AP1000高壓氫氣系統設計要點

孫攀

【摘 要】AP1000核電站采用加注高壓氫氣來控制一回路冷卻劑氧含量在合格水平。隨著核電站使用氫氣壓力等級的不斷提高，目前國內標準規范存在指導不足的地方。文章通過對AP1000核電站高壓氫氣系統分析，總結AP1000堆型高壓氫氣系統設計過程中應注意的貯存量、氫氣升壓、氣瓶充裝、減壓等問題，以便為國內核電高壓氫氣系統的設計提供參考。

【關鍵詞】AP1000；高壓氫氣；設計；規范

中圖分類號： TM623 文獻標識碼： A 文章編號： 2095-2457（2018）13-0081-002

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2018.13.037

【Abstract】The AP1000 nuclear power plant uses high pressure hydrogen to control the level of oxygen in the primary coolant.With the continuous increase in the use of hydrogen pressure levels in nuclear power plants，there is currently insufficient guidance in domestic standards.This article analyzes the AP1000 nuclear power station high-pressure hydrogen system，sums up the storage，hydrogen boost，cylinder filling，decompression and other issues that should be noted in the design process of the AP1000 reactor high-pressure hydrogen system，in order to provide for the domestic nuclear high-pressure hydrogen system design reference.

【Key words】AP1000；High pressure hydrogen；Design；Specification

0 引言

核電廠高壓氫氣系統的作用是控制反應堆冷卻劑系統的氧含量水平[1]。在核電廠正常運行期間，直接向一回路注入20.68MPa的高壓氫氣，抑制水的輻照分解，減少腐蝕產物和活化產物，降低核電廠輻照劑量。

AP1000核電廠采用第三代非能動壓水堆核電技術，四臺依托化項目由美國西屋聯隊負責設計，國家核電技術公司負責引進的第三代核電依托項目。由于工程設計建造的特殊性，設計、建造過程中諸多方面都涉及中美標準規范的匹配性和兼容性的問題。基于CAP1000核電廠在自主化設計、建造過程中氫氣管道設計建造過程中出現的相關問題，通過對存儲容量、減壓閥配置、管道選材特別是埋地管道設計等方面進行對比分析，希望為國內核電廠氫氣系統的設計提出相關的借鑒參考。

1 供氫站存儲容量

1.1 低壓氫氣存儲容量

AP1000核電站氫氣系統是電站獨立的氫氣貯存、供應系統，為發電機冷卻、系統除氧提供不同壓力等級的氫氣，包括低壓氫氣子系統和高壓氫氣子系統。其中，低壓氫氣子系統為除鹽水運輸和儲存系統（DWS）的催化除氧單元CORS 提供除氧用的低壓氫氣，為發電機氫氣和二氧化碳系統（HCS）提供冷卻用的低壓氫氣，為氫氣升壓站提供氣源；高壓氫氣子系統為化學和容積系統（CVS）供氣，用于一回路冷卻劑除氧。

根據EPRI導則，低壓氫氣儲量應至少能維持連續用戶30天的用量和至少三倍發電機置換二氧化碳并達到要求純度和壓力用量的和[2]。

低壓連續用戶至少需要存儲容量Q1為：

以AP1000三門核電項目發電機為例：發電機氣體容積7769 scf，運行操作壓力為：94.7 psia，根據EPRI導則規定，計算得出發電機啟動置換用氫需求：

EPRI導則要求備用氫量與發電機啟動置換用氫需求計算方法一樣，所以：

總的存儲容量為：啟動需求+備用量+30天連續用戶量

根據DL5068-2014《發電廠化學設計規范》，當采用外購氫氣供氫時，氫氣總有效儲存容積應為全廠氫冷發電機10天的正常消耗量和最大一臺機組一次啟動充氫量之和[4]。與EPRI相比，對于存儲量要求較為寬松。在AP1000自主化設計過程中，標準、規范的引用需要具體問題具體分析。

1.2 高壓氣瓶設計容積、在線數量

AP1000標準設計中，采用高壓氣瓶通過CVS（化學和容積控制系統），直接向一回路注入20.68MPa的高壓氫氣，抑制水的輻照分解，減少腐蝕產物和活化產物，降低核電廠輻照劑量。標準設計中氣瓶容積37.4L，充裝壓力為41.4Mpa的氫氣。

目前設計通過一組切換閥門，同時連接4個氫氣瓶，但只有1個氫氣瓶在供氫管線上，當上一個氫氣瓶的壓力降到使用壓力以下時，自動切換到下個氫氣瓶上，直到4瓶氫氣全部用完。見圖1。

PSAR的3.5.1.2.1.2節描述[3]：在氫補給管線失效的事故中，能夠釋放到安全殼內的氫氣的量受到調節流量的閥門和用于隔離補給管系與氫源的常關/失效關閉電磁閥的限制。管線破裂事故中允許向安全殼內泄漏的氫氣僅限于一瓶儲氣瓶的容量。即一個高壓氫氣瓶中約697scfm的氫氣全部泄漏到安全殼中，也不會造成因氫氣積聚而引起爆炸。泄漏的氫氣需要由產生于熱表面的熱力和暖通空調系統產生的空氣流動以使氫氣通過對流在隔間內與空氣進行混合，因此氫氣補給管線不允許經過沒有暖通空調系統的隔間。

因為以上PSAR中的規定，因此只能1個高壓氫氣瓶連接到高壓供氫管線上。在設計過程中，氣瓶的容積、數量改變的情況下要考慮滿足PSAR本章節要求。

2 高壓氫氣減壓

目前國內AP1000機組氫氣供應采用外購20MPa成品氫氣，經拖車運輸、儲存和升壓站加壓方式，為機組供應合格氫氣（拖車氣瓶中氫氣作為被壓縮介質，壓縮空氣作為升壓泵動力源，將氫氣增壓至41.4Mpa）。無論是低壓用戶還是高壓用戶，都需要對氣源壓力減壓至所需壓力。一般的高壓氣體通過逐級減壓防止減壓節流過程中致冷效應引起的溫度降低，導致發生液化現象。目前國內電力設計院對高壓氫氣一般采用兩級減壓閥方式進行減壓，如某百萬機組采用外購15MPa氫氣瓶組供氫，采用一級減壓至3.5MPa，再減壓至1.2MPa供氫壓力。

對于常溫下氫氣減壓來說，兩級減壓閥不僅設備成本增加，而且增加了泄漏風險。由于正常環境溫度下氫氣的焦耳湯姆遜效應（焦-湯效應）為熱效應，焦-湯系數為負，減壓后氫氣溫度反而升高；由41.4MPa、20MPa壓力氫氣通過一級減壓至運行供氫壓力理論上是可行的。

溫降與壓降的關系用焦耳-湯姆遜系數表示為：

氣體節流后總是dp<0，若在節流后溫度升高，dT>0，則μJ<0；反之，dT<0則，μ>0。根據文獻[6]氫氣的最大上轉換溫度為202K（-71℃），即在遼寧徐大堡廠址冬季氣溫條件下（極端最低氣溫-30.6℃），氫氣減壓節流也不會產生制冷效應。

3 埋地管道設計

西屋公司在依托化項目氫氣系統設計中，依據美國氫氣管道ASME B31.12標準和Compressed Gas Association（簡稱CGA）G-5.4氫氣管道系統標準，選定氫氣管道材料為TP304L，埋地氫氣管道全程采用玻璃鋼套管保護。國內標準《氫氣站設計規范》G B 50177，氫氣管道可以直接埋地，對氫氣管道材料規定沒有美標操作性強。

根據CGA-5.4，埋地氫氣管道布置全程套管，主要有兩方面作用：1）增加套管可以為埋地氫氣管道提供防護，減少土壤長期對工藝管道產生陰極腐蝕而產生破壞；2）在系統運行時，增加套管可以及時在套管末端檢測到氫氣泄漏，如果沒有套管，發生泄漏時氫氣將彌散在土壤中，危險性較大[7]。但是由于地理地勢條件，管道埋深標高不一樣，對于管道中氫氣的泄漏，將會在套管高點處聚集，反而增加氫氣集聚風險；而且增加套管后，管道的防靜電接地施工將變得困難。某AP1000依托化項目，在設計全程埋地套管后，又增加了套管內氫氣濃度監測儀表，對投資、后續維護帶來很大壓力。

4 結語

在核電系統設計中，氫氣系統在正常運行期間執行發電機冷卻、一回路冷卻劑除氧，對核電廠長期安全穩定運行起著重要作用；而且氫氣具有著火點能量低，與空氣、氧混合燃燒、爆炸極限寬，燃燒速度快等點，因此在設計階段就應特別引起重視。

國內目前氫氣管道設計暫沒有一套完整的氫氣管道標準可參考，氫氣設計主要參照GB 50177—2005《氫氣站設計規范》、GB 4962—2008《氫氣使用安全技術規程》和一些化工行業標準。文章通過對中美氫氣規范中存儲容量、材料選擇要求的對比和分析，和設計實踐，總結歸納了核電站氫氣設計中需引起注意的幾個要點。

隨著高壓力氫氣使用的不斷普遍，如何借鑒美標規范中豐富的氫氣設計經驗，對口EPRI導則要求，從而不斷豐富國內氫氣系統設計的規范要求，為國內的氫氣系統設計提供更全面、更靈活、更經濟的選擇，從而為盡快完成吸收消化再創新的過程，為創造具有中國自主化AP1000設計做出貢獻。

【參考文獻】

[1]林誠格.非能動安全先進壓水堆核電技術[M].北京：原子能出版社，2010：623.（LINCheng-ge.Advanced passive PWR nuclear power technology[M].Beijing：Atomic Energy Press，2010：623.）.

[2]EPRI URD，Chapter 13 Paragraph 4.2.6.1.1 of Appendix J.

[3]遼寧徐大堡核電廠一期工程初步安全分析報告版次：B版，P3.5-9.

[4]DL5068-2014《發電廠化學設計規范》[S].

[5]APP-CVS-M3C-015，化學和容積控制系統計算書.

[6]趙凱華、羅蔚茵.新概念物理教程 熱學[M].高等教育出版社，1999，P148.

[7]梅健.AP1000氫氣管道設計分析[J].中國核電，2015年3月，第8卷，第一期，29-33.