水取自容控箱（RCV002BA），而RCV002BA來水是取自反應堆冷卻劑系統（RCP）二環路過渡段經兩次降溫降壓并經過濾凈化后的下泄流，經上充泵升壓到17.7Mp后返回反應堆冷卻劑系統（RCP）一環路冷段和主泵軸封水回路。反應堆穩定運行時，上充流量與主泵軸封注入流量之和與下泄流量一致，維持穩壓器水位，保持一回路水容積恒定。在正常工況下，運行上充泵的流量包括以下流量的總和：上充流量+主泵密封水注入流量+小流量管線流量。具體到機組實際情況，上沖泵流量=10.3m3/h+3.6 m3/h+13.6 m3/h=27.5 m3/h。

事故工況下（安注信號觸發）上充泵作為高壓安注泵，備用列的高壓安注泵自動啟動（A列和B列各一臺泵運行），其供水由換料水箱（PTR001BA）提供，上充管路及小流量循環管路被隔離。換料水箱中硼水經高壓安注泵增壓后通過高壓安注管線注入堆芯，注入高濃度硼水的目的是向堆芯引入負反應性，確保堆芯安全。

上充泵額定流量為34m3/h，額定流量下的總壓頭為1760～1802m，軸輸入功率（最大）700kW。最小流量是13.6m3/h，下限是4m3/h，此時至多可維持一小時；上充泵吸入口溫度小于25℃情況下，上充流量6m3/h，則可維持10小時。

1.2 切換原理及問題

來自容控箱的管路上串聯兩個電動隔離閥（RCV033/034VP），來自換料水箱有A/B兩條管線對應上沖泵A/B列，每列管線上布置一個電動閥（A列為RIS012VP、B列為RIS013VP）。吸入口切換是通過先開后關入口電動閥的方式實現的以保證切換過程中上充泵不間斷供水。水源由RCV002BA切換到PTR001BA即可手動切換也可自動切換。自動切換信號有兩個

（1）RCV002BA水位降到5%；

（2）安注信號。

自動信號觸發后RIS 012/013 VP自動打開，RCV 033/034 VP自動關閉。從PTR001BA切回到RCV002BA只能手動切換完成，即操作員遠控打開RCV 033/034 VP后，關閉RIS 012/013 VP。為了驗證安全設備的可用性，按照《秦山第二核電廠一、二號機組安全相關系統定期試驗要求》的要求，反應堆保護系統（RPR）每兩個月（每月一個系列）都要進行安全設備的功能驗證試驗，對于本文之前涉及部分具體試驗過程是利用人為部分觸發安注信號來驗證吸入口閥門切換，預期結果達到后立即取消觸發信號并遠控先開啟容控箱吸入閥再關閉換料水箱吸入閥的方法恢復正常工況。實際機組運行過程中出現過試驗恢復過程中換料水箱吸入口閥門故障拒動導致無法及時關閉進而造成一回路硼化事件。另外容控箱液位計低漂故障導致錯誤切換的風險也存在。所以有必要分析事件后果及制定相應的處理措施。

2 應對措施分析

考慮到故障原因的不確定性，理論上最直接解決方法就是直接從執行機構著手，也就是在配電柜或者閥門就地直接人為干預手動完成切換，這種方法直接有效，可以略過分析事故原因的步驟直接作用于結果。但是在機組實際運行中，主控操作員發現故障然后電話通知現場操作員就地干預，再由現場操作員就地完成切換，實踐經驗最快也要5分鐘的時間。如果按照上述響應時間進行定量計算以分析事件影響。

對于換料水箱中水的硼濃度，《秦山第二核電廠一、二號機組運行技術規格書》（簡稱技術規范）中有明確要求，換料水箱有效容積1600 m3，有效水深15.6m，硼濃度為2400±100ppm。反應堆冷卻劑系統中冷卻劑硼濃度則跟機組運行時間（壽期）有關，壽期初硼濃度最高（約1300ppm），隨著運行時間延長，為了補償燃耗等效應硼濃度逐漸降低，壽期末達到最低（約30ppm）。從最嚴重結果考慮，以下分析假設機組處于壽期末，此時一回路冷卻劑的硼濃度為30ppm。

此時機組處于正常運行狀態。此時反應堆冷卻劑系統穩壓器水位穩定，上充流量+主泵軸封注入流量=下泄流量=13.6 m3/h，如果此時發生非預期上充泵吸入口切換，則5分鐘內一回路硼化體積為13.6 m3/h*（5/60）h=1.13 m3，根據硼化稀釋量計算公式1：

通過查詢《秦山第二核電廠2#機組第十燃料循環核設計報告》得到壽期末、滿功率、平衡氙時硼的微分價值為-8.7pcm/ppm，則硼化提供的負反應性為△ρ=16ppm*（-8.7pcm/ppm）=-139.2pcm，為了補償硼化引入的負反應性，則需提棒步數為139.2pcm/5pcm/步=28步，這無疑會對堆芯功率分布產生嚴重影響，甚至造軸向功率偏差出帶引起甩負荷等。

鑒于硼化效應顯著，如何盡量減小硼化量以控制機組狀態顯得尤為重要。因為實踐證明5分鐘已是最優化，所以減少硼化量只能從降低硼化流量入手。硼化流量如前所述分為兩個部分，一部分是作為反應堆冷卻劑系統主泵軸封注入水，另一部分為上充流量。為了保障主泵的正常運行必須保證主泵軸封注入，軸封注入流量不能降低；上充流的目的是參與穩壓器水位調節，維持一回路水裝量恒定。如果將上充管線隔離，那么根據上充下泄之間的邏輯關系下泄管線也會自動隔離，這樣一回路的水裝量就會因為軸封注入而不斷增加。但是考慮到主泵1號軸封回流，軸封注入造成反應堆冷卻劑系統冷卻劑增量為3.6m3/h*2/3=2.4 m3/h。作為反應堆冷卻劑系統容積緩沖箱的穩壓器滿功率情況下汽相空間為14.4 m3，所以短時間內是可以接受的。

隔離上充管線還會造成上充泵的流量降低，在這種情況下上充泵流量由兩部分組成，軸封注入流量和小循環管線流量，泵流量=3.6 m3/h+13.6 m3/h=17.2 m3/h，滿足泵長期運行設計要求，考慮到隔離上充管線后的影響可以接受后，現定量分析對堆芯反應性影響。

硼化流量如前所述為2.4 m3/h。

硼化時間為5分鐘，則硼化量為2.4 m3/h *（5/60）h=0.2 m3。

根據公式1：

其中V=0.2m3，C0=2400ppm，Ci=30ppm，計算得到Cf=33ppm。

硼化量△C=Cf-Ci=33ppm-30ppm=3ppm。

引入的負反應性為3ppm*（-8.7pcm/ppm）=-26.1pcm。

如果用控制棒補償，提棒步數為26.1ppm/5pcm/步=6步。

在合理調節區間內，不會對堆芯功率分布產生較大影響。

3 結論

在上充泵吸入口發生非預期切換導致一回路誤硼化時采用立即隔離上充管線的方法可以最大限度地降低一回路誤硼化量，結合平均溫度調節系統可以保持機組瞬態過程穩定運行，為非預期切換的原因查找及處理爭取更多時間。

【參考文獻】