论核电厂换料水箱检修窗口的安排方法

论核电厂换料水箱检修窗口的安排方法

陈洁

     中国广核电力股份有限公司         

摘要：核电厂大修中换料水箱检修涉及到窗口多及逻辑复杂的问题，每次大修控制都存在很大的难度，因此需要制定一套合理可行窗口安排控制方法。本文就核电厂换料水箱检修窗口进行了讨论。

关键词：核电厂大修；换料水箱检修；安排方法；检修窗口

1 概述：

由于压水堆核电站的特殊性，使其在每一个燃料循环末期必须更换部分核燃料以维持下一个燃料循环的运行，这种燃料更换的过程被称为“换料”。由于核电站换料时间比较长，而且在换料期间，核电站的绝大多数系统和设备处于停止状态，因此，一般情况下，对于核电站中那些不能在日常运行期间执行的维修工作都被集中在这个时间进行，这就是所谓的“大修”，也称为“换料大修”。

PTR系统主要用于冷却乏燃料水池中的乏燃料，导出乏燃料的剩余释热。在反应堆堆腔充水、换料、RRA系统不可用的情况下，PTR系统又可作为RRA系统的应急备用，导出堆内核燃料的剩余释热。所以，虽然PTR系统不属于专设安全设施，但考虑到重要性，部件设计都是冗余设置，并有应急电源。

PTR换料水箱在机组出现失水事故情况下为反应堆提供应急水源，反应堆换料时，换料水箱可实现反应堆水池的充水和排水。失水事故时换料水箱可提供两台高压安注泵、两台低压安注泵和两台安全壳喷淋泵同时运行20分钟的水量，为了保证PTR满足技术规范的要求，在大修期间，对换料水箱的检修工作要选择合适的窗口，使得检修工作顺利进行，又不违反技术规范在相应状态下对水箱的要求。因此只有分析了解PTR换料水箱的功能，机组各状态下运行方式以及对应状态技术规范的要求，才能合理选择窗口。

2 换料水箱系统简介

2.1PTR系统功能

   PTR系统主要由反应堆水池、乏燃料水池、换料水箱和它们所连接的冷却、净化、充水和排水管线组成。主要的系统功能为带走在燃料厂房内乏燃料元件的剩余释热，储存并保证乏燃料组件处于次临界状态；为换料水池、堆内构件池、乏燃料储存水池、乏燃料运输水池和乏燃料装罐池的充水和排水；换料水池和乏燃料储存水池的净化，即通过过滤和除盐的方法去除腐蚀产物、裂变产物和悬浮物；为安全壳喷淋和安全注入系统储存1380m3硼浓度为2100ppm～2300ppm的硼酸水；换料或停堆检修时，反应堆主回路处于开启状态，在余热排出系统不可用时，作为RRA系统的备用冷却反应堆堆芯。

2.2PTR换料水箱

  换料水箱PTR001BA被安装在反应堆厂房外面，四周设有钢筋混凝土围墙，围墙可在事故情况下包容水箱的容积。换料水箱的高度为17.94m，总水装量为1692 m3，有效水容积不小于1600m3。其水容积是考虑在发生LOCA事故时其可以提供两台高压安注泵、两台低压安注泵和两台安全壳喷淋泵同时运行20分钟，仅在年度停堆换料时才允许向反应堆水池充排水，因此PTR129VB仅在向反应堆水池充水时才允许打开。水箱中的水可以由REA和TEP系统补一定浓度的硼水，并且由水箱的电加热器和EAS系统的热交换器维持水箱中硼水的温度在7~40度。

3技术规范对换料水箱要求的说明

1)RP模式：PTR01BA水箱必须符合以下条件：

硼酸储量（总容积）大于1664m3；

硼浓度为2300ppm和2500ppm之间；

硼酸温度维持在7~40℃之间。

2)NS/SG模式：PTR001BA须满足下列条件：

硼酸储量（总容积）大于1664m3；

硼浓度在2300ppm与2500ppm之间；

水温在7℃至40℃之间。

3)NS/RRA模式：PTR001BA应满足下列条件：

硼酸储量（总容积）大于1664m3。换料后，一回路温度小于90℃时，PTR 001BA硼酸储量（总容积）大于1100 m3是可接受的；

硼浓度介于2300～2500ppm之间；

温度介于7℃～40℃之间。

4)MCS模式：PTR001BA必须满足以下条件：

硼酸（包括反应堆水池和PTR01BA）储量（总容积）≥1664m3；装料后，硼酸（包括反应堆水池和PTR01BA）储量（总容积）≥1400m3；

硼浓度在2300～2500ppm范围内；

PTR水箱的水温必须在7～40℃范围内。

5)RCS模式：无要求。

6)RCD模式：无要求

4  PTR001BA检修窗口的安全分析和安排

    技术规范在RP、NS/SG、NS/RRA、MCS模式下对PTR001BA水贮存量有明确要求，在RCS、RCD模式下并无要求。因此PTR001BA检修不能安排在RP、NS/SG、NS/RRA、MCS模式下进行。技术规范在RCS模式虽对PTR001BA水贮存量没有具体要求，但要求一列低压安注必须可用。

  针对上述三种可能的泄漏情况分析如下：

1）对于蒸汽发生器堵板失效，流失的水进入地坑，在这种情况下，因为一列RIS泵是可用的，可以快速恢复RIS泵的可用性以满足再循环方式运行。

2）对于支管破口流量达20m3/h，此时若PTR001BA处于排空检修期间，则没有足够的时间恢复PTR001BA的水位。

3）对于失去冷却，反应堆水池的水装量是足够的，对PTR001BA的硼水体积不再有要求一旦发现水位明显下降，用PTR泵和RRA/PTR连接管线向堆水池补充乏燃料水池的硼酸水。

  在进行装卸料操作期间，且同时进行PTR001BA的检修工作，如果出现第一种和第三种模式的泄漏，无法满足低压安注的可用实现PTR补水的功能，如果出现第二种模式的泄漏，由于PTR001BA不可用，不能很快恢复PTR001BA的水位，电站将没有手段处理这种工况。所以PTR001BA的检修活动不能安排在RCS模式下进行。技术规范在RCD模式下对一回路补水的功能无要求，可以安排PTR001BA的检修活动。   

综上所述，PTR001BA的检修窗口应该安排在RCD模式下进行。但在进入RCD模式后排水到低低水位时需要将一回路水传至PTR001BA，而检修PTR001BA时需要将罐子排空。所以大修期间PTR001BA的检修窗口应该安排在卸料后堆池满水或者低低水位结束后装料前满水的窗口下进行，是大修的关键路径工作。

5 结束语

结合实际，对于大修计划的工作性质来说，首要任务就是确保制定的大修计划符合技术规范的要求，确保机组在安全可靠的情况下展开检修工作，其次就是在做到前一点的情况下，尽可能优化大修计划，缩短大修工期，提高电站的运营业绩。综合说来，我们就是要在核安全与大修工期之间寻找一个最优化点，但是当核安全与大修工期之间产生矛盾时，要首先满足核安全的要求，也就是说在满足核安全的前提下，实现大修工期最优化。

参考文献

[1]900MW压水堆核电站系统与设备.广东核电培训中心.

[2]大亚湾核电站安全相系统与设备定期试验监督要求.GNPS PERIOTIC TESTS SURVEILLANCE REQUIREMENTS OF THESAFETY RELATED SYSTEMS AND EQUIPMENTS.

[3]王定义.大修计划基础知识培训教材.中广核核电运营有限公司.2019.