高　超，劉　勇，孫朋朋，尚　臣

國內先進壓水堆核電廠快速冷卻功能首堆試驗研究

高超，劉勇，孫朋朋，尚臣

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

快速冷卻功能是我國自主三代核電技術所采用的一項新設計特性。其作用是在事故工況下，由安注信號觸發大氣排放閥的開啟并自動調節，從而對反應堆冷卻劑系統實施快速冷卻，確保中壓安注盡快注入。為驗證快速冷卻功能的正確性和與設計的符合性，經研究需開展調試首堆試驗。該文描述了國內先進壓水堆核電廠快速冷卻功能首堆試驗的實施方案和設計方法，以確保調試工作高效有序的開展，并為機組后續的安全穩定運行提供有力保障。與此同時，快速冷卻功能首堆試驗的結果也可用于同系列堆型的設計優化、調試、維修和運行等工作。

先進壓水堆；快速冷卻功能；首堆試驗；調試

國內先進壓水堆是在我國30余年核電科研、設計、制造、建設和運行經驗的基礎上，根據福島事故經驗反饋以及我國和全球最新安全要求，研發的先進百萬千瓦級壓水堆核電技術[1]。作為中國核電“走出去”的主打品牌，在設計創新方面，國內先進壓水堆提出了諸如快速冷卻功能，能動和非能動相結合的安全設計理念等具備新概念設計和具備新設計特性物項。

在發生中小失水事故（LOCA）及蒸汽發生器傳熱管破裂事故（SGTR）等事故[2]時，一回路壓力高于中壓安注注入壓力，因此需降低反應堆冷卻劑系統的壓力，盡快使中壓安注能夠注入一回路系統?；谶@種思路，在國內先進壓水堆核電廠中設計了“安注信號觸發一回路快速冷卻”功能[3]。為驗證這些新物項的性能符合設計要求并滿足性能標準，應針對其調試試驗方案開展針對性的分析和研究。

1　快速冷卻功能

每條蒸汽發生器（SG）出口管路上都設置有兩條向大氣排放的管路，每條排放管路分別由一臺電動隔離閥和一臺大氣排放閥串聯組成，如圖1所示[4]。

在事故工況下，當安注信號觸發快速冷卻時，切換開關自動切換到函數發生器通道，執行快速冷卻功能。通過二次側大氣排放，對反應堆冷卻劑系統實施快速冷卻，確保中壓安注盡快注入，滿足事故后30 min不干預原則。此間，通過執行快速冷卻功能的大氣排放閥（131VV/132VV/133VV）按照一定速率逐步降低二回路壓力，大氣排放閥壓力整定值從7.85 MPa降至4.5 MPa。

2　首堆試驗方案研究

2.1　試驗對象選取

國內先進壓水堆3臺蒸汽發生器每臺均有兩條大氣排放管線，其中一條大氣排放管線（131/132/133VV）用于在電廠正常運行期間執行冷卻、超壓保護功能，并在安注信號觸發后執行快速冷卻功能。另一條大氣排放閥管線（231/232/233VV）用于SGTR事故手動階段增加冷卻能力，不執行快速冷卻功能，不需要進行試驗。

圖1　大氣排放系統簡圖

快速冷卻功能需要滿足單一故障準則要求。即在事故發生后的自動動作階段，即使1臺大氣排放閥失效，剩余2臺閥門仍可自動調節。對于SGTR事故，在事故后的手動階段，依靠兩個完好環路的TSA（考慮一臺大氣排放閥失效，三臺大氣排放閥可以操作）仍能滿足事故規程的操作要求。試驗工況應考慮正常工況與單一故障工況。單一故障工況的驗證可以包絡正常工況，因此試驗時，隔離一臺蒸汽發生器，模擬單一故障。

2.2　試驗條件分析

2.2.1試驗工況選取

核電機組整個調試過程劃分為三個主要階段：預運行試驗階段；首次裝料、初始臨界和低功率試驗階段；功率試驗階段。其中，熱態性能試驗子階段主要包括裝料前反應堆冷卻劑系統及輔助支持系統的全部熱態性能試驗等[3]。熱態性能試驗是在盡可能模擬核電廠實際運行工況的條件下，驗證系統的熱態性能是否與設計規定要求一致，驗證系統和設備在高溫運行時的可靠性，同時在高溫下對設備和管道內壁進行鈍化。在此階段，反應堆冷卻劑泵分段加熱升溫，完成從冷停堆到熱停堆工況為止的全部壓力和溫度范圍。

快速冷卻試驗一回路降溫速率過快、二次側大量排熱，容易造成機組瞬態或設備損壞。由于負慢化劑溫度系數效應，還可能會引入不可控的正反應性，功能驗證試驗宜在裝料前進行。

二次側的降壓速率決定了蒸汽發生器的帶熱量，進而起到一回路降壓的目的，關于該設計的驗證分成兩個層次：

（1）通過試驗驗證二次側降壓速率與設計計算的符合性

試驗的目的是驗證快速冷卻功能，即確保蒸汽發生器二次側的降壓速率滿足安全分析要求，熱態性能試驗子階段開展相應驗證試驗即可滿足試驗目的。為了盡可能的模擬核電廠實際運行工況，應在熱態性能試驗子階段，選取熱停堆工況[5]。

（2）驗證一回路的壓力響應與設計計算的符合性

由于無法模擬真實事故工況，通過上述試驗工況取得的試驗數據，對比相同工況下CATHARE程序的計算結果，從而驗證事故工況下理論分析計算的有效性。

2.2.2一、二回路初始條件

為了更接近真實的工況，試驗工況選取熱停堆工況，依靠三臺主泵和穩壓器電加熱器為一回路提供熱量。

在快速冷卻的過程中，一回路快速降溫降壓，冷卻劑會快速收縮，為了防止試驗過程中穩壓器電加熱裸露，應提升穩壓器初始水位。根據調試經驗，二回路蒸汽壓力選取熱試期間最高壓力即可，試驗期間蒸汽發生器可通過輔助給水系統補水，初始情況下蒸汽發生器維持正常液位即可。

2.2.3控制條件

二次側蒸汽大量排出，應防止蒸發器液位過低，應考慮輔助給水的補水。大氣排放閥開啟的初始短時間內，存在虛假水位現象，應防止蒸發器水位過高導致滿溢，因此應密切監視蒸發器水位。根據初始條件和控制條件，對試驗進行了初步模擬，相關輸入如下：

（1）熱停堆工況；

（2）上充泵自動調節，穩壓器電加熱器處于自動狀態；

（3）兩臺電動輔助給水泵自動啟動，閥門開度自動調節；

（4）蒸汽發生器初始水位50%；

（5）穩壓器初始水位70%。

根據初步模擬結果，如圖2所示，上述試驗控制條件不會導致穩壓器和蒸發器低液位，滿足試驗要求。

圖2　穩壓器和蒸汽發生器水位

2.3　驗收準則分析

快速冷卻功能的作用是通過二回路對一回路快速冷卻進而降溫降壓，使中壓安注盡快注入一回路。二次側的降壓速率決定了蒸汽發生器的帶熱量，進而起到一回路降壓的目的，對于該設計的驗證應該分為兩個層次的驗證：（1）一回路的壓力響應與計算的符合性驗證；（2）二次側降壓速率與計算的符合性驗證。

由于無法真實模擬事故工況，無法通過試驗驗證一回路壓力響應與計算的符合性，但是可以選取試驗數據，與采用同一程序預分析的結果進行對比，側面證明計算程序的合理可信性，有關程序驗證的內容本文暫不涉及。本文主要針對快速冷卻功能開展試驗研究，即通過試驗驗證二次側降壓速率與計算的符合性。

大氣排放閥壓力的控制方程為：

式中：d——100 ℃/h；

——2.2；

Δ——兩循環之間的時間步長5 s；

setpoint——時刻大氣排放閥定值；

根據公式（1），大氣排放閥壓力整定值如圖3所示，可知快速冷卻公式本質上是二次側的降壓速率。閥門設定值自動降低，每隔5 s自動設定一次，當設定值達到蒸汽初始壓力時，大氣排放閥自動開啟，然后根據閥門設定值和二回路壓力，自動調節閥門開度。一回路壓力降低降低到安注壓力后，安注注入后會對一回路形成較大的熱沖擊，因此試驗應該在一回路壓力到達安注壓力之前終止。根據設計可以在穩壓器壓力低4前停止試驗。此外，蒸汽發生器兩側的壓差不應超過11 MPa，避免偏離核電廠溫度壓力運行線。結合以上考慮，計算出二回路的終止壓力，即大氣排放閥整定值終止壓力設置成目標壓力。

綜上，驗收準則應為“觸發快速冷卻后，從蒸汽壓力通過大氣排放閥控制開始到達目標壓力這段時間內，蒸汽壓力應維持在整定值曲線誤差范圍（±1.5 bar）之內”。

圖3　大氣排放閥整定值曲線

3　快速冷卻首堆試驗設計流程

根據上述分析，快速冷卻功能首堆試驗的設計方法流程如圖4所示，主要包括：

（1）系統功能和配置分析；

（2）風險分析及風險預案處理；

（3）選取試驗對象及設計初始條件；

（4）設計驗收準則；

（5）設計試驗步驟。

圖4　快速冷卻功能首堆試驗設計流程

4　結論

本文對快速冷卻功能首堆試驗方法進行了設計，分析并制定了試驗方案。首次提出了快速冷卻功能驗證首堆試驗的設計方法，該設計方法具有理論可行性、工程可實施性。本研究工作的開展填補了新型堆首臺機組快速冷卻功能驗證設計方法的空白。首堆試驗僅在同類型堆型的首臺機組上執行，為后續調試上游文件的設計及現場調試工作的具體執行提供了有利支持，為后續機組安全穩定運行及經濟性的提高奠定了基礎。

［1］ 邢繼．能動與非能動相結合的先進壓水堆核電廠［M］．北京：中國原子能出版社，2016．

［2］ 鄭華．EPR緩解SGTR事故的設計特點［J］．核科學與工程，2010，30（1）．

［3］ 邢繼，于沛，李軍．華龍一號SGTR事故緩解措施及事故處理［J］．核動力工程，2016，37（04）．

［4］ 百萬千瓦級先進壓水堆核電機組汽輪機旁路系統手冊［R］．北京：中國核電工程有限公司，2019．

［5］ 劉勇，田齊偉．調試階段劃分及調試項目設計［J］．中國核電，2019，45（12）：28-30．

Research on FPOT Fast Cool-down Function of Advanced PWR

GAO Chao，LIU Yong，SUN Pengpeng，SHANG Chen

（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）

Advanced PWR is a third-generation advanced technology 1 000 MWe-class pressurized water reactor developed by China National Nuclear Corporation．As one of the new design features of advanced PWR，fast cool-down function is to trigger the opening and the follow up controlling of the atmospheric discharge valve by the safety injection signal under the accident condition．It needs to carry out the FPOT（First Plant Only Tests）to verify the correctness of the fast cool-down function and compliance with the design．This paper researches the advanced PWR fast cool-down function FPOT implementation project and design methodology，which not only ensures the commissioning efficiency and arrangement，but also guarantees the safety operation．Meanwhile the FPOT results could be used for design optimization，commissioning，maintenance and operation of advanced PWR follow-up units．

Advanced PWR；Fast cool-down function；FPOT；Commissioning

TL374

A

0258-0918（2021）03-0533-05

2020-09-21

高超（1983—），男，浙江海寧人，高級工程師，學士，現主要從事核電廠調試和運行工作