三门核电1号机组IRWST回流槽疏水试验流量不足问题探讨

三门核电1号机组IRWST回流槽疏水试验流量不足问题探讨

汪方文

三门核电有限公司浙江三门

摘要：三门核电厂采用AP1000三代核电技术，其非能动堆芯冷却系统（PXS）在事故后可通过非能动余热排出热交换器（PRHRHX）导出堆芯热量，并将热量传递至安全壳内置换料水箱（IRWST）。IRWST中水被加热至沸腾，产生蒸汽释放到安全壳大气中，并在较冷的钢制安全壳、环吊梁、加强筋、管道及设备表面上产生冷凝液。为保证事故后堆芯热量及时导出，PXS在环吊梁、加强筋及操作平台处设置了冷凝回流子系统，可以将安全壳内壁的冷凝液引回IRWST。在执行1号机组环吊梁、安全壳加强筋及IRWST回流槽疏水能力试验时，发现IRWST回流槽疏水流量不满足验收准则要求。本文将重点探讨1号机组IRWST回流槽疏水试验流量不足的原因及解决方案。

关键词：AP1000；非能动；冷凝回流；流量不足；解决方案

1.概述

PXS系统设有非能动余热排出热交换器（PRHRHX）用于应急堆芯衰变热导出。PRHRHX位于安全壳内置换料水箱（简称IRWST）中，入口与反应堆冷却剂系统RCS）1环路热管段相连，出口连接至蒸汽发生器，通过两个并联的常关气动阀隔开，示意见图1。

图1PXS系统简图

当发生非LOCA和大LOCA事故时，PRHRHX出口气动阀打开，利用温差与位差作为驱动压头，冷却剂通过PRHRHX进行非能动循环导出堆芯热量，并将热量传递至IRWST的水中。IRWST中水被加热至沸腾，将产生蒸汽并推开IRWST排气孔释放到安全壳大气中。释放至安全壳内的蒸汽通过非能动热阱冷凝在钢制安全壳、环吊梁、加强筋、管道及设备表面上。PXS设计冷凝液回流子系统，示意见图2。环吊梁、加强筋上的冷凝液将通过落水管系统汇集到6英寸母管，进入安全壳南北两侧的两个收集箱；IRWST回流槽内冷凝液经过滤后直接进入收集箱。收集箱中的水最终通过4英寸的管道进入IRWST内。

图2PXS冷凝回流子系统简图

2.环吊梁、加强筋及IRWST回流槽疏水能力试验

2.1试验验收准则

LOCA事故后，安全壳下部环路隔间水位是保证堆芯长期冷却的重要参数。若收集箱溢流，水会通过维修平台等通道返回至地坑，因此不会影响LOCA事故下长期冷却水位。而对于非LOCA事故，收集箱溢流的水不会返回至IRWST内，会造成PRHRHX长期运行期间IRWST水位下降，可能影响PRHRHX长期冷却性能，进而影响事故缓解。

此试验验收准则为：当环吊梁、加强筋、PXS回流槽及落水管无流量损失时，每个收集箱通过单列落水管和回流系统收集到85gpm流量而不溢流。当流量不满足要求时，也可通过分析判定结果可否接受。

3号机组试验结果

3.1号机组试验发现环吊梁、加强筋等至收集管线的流通能力满足要求，但供水流量还未达到目标流量时，收集箱即发生溢流，即收集箱至IRWST的管线流通能力不足。安全壳南侧收集箱未溢流时最大流量为75.3gpm，落水管流量达到76.7gpm及更高值时收集箱开始持续溢流。北侧收集箱未溢流时最大流量为72.6gpm，落水管流量达到73.9gpm及更高时收集箱开始持续溢流。显然，收集箱通过每列落水管和回流系统收集到的流量不满足85gpm要求。

IRWST回流槽疏水能力不足原因分析

收集箱至IRWST疏水管线尺寸为4英寸，试验期间发现南、北两侧收集箱未达到预期流量便开始溢流，同时在收集箱中观察到了大量气泡。为查找收集箱溢流的原因，进行了诊断试验：1、全比例试验—环吊梁、加强筋、操作平台回水槽分别堵一半，验证单侧收集箱冷凝水收集能力；2、收集箱能力验证试验—两个收集箱同时收集水，逐步增大流量，直至开始溢流，寻找溢流时的流量。诊断试验发现收集箱流量仍达不到预期流量便开始溢流。但在溢流流量基础上继续增加流量，溢流现象消失，直至溢流流量明显增大后才重新出现溢流现象。因此判断收集箱溢流和至IRWST疏水管线中气体有关。此外，IRWST疏水管线管径偏小也可能是管道流通能力不足的重要原因。

4.解决方案

根据诊断试验观察到的现象，至IRWST疏水管线中可能出现了明显的积气，从而增大了管道的流动阻力。为解决收集箱至IRWST疏水管线流通能力不足问题，增加PXS冷凝回流安全分析裕量，可考虑增大管径或增加排气措施。因此有3种潜在解决方案：1、仅增大IRWST疏水管径；2、仅在疏水管道上增加排气管；3、增大疏水管径同时增加排气管。通过CFD分析发现：若收集箱注入流量为140gpm，将IRWST疏水管径由4英寸增大到6英寸，排水流量预计将增加到131gpm；若仅在疏水管道上增加排气管，排水流量预计增加到110gpm；若增大疏水管管径同时增加排气管，疏水管排水流量将更大。3种方案均能有效解决收集箱至IRWST疏水管线流通能力不足问题。但考虑到IRWST疏水管道为安全3级管道，若增大管径将需要修改CA03和收集盒，并进行管道布置和开展新增管道力学分析，现场布管、安装存在较大难度，且会对工程进度产生较大影响。因此，为了提高收集盒排水管线的疏水能力，同时尽可能减少现场施工工作量，综合考虑后改进措施如下：在PXS收集箱下游疏水管线的三个水平管段末端，分别增设排气管。

1号机组改造完成试验发现南侧收集箱能达到121gpm流量而不溢流，北侧收集箱能达到119gpm流量而不溢流，管道流通能力得到显著提升。

5.总结

对于1号机组收集箱至IRWST疏水管道流量不足的问题，其主要原因在于管道设计没有考虑排气措施。通过在相关管道上增加排气管，顺利解决了管道流通能力不足问题。相较于传统二代压水堆，AP1000在于事故工况下能通过重力、密度差等非能动特性来完成安全系统的功能。正是因为非能动系统设计特征，AP1000在设计中尤为关注管道积气的影响，除要求系统启用前充分排气外，还在重要管道上设置了积气监测和排气管线。由于冷凝回流收集箱疏水管在非事故工况下处于空管状态，正常情况不需要考虑积气的问题，这可能是设计遗漏的原因。另外，对于该管道，积气的影响仅限于流阻增加，因此还可以考虑增加管径来减小流阻。在后续AP1000机组设计中，设计方应关注安全系统管道排气问题，对系统管道布置进行复核、优化，尽量消除潜在的积气高点。施工方在施工过程中应严控施工质量，确保满足设计要求。

参考文献：

[1]顾军，AP1000核电厂系统与设备[M].北京：原子能出版社，2010