除氣冷凝器噴淋管線斷裂的影響與處理

楊銳

【摘 要】本文針對CANDU6機組除氣冷凝器噴淋管線由于振動而導致斷裂這一普遍存在的設計問題，從核電廠運行的角度，分析問題產生的根本原因及其影響，并指出在事件發生后的處理方法，以保證核電廠的安全和經濟效益。

【關鍵詞】除氣冷凝器;噴淋管線;斷裂;處理

中圖分類號： TG441.7文獻標識碼： A文章編號： 2095-2457（2019）02-0169-003

【Abstract】This Paper aims to analyze the prime origin and effect of Degasser Condenser spray piping rupture from the perspective of nuclear power plant operation， which is the widespread design problem in CANDU6.It also indicate the solution to insure the safety and the economic benefit of the nuclear power plant.

【Key words】Degasser Condenser; Spray piping; Rupture; Process

0 概述

在CANDU6型重水反應堆中，為了保證堆芯燃料時刻得到充分的冷卻，主熱傳輸系統（Primary Heat Transport System，簡稱PHTS）必須維持某些特定參數的穩定，其中包括壓力和重水裝量。但是主熱傳輸系統不具備控制其運行參數的設備，壓力與裝量控制必須由壓力和裝量控制系統（Pressure and Inventory Control System，簡稱PIC）來完成。壓力和裝量控制系統是主熱傳輸系統的重要輔助系統，其功能是控制主熱傳輸系統壓力、重水裝量、以及提供超壓保護。

除氣冷凝器（Degasser Condenser，簡稱D/C）是壓力與裝量控制系統的重要組成部分，它是一個內徑1.98m，高6m，體積約19.83m3的立式圓柱容器。正常運行時通過噴淋閥3332-PCV24/25和電加熱器3332-HTR6/7將壓力控制在1.0～1.05MPa之間，將溫度控制在180℃左右，并通過液位控制閥3332-LCV8/15將液位維持在1.0m。其主要功能是用來除去PHTS的不凝結氣體和冷凝從PHTS或穩壓器排出的高溫重水或蒸汽。由于D/C一面連接著高溫高壓的主熱傳輸系統，一面又連接著低溫的熱傳輸壓力裝量控制系統，兼之D/C體積小、正常運行期間壓力穩定，因此當主熱傳輸系統與D/C相連的閥門出現意外開啟或內漏等情況時，D/C就會出現非常明顯的壓力變化，這對于及時發現主熱傳輸系統的設備缺陷有著重要的意義。

1 除氣冷凝器噴淋管線斷裂事件

1.1 背景

秦山三期兩臺機組投入商業運行后僅僅幾個月，就發現穩壓器蒸汽釋放閥出現不同程度的內漏，D/C噴淋閥出現了頻繁動作的現象。由于CANDU電站燃料設計燃耗低的特點，必須進行在線換料才能保持機組的功率運行，每次換料過程中都會引起PHTS壓力瞬態。系統超壓后，穩壓器蒸汽釋放閥動作，向D/C排放重水蒸汽進行卸壓。通過與CANDU業主聯合會、韓國月城電站、加拿大G-2電站、加拿大Point Lepreau電站的溝通和反饋，確認穩壓器蒸汽釋放閥在換料過程中頻繁動作以及發生內漏后引起D/C噴淋閥門頻繁動作等運行狀況，是CANDU 6機組普遍存在的設計問題。

1.2 造成噴淋管線斷裂的原因

（1）噴淋閥3332-PCV24/25前后壓差大，閥前約14MPa，閥后只有1MPa，壓差13MPa，3332-PCV24/25開啟后，閥后壓力突增，對管線造成很大沖擊;

（2）噴淋閥3332-PCV24/25位置管線錯綜復雜，進D/C前有5個直角拐點和一個弧形的180°拐點，閥門開啟后有很大的沖擊力和橫向作用力;

（3）D/C噴淋水取自上充泵（主要用于補充主熱傳輸系統裝量）出口，約40℃，D/C內介質溫度約187℃，溫差約147℃，這就造成D/C管嘴與噴淋管線的對接處在3332-PCV24/25開啟后瞬間接受40℃冷水的沖刷，產生的熱應力非常大。

2 除氣冷凝器噴淋管線斷裂的影響

2.1 重水泄漏

當D/C噴淋管線發生斷裂后，D/C內的高溫蒸汽由破口逸出，遇到環境中冷空氣后迅速凝結成重水。由于D/C內壓力約為1MPa，遠高于反應堆廠房（R/B）內壓力，所以不斷有重水蒸汽逸出并冷凝為重水。從以往事件中看出，每次發生噴淋管線斷裂，都造成了大量的重水泄漏和損失。

2.2 氚釋放

氚是重水中的氘與中子反應的產物，具有放射性，會發生β衰變。氚可以通過呼吸或皮膚進入人體。一旦進入人體內，氚會被人體細胞用于細胞代謝，造成直接的內照射，大量吸入氚會嚴重危害吸入者的健康。隨著重水泄漏，重水中的氚也隨著重水蒸汽釋放到反應堆廠房中，造成氚污染。

2.3 D/C壓力異常降低

一旦發生噴淋管線斷裂，由于D/C內外壓差達到1MPa，D/C內的壓力必然會下降。D/C內兩個可調的電加熱器，在發現D/C壓力低于1MPa時會自動投入運行以維持壓力。當破口較小時，電加熱器能夠維持D/C內的壓力穩定，此時除了D/C電加熱器輸出增大、D/C壓力小幅波動外，整個系統沒有明顯的異常。當破口大到超出了電加熱器的補償能力時，D/C內的壓力便會下降。

當D/C壓力下降到150KPa以下，由于重水儲存箱3333-TK1比除氣冷凝器位置高，在重力作用下，低溫重水通過上充泵再循環管線注入D/C，引起D/C液位上升和D/C壓力的進一步快速降低。

3 事故的分析與處理

對于D/C噴淋管線由于小裂紋發生重水泄漏的情況，因事件發展緩慢，除了反應堆廠房內重水濃度上升外，短時間內沒有其他特別明顯的特征。這時只能通過人員進入反應堆廠房內查漏來確定，在情況明確后，可根據綜合運行規程GOP004（降功率至冷態泄壓）停堆，再處理缺陷。

對于D/C噴淋管線發生完全斷裂的情況，由于破口較大，D/C內的壓力會快速下降，此時需要運行人員快速響應，以減少事故的后果，保證反應堆的安全。以下的分析全部是針對噴淋管線完全斷裂的情況。

3.1 事故的診斷

D/C噴淋管線發生完全斷裂后，D/C就有了一個對空的破口，D/C內的壓力會快速下降，D/C電加熱器HTR6/7在除氣冷凝器內壓力低于1MPa時會自動投入。同時，D/C液位異常升高，反應堆廠房內空氣中的重水濃度快速上升，主控室會產生空氣中重水濃度高的報警。另外，重水/輕水泄漏檢測系統報警和反應堆廠房內空氣中氚放射性高報警也有可能產生。

3.2 異常處理

主控室操縱員在確定D/C噴淋管線發生完全斷裂后，需要立即響應：

（1）啟動瞬態響應，廣播反應堆廠房人員緊急撤離。

（2）手動脫扣1#停堆系統（SDS#1），執行應急運行規程EOP-001，確認停堆系統動作的有效性。

（3）通知保健物理人員對R/B各房間進行取樣，確定R/B內各房間的放射性，操縱員根據放射性水平來決定相應的干預行動。

（4）監視R/B內放射性劑量，當R/B內劑量超過3000cps，確認安全殼隔離閥自動關閉，以阻止R/B內的放射性物質向外擴散。

（5）停運D/C電加熱器3332-HTR6/7，以防止更多的重水蒸汽通過斷裂管線出向環境逸出。

（6）隔離D/C，防止重水以其他方式進入D/C。

（7）打開3332-PV10對D/C進行疏水。

（8）參考GOP004（降功率至冷態泄壓）對PHTS降溫降壓。由于D/C已經被隔離，PHTS無法通過穩壓器壓力控制閥3332-PCV5/6來降低系統壓力，因此在PHTS切換至水實體之前只進行降溫操作，不進行降壓操作。

3.3 對PHTS切換至水實體之前只降溫不降壓的可行性分析

對CANDU堆壓力管的結構完整性構成最大威脅的是延遲氫化裂紋（DHC）。在特定工況（低溫高壓）的壓力/溫度環境下，延遲氫化裂紋崩裂會導致主熱傳輸系統失去冷卻劑事故（LOCA）。

在發生D/C噴淋管線斷裂的事故工況下，防止延遲氫化裂紋（DHC）產生的對策有：

（1）采用最大允許的速率冷卻PHTS。

（2）保證主熱傳輸系統運行于PHTS壓力/溫度（P/T）包絡線[5]之內（即圖1中陰影部分）。

圖1 保證壓力管結構完整性的PHTS壓力/溫度（P/T）包絡線

由圖1裂紋穩定性線計算出的各溫度點對應的反應堆出口集管（ROH）容許壓力如下：

表1 由裂紋穩定性線計算出的各溫度點對應的反應堆出口集管容許壓力Ps ROH（T）

正常情況下PHTS的壓力為9.89MPa，從表1中可以看出，在該壓力下將PHTS的溫度由260℃降至80℃是在PHTS壓力/溫度（P/T）包絡線之內的。因此在PHTS切換至水實體之前只降溫不降壓是可行的。

3.4 避免重水從破口泄漏

在D/C完全隔離后，上充泵的再循環流量將全部進入D/C內，導致D/C內液位上升，甚至通過噴淋管線的破口泄漏到反應堆廠房內。所以，如何避免這種情況的發生成為了事故處理的重點之一。

（1）降溫降壓所需時間的計算

PHTS所允許的最大連續降溫速率為2.76℃/分鐘，將PHTS由260℃降至80℃需要約65分鐘，隨后切換至水實體模式，再將壓力以500kPa/2分鐘的速度降至500kPa，停運上充泵時，則至少還需要40分鐘。所以，整個降溫降壓過程需要大約2小時。

（2）重水上升至破口所需時間的計算

D/C的內徑為1.98米，噴淋管線位于D/C中部距其底部5米處。可以得出D/C內到噴淋管線位置處的容積約為14.38m3。正常運行時，D/C內有重水2.49m3[1]。

在正常情況下，兩臺上充泵的再循環管線節流孔板RO5和RO10的上游壓力為13.6MPa，下游壓力為1MPa，流量為1.65kg/s。在發生噴淋管線完全斷裂的極端情況下，可認為D/C內壓力為大氣壓，即RO5和RO10的下游壓力為0。再循環管線內徑為1英寸，重水密度為1091kg/m3[1]。根據伯努利方程和流體連續性方程，節流孔板前后的壓差與流量的平方成正比，不考慮摩擦等因素的影響（簡化計算，同時也出于保守考慮），可算出單臺泵再循環最大流量約為1.71kg/s。由此可得出一臺上充泵連續運行1小時，其再循環管線的水全部進入D/C內的體積約為5.64m3。

另外由2007年5月2日，1號機組通過3332-PV10對D/C（常壓）疏水的操作可知，D/C由2.455米降至1.375米，用時1小時25分45秒，可以得出其疏水速率為2.33m3/h。

在發生噴淋管線完全斷裂后，操縱員隔離D/C，打開3332-PV10對其疏水，并保持1臺上充泵運行，此時每小時注入D/C內的重水體積為3.31m3。由此可以算出D/C內的液位上升到破口處需要3小時36分。如果保持2臺上充泵運行，此時每小時注入D/C內的重水體積為8.95m3，D/C內的液位上升到破口處需要1小時20分。

因此在對PHTS降溫降壓的時候，只能保持一臺上充泵運行，操縱員必須抓緊時間對PHTS降溫降壓。如果需求的上充流量超過一臺上充泵的能力，可以要求換料人員將換料機連接到燃料通道上對PHTS供水。

3.5 保證主熱傳輸系統的裝量

主熱傳輸系統從熱態零功率降到冷態零功率這一階段，由于冷卻劑收縮而造成的重水容積的變化，需要重水儲存箱提供約26.9m3的重水裝量，而一條上充泵再循環管線在整個過程中旁路了約11.3m3的重水裝量，這超出了重水儲存箱的供水能力。因此需要操縱員在適當的時候從重水供應系統傳輸重水到重水儲存箱內，以保證PHTS的裝量。

4 結論

除氣冷凝器噴淋管線由于振動導致的開裂已成為CANDU6型重水堆的重要缺陷和熱點問題，嚴重影響到了核電廠的安全運行和經濟效益。在發生除氣冷凝器噴淋管線完全斷裂的情況時，操縱員需要迅速發現并定位故障，及時停堆、隔離除氣冷凝器并輸水，盡早對主熱傳輸系統進行降溫降壓。在只啟動一臺上充泵的情況下，操縱員有足夠的時間將主熱傳輸系統降至冷態泄壓，并在必要時通知換料人員將換料機連接到主熱傳輸系統以補充重水裝量。另外，操縱員需要及時通過重水供應系統對重水儲存箱補水。此時電廠的核安全和經濟性都能得到有效的保障。

【參考文獻】

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[3]98-33310-TMT-FB203：壓力和裝量控制系統培訓教材.

[4]9801-33300-1-1-OF-A1：熱傳輸壓力裝量控制及重水儲存、傳輸系統流程圖.

[5]98-98550-TMT-GO212：保持壓力管完整性的PHTS運行導則.

[6]主熱傳輸系統及其輔助系統標高圖.