壓水堆核電廠乏燃料水池控制系統改進設計

穆昌洪，方 郁，牛新祥，齊宇博

（中廣核研究院有限公司，廣東 深圳 518000）

0 引言

壓水堆核電廠乏燃料水池是乏燃料組件儲存、冷卻、檢查、修復、運輸等水下操作的場地。壓水堆核電廠的乏燃料在移出堆芯后仍具有很高的放射性和衰變熱，需要在乏燃料水池中長期貯存。因此，對于核電廠而言，乏燃料的貯存安全是無法回避的重要問題。

某1000MW壓水堆核電廠反應堆與乏燃料水池冷卻和處理系統（PTR）具有兩個冷卻回路[1]，每個冷卻回路由一臺冷卻泵和一臺管殼式熱交換器組成，通過冷卻回路排出已輻照燃料組件所釋放的衰變熱，并在反應堆冷卻劑回路（RCP）開啟后，在余熱排出系統（RRA）不可用的情況下，作為其備用；大修期間對反應堆水池進行充排水作業；反應堆水池充水前，給換料水箱打循環凈化水質[2]。

因為系統管路連接限制，在進行換料水箱循環凈化時，需要中斷對乏燃料水池的冷卻，存在一定的安全風險，且系統運行靈活性較差；在給RRA系統作備用時，只有一個冷卻回路負責乏燃料水池的冷卻，系統冗余不夠。

此外，考慮乏燃料水池最大衰變熱為10MW，計算表明：當海水溫度不高于27℃，RRI溫度可低于29℃，現有PTR系統需雙列運行才能滿足乏燃料水池溫度不高于50℃的要求，泵和熱交換器缺乏備用（不滿足單一故障原則），也不能作為RRA系統備用。可見，在高溫季節，隨著海水溫度的升高，以海水作為冷源的設備冷卻水系統（RRI）的水溫也升高，PTR系統換熱器的換熱能力將顯著降低，如果在高溫季節發生異常工況，導致非計劃停堆需要全堆芯卸料時，現有PTR系統可能面臨冷卻能力裕度不足的風險[3,4]。

基于上述原因，電廠決定實施PTR系統的改進，以提升PTR系統的冷卻能力，增加乏燃料水池冷卻系統的運行靈活性和冗余度，保證乏燃料的安全存儲。

1 系統改進方案及功能設計

為解決上述問題，增加PTR系統的冷卻能力，本改進在原PTR冷卻回路上并聯新增一列由冷卻泵和一臺換熱效率更高的板式換熱器組成的冷卻回路，同時優化其它功能回路（如圖1所示），在提升PTR乏池的冷卻能力同時，實現下列改進目標：

圖1 系統改進方案Fig.1 System modification scheme

◇在不影響RRI管網其它用戶的流量分配的條件下，增加PTR系統的冷卻能力。

◇給換料水箱PTR001BA預凈化時，PTR乏池保持必要的冷卻能力。

◇PTR系統作為RRA系統備用時，PTR乏池保持必要的冷卻能力。

◇通過新增一臺泵的配置來提高PTR系統的運行靈活性。

1.1 基本要求

新增設備參考原PTR冷卻回路設計，為實現系統設計目標和安全要求，控制系統需新增相關的控制機柜、溫度/壓力/流量等測量儀表、DCS邏輯組態及報警，所有新增或修改的管線級別與原設計保持一致，與新增泵控制相關的設備（如控制機柜、儀表）通過K3類鑒定；其他儀表無安全和抗震要求。

1.2 系統功能設計

系統控制功能主要涉及新增PTR循環水泵控制，由B列380VAC配電盤供電，基于現有的DCS控制系統平臺實現，根據執行功能的安全要求和分列不同，DCS平臺包含安全級（1E），安全相關級（SR）和非安全級（NC）[5,6]，控制邏輯如圖2所示。

圖2 控制邏輯設計Fig.2 Control logic design

◇正常啟停（B列SR級）：新增泵在KX廠房0 m，KX廠房20 m，RX廠房20 m通過手動方式啟/停。

◇工藝保護（B列SR級）：根據系統工藝配置設置反應堆水池水位低低、泵入口壓力低和乏池液位低跳泵保護。

◇RRA備用（B列SR級）：作為RRA備用時，禁止KX廠房20 m，RX廠房20 m遠程停新增泵，同時也禁止泵入口壓力低和乏池液位低跳泵保護。

◇在BUP及就地遠方控制柜設置泵狀態指示（B列SR級）。

◇主控室設置泵入口壓力低/電氣故障報警（B列NC級）。

◇LHB卸載（B列1E級）：在柴油發電機組投入LHB母線時，執行LHB卸載（即LHB Load shedding 20 s信號觸發時停泵，并在持續時間內禁止手動啟動。該信號消失后，不會自動再啟動，需由運行人員就地手動啟泵）。

此外，為便于系統運行和監控，在新增冷卻回路設置相關的溫度、壓力、流量等儀表，修改就地系統簡化顯示盤（MIMIC）和主控DCS畫面指示，實時監控新增回路運行過程中的溫度、壓力、流量等數據，并在異常時向主控發出報警。

1.3 改進對現有冷卻回路影響

改進后，原PTR002PO所執行功能不變，相關的控制邏輯建議與改進前保持一致，但原冷卻回路對RRA管線取水點發生變化（經新增的PTR920VB），為保證新增泵作為RRA備用同時，原冷卻回路可用于乏池冷卻而相關保護能繼續投入，因此原冷卻回路不作為RRA備用條件由PTR141VB全關變更為PTR141VB全關或 PTR920VB全關。

鑒于原冷卻泵控制為SR級，因此PTR920VB安全級別設計為NC+，需抗震且送入A列SR機柜（KCP409AR）處理，并通過DCS網絡送至B列原冷卻泵的SR控制邏輯。改進后，原冷卻泵作為RRA備用時存在因PTR920VB限位開關故障而導致誤保護跳閘的風險。經討論，該保護跳閘的風險和后果是可接受的（建議優先使用新增泵作為RRA備用）。

1.4 改進后系統運行方案

改進后，PTR系統具備3列冷卻回路，增加了兩泵三換及三泵三換兩種冷卻模式，系統運行靈活性增加，機組在不同運行階段的運行分析如下：

◇機組正常功率運行階段：3列冷卻回路投入單獨任意一列即可滿足冷卻要求，PTR系統冷卻乏燃料水池的運行方式可與改進前保持不變。

◇在換料大修期間：可根據實際需求投入兩臺換熱器或3臺換熱器對乏燃料水池進行冷卻，確保乏池水溫低于50℃[7]。

◇換料水箱（PTR001BA）循環凈化水質：使用新增泵回路執行，乏燃料水池的冷卻可由原A/B兩列提供。

◇PTR作為RRA備用：在反應堆主回路處于開啟狀態時，原設計用B列給RRA做備用，此時只有A列用于PTR乏池冷卻；改進后乏燃料水池的冷卻可由原兩列冷卻回路同時或任意單列提供，此時可以利用新增回路（PTR006PO+PTR003RF）給RRA做備用。

◇反應堆水池沖排水：在大修期間，原設計使用B列泵進行反應堆水池充排水作業；改進后，新增列可執行反應堆水池充排水作業，原兩列冷卻回路可同時為乏燃料水池提供冷卻。

經過分析，改進后系統在不同條件下的運行方式可以發現，正常運行工況下，仍可采用原兩列其中任意一列作為乏燃料水池的冷卻回路使用，其取水流量與原設計一致，乏燃料水池的充排水、凈化及撇沫回路均無變化；換料大修期間，利用新增泵執行換料水箱凈化和反應堆水池撇沫，確保在冷卻乏燃料水池的同時，凈化回路和撇沫回路也不受影響。

2 控制系統設計

根據方案設計的系統設備運行要求及現有DCS系統設計，改進控制系統相關的DCS實現方案如圖3所示。

圖3 DCS方案示意圖Fig.3 DCS Schematic diagram

2.1 新增冷卻泵控制功能實現

原DCS平臺針對各個TXP控制機柜設置功能分組，將同一列（A列或B列）系統設備的功能集中處理，盡量減少不同機柜間的數據通訊[8]。根據PTR006PO的功能分級和現有KCP機柜功能分組設計，PTR006PO的1E級LHA/LHB load shedding卸載實現方式與PTR001/002PO及其他使用LHA/LHB Load shedding信號設備保持一致，新增泵的控制、報警及狀態實現如下：

◇在KCP410AR（PSAS-SR train B）中新增泵的啟停控制接口，執行SR級啟停控制、保護、狀態指示功能，并由Profibus網絡與新增AV42模塊通訊，并驅動BUP和就地機柜的設備狀態指示燈。

◇在KCS118AR（PACS train B）新 增AV42模 塊，執行新增泵的 1E級LHB卸載優選功能，并與SR部分進行Profibus網絡通信，實現新增泵的啟停驅動。

◇PTR060AR接收AV42的控制信號，并反饋泵的狀態信息。

◇新增泵 NC級報警功能由非安全級DCS機柜KCP506AR（PSAS-NC train B）執行，完成新增泵的報警邏輯，并向就地控制柜PTR102AR發送報警狀態指示。

針對安全級DCS部分，本改進結合電廠其他安全級DCS改進共同完成相關的軟件驗證和確認（V&V）[9]。

2.2 回路流量計算[10]

為測量新增回路在運行過程中的運行流量，在新增換熱器入口設置差壓流量計。結合現場輻射條件和設備成熟度，改進使用標準流量孔板測量含硼水流量，其流量和壓差間關系如下；

式中，k為常量；△P為孔板前后壓差。

出于管路流體力學計算及壓損要求，并對孔板進行設計，最終獲得的k值約為73.03，刻度流量為400 m3/h，壓差為30 kPa；測量儀表壓差與輸出電流間成正比關系，并由安裝在就地控制柜內的顯示模塊指示。

2.3 設備運行狀態指示

為便于操作員掌握系統運行狀態，原PTR系統循環凈化換料水箱PTR001BA、反應堆水池充排水、乏池冷卻、RRA備用、A/B列流量共享回路上的關鍵隔離閥狀態在PTR001AR就地mimic上指示；PTR冷卻能力相關回路上關鍵隔離閥、泵運行狀態還在操作控制及狀態監視系統（OM690）畫面中指示。

改進后，新增閥門狀態信號通過PTR001AR內的繼電器隔離后，分別送至就地系統顯示面板（MIMIC）指示燈和KCP機柜，并由DCS處理后在OM690畫面中指示。

換熱器出口溫度信號經KCP511AR熱電阻通道處理，并在DCS設置換熱器出口溫度高報警，繼而在主控室OM690畫面中指示。

3 控制系統實施方案

本改進涉及設備管路、儀表、控制柜等新增設備安裝，也涉及新冷卻回路與原系統間的連接，并完成安全級和非安全級DCS修改，需要在核島廠房/燃料廠房/電氣廠房等區域開展安裝實施工作，存在較大的輻射防護風險。干涉設備移位、就地顯示面板更換等部分工作必須在原有系統上進行改進，但實施過程中PTR系統必須不間斷連續運行冷卻乏燃料水池，無法對現有系統進行徹底隔離后進行設備更換和安裝，且現場實施空間較為狹小，存在PTR冷卻泵跳閘、直流48VDC系統短路接地、設備誤碰、電纜損壞等，導致系統不可用而產生機組安全重要系統或設備相關的事件（I0）風險，施工難度較高。

控制系統設備的安裝、調試，需與電氣、系統專業同步實施，項目組制定嚴謹施工方案，將施工窗口分為大修和日常兩個部分，分別針對各個施工工作進行工業和系統風險分析，制定防誤碰、防絕緣短路、起重、高處作業等施工管控措施，結合電氣和系統專業安裝進度安排相關設備的安裝和調試工作，主要包括：

◇機組日常運行窗口：儀控系統控制柜、儀表安裝、PTR001AR繼電器安裝及MIMIC更換、干涉設備移位等離線工作結合新增冷卻回路管路設備隔離安裝窗口在日常進行，并在設備安裝完成后進行儀表在線、機柜功能檢查、運行切換等試驗，分段驗證相關的儀表和設備運行功能，并配合系統專業開展冷卻回路相關的調閥開度、換熱效率等試驗。

◇機組大修窗口：核島控制柜安裝及安全級、非安全級DCS接線，邏輯組態下裝等工作選擇合適的大修窗口實施，并在安裝完成后進行儀控邏輯調試試驗、控制系統聯調試驗，驗證改進后機電儀系統的控制功能和協調動作。

經一系列的試驗驗證表明，改進后的PTR系統新增冷卻回路流量、泵出入口壓力/性能曲線、換熱能力、運行切換等指標滿足設計要求。

4 結束語

本改進控制系統的設計和實施方案在某1000MW壓水堆核電廠的成功實施，避免了換料水箱循環凈化時乏池失冷的風險，在提高乏燃料水池的冷卻能力和保證乏燃料的貯存安全的同時，增加系統運行靈活性和冗余，為換料大修提供額外的堆芯排水手段，縮短大修工期，并為同類型的安全級和非安全級DCS改進的設計和實施提供參考。