先进压水堆应急情况下的硼酸需求分析

先进压水堆应急情况下的硼酸需求分析

温冠峰

（山东核电有限公司烟台265116）

摘要：核电站在应急情况下必须保障充足的硼酸资源，目的是确保事故时硼酸能注入安全壳内和乏燃料水池，维持堆芯和乏燃料的次临界度，保证核电站在事故工况下的核安全，防止放射性向环境释放。本文通过对某先进压水堆关键系统的硼酸需求进行分析，计算得出应急情况的硼酸需求，为电站硼酸储存提供了量化指导。

关键词：硼酸；最大需求工况；重量百分比；

0前言

硼酸是核电站中用于反应性控制的重要物资，在应急情况下，通过将硼酸注入安全壳内和乏燃料水池，保证堆芯及乏燃料的安全，防止放射性向公众和环境释放。因此，核电站最大的硼酸需求量，对核电站事故后安全有重要的指导意义。

1硼酸资源最大需求总量分析

在寿期末满功率工况到停堆换料的过程，由于温度下降，需要向一回路补含硼水，同时需要大量含硼水进行换料操作，这个工况下的硼酸的使用量最大。如果此时发生地震叠加海啸事件，硼酸的需求量是最高的。

如此时发生二回路在安全壳内的管道断裂事故，极端情况下，两个蒸汽发生器的水容积将全部泄漏进安全壳内，降低壳内的硼浓度。

1.1主冷却剂系统RCS硼酸量

RCS系统最大冷却剂质量出现在停堆换料阶段，系统已达常温常压，PXS系统隔离，安全壳内换料水箱（IRWST）向换料水池排水进行换料操作至换料要求水位，此时RCS冷却剂质量298305kg（包括化容系统净化回路的容积），硼浓度与IRWST的硼浓度相同，为1.54%重量百分比浓度（2700ppm）。基于保守考虑，假设寿期末满负荷下RCS硼浓度为0。则RCS系统的硼酸质量M1：298305×1.54%=4593.897（Kg）

1.2非能动堆芯冷却系统PXS硼酸量

PXS系统硼酸量考虑两台蓄压箱（ACC）、两台堆芯补水箱（CMT）、一个IRWST满水的情况，其中ACC水容积48.139m3；CMT水容积70.797m3；IRWST水容积2132m3。ACC和IRWST硼浓度为1.54%重量百分比浓度，CMT为2%重量百分比浓度（3500ppm）的硼酸。1.54%重量百分比浓度硼酸溶液密度为1.007kg/l，2%重量百分比浓度硼酸溶液密度为1.008kg/l（环境温度取室温25℃，下同）。则PXS系统的硼酸质量M2：（48.139×2+2132）×1.007×1000×1.54%+70.797×2×1.008×1000×2%=37410.225（Ｋｇ）

1.3CVS系统硼酸量

CVS系统考虑硼酸箱（BAT）和硼酸制备箱（BABT）的容积，考虑两个水箱最大水容积的情况（水箱内都充满浓硼酸溶液）。

BAT容积302.83m3，BABT容积3.03m3。两个水箱的硼浓度为2.5%重量百分比浓度（4375ppm），2.5%重量百分比浓度硼酸溶液密度为1.009kg/l。则CVS系统的硼酸质量M3：（302.83+3.03）×1.009×1000×2.5%=7715.319（Kg）

1.4乏池冷却系统SFS硼酸量

SFS系统硼酸量考虑各个水池乏池（SFP）、燃料冲洗井（CWP）、燃料装载井（CLP）正常液位下的水容积。当地震事故时SFP有水位下降的风险，基于保守原则还需要考虑SFP完全排空一次再补水的水量。乏燃料水池（SFP）水容积721m3，由于SFP最低接管高度为11.136m，对应的水容积为650.83m3，因此再补水的水容积为650.83m3。CWP水容积130.7m3，CLP水容积417m3。以上各个水池和燃料运输通道的硼浓度为1.54%重量百分比浓度（2700ppm），1.54%重量百分比浓度硼酸溶液密度为1.007kg/l。则SFS系统的硼酸质量M4：（721+650.83+130.7+417）×1.007×1000×1.54%=29767.687（Kg）

1.5二回路破口泄漏量

如果二回路在安全壳内发生破口，不含硼的水进入安全壳，同时叠加一回路破口事故，则安全壳内的含硼水将有可能被稀释。此时必须向安全壳内注入硼酸，防止安全壳内硼浓度降低到临界硼浓度之下。考虑最严重的工况，即在冷停堆/换料停堆工况，两个蒸汽发生器的水容积全部进入到安全壳中。

冷停堆/换料停堆工况下，蒸汽发生器二次侧正常液位下水的质量为251526.794kg，假设将这部分水硼化成1.54%重量百分比浓度的硼酸，需要加入硼浓度为2.5%重量百分比浓度（4375ppm）的浓硼酸溶液质量为MB，则所需的浓硼酸溶液质量MB=806981.797（Kg），所需硼酸质量M5：806981.797×2.5%=20174.545（Kg）

1.6换料时通过乏池破口泄漏量

考虑一种极限工况，在换料时发生地震事故，导致乏燃料池的所有连接管道断裂，乏燃料池水位降到11.136m。由于处于停堆换料工况，乏燃料池与安全壳通过燃料运输通道连通，一旦发生地震导致最严重的大破口事故，安全壳内被水淹没，这部分的水有可能通过乏燃料池漏出堆芯。乏燃料池的水位从12.966m降到11.136m，由于泄漏前换料水池与乏燃料池水位一致，泄漏后两者连通水位也相同，因此换料水池的水位下降量也为12.996-11.136=1.83m。换料水池的等效底面积为70.120m2，硼浓度为1.54%重量百分比浓度（2700ppm），此浓度硼酸溶液的密度为1.007kg/l。则泄漏硼酸质量M6：1.83×70.12×1.007×1000×1.54%=1989.995（Kg）

1.７安全壳破口泄漏量

如果考虑安全壳泄漏的工况，极限的工况是：安全壳破口导致淹没安全壳内的水全部漏出堆芯，经过堵漏后，从安全壳外补水以补偿泄漏水量。这部分补水量相当于RCS和PXS系统的水量，即上述M1和M2项的总和，则泄漏硼酸质量M7：4593.897+37410.225=42004.122（Kg）

1.8硼酸需求总量

综上所述，硼酸需求量M＝M1+M2+M3+M4+M5+M6+M7=143655.750（Kg），考虑10%的冗余量，则一台机组硼酸最大需求量M总＝143655.750×1.1=158021.325（Kg）

2硼酸最大需求工况分析

如果考虑SFP蒸发的补给情况，由于不考虑泄漏，此时可以补给除盐水。如需补给含硼水，则补给原则为维持SFP水位在11.136m以上，此时硼酸需求量要根据具体蒸发量来分析。安全壳内冷却水补给原则为维持安全壳液位位于最低淹没液位之上，此时硼酸需求量要根据具体泄漏量来分析。

如还需考虑SFP池体混凝土墙震裂和安全壳混凝土底座震裂的泄漏情况，则还需分析这些情况下水泄漏流量的大小，以计算补给的硼酸量。补给原则为维持SFP水位在11.136m以上以及维持安全壳液位位于最低淹没液位之上。

3硼酸与系统的接入

先进压水堆设计了两条硼酸的接入接口，一条正常接入接口，即向CVS系统的硼酸制备箱添加纯硼酸和除盐水，在硼酸制备箱中加热并搅混后，通过重力自流到硼酸储存箱中，再通过化容补水泵进入RCS系统和各大硼酸用户（PXS的水箱ACC、CMT、IRWST，乏燃料池和燃料运输通道、CWP、CLP等）；另一条事故后接入接口，是在事故发生72小时后给安全壳内补水用的通道，通过设置在安全壳外的法兰和贯穿安全壳的贯穿件，使用外部设备如消防车或水泵直接将含硼水注入到安全壳中，以维持安全壳内的淹没液位，补偿安全壳可能的泄漏。该通道属于RNS系统的试验管线，位于安全壳外，正常为一个由管道端塞密封的法兰，并在下游串联一个手动阀RNS-V012，电站正常运行时关闭。

４结束语

综上所述，硼酸储存量、储存场所、硼酸制备及向主系统的注入能力对电站应急情况下的安全有着重要的作用，本文通过对某先进压水堆核电站一回路及其支持系统各种失水工况下，设备失效模式的分析，通过计算加得出硼酸的需求量并留有一定裕度，通过以上分析，可在电站运行期间提前做好硼酸储备工作，进而确保一回路或及乏池相关系统发生失水事故或者发生类似福岛海啸事故时，确保核燃料冷却及反应性控制，保证反应堆或乏池冷却及次临界的需求。

参考文献：

[1]APP-CVS-M3-001，Rev.1，ChemicalandVolumeControlSystem–SystemSpecificationDocument

[2]APP-PXS-M3-001，Rev.1，PassiveCoreCoollingSystem–SystemSpecificationDocument

[3]APP-RNS-M3-001，Revision1，NormalResidualHeatRemovalSystem–SystemSpecificationDocument

[4]APP-SFS-M3-001，Revision1，SpentFuelPoolCoolingSystem–SystemSpecificationDocument