核电厂设备冷却水系统运维问题及对策研究

(整期优先)网络出版时间:2024-06-21
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核电厂设备冷却水系统运维问题及对策研究

罗俊杰

(核动力运行研究所,湖北 武汉 430074)

摘  要:某三代压水堆核电机组设备冷却水系统为常规岛和核岛设备提供冷却水,运行实践中发现该系统在所有正常模式下都不能全停,导致直接和系统母管相连的设备无法隔离维修,本文简要介绍该系统功能,分析存在的问题,并针对问题提出了改进优化方案。


关键词:设备冷却水;三代压水堆核电机组

前言

某三代压水堆核电机组的设备冷却水系统(CCS)是一个闭式循环冷却系统,设计功能是把各种电站设备的热量传递给厂用水系统(SWS)。作为常规岛和核岛重要设备热量导出途径,它在机组的正常启停及换料大修过程中起着十分重要的作用。

运行实践中发现该系统在正常运行模式下都不能全部停运,供水和回水母管需一直处于运行状态,导致直接和系统母管相连的设备无法隔离维修,不可隔离的设备包括波动水箱和数十个阀门。本文简要介绍系统设计功能,同时针对该运维问题,提出了解决方案。

  1. 系统简介

CCS系统图

图1 设备冷却水系统简图

如上图1所示,其设备冷却水系统为双列布置,每一列包含一台CCS泵和一台CCS热交换器,两列从同一个回水母管取水。波动箱连接到辅助厂房用户回水管线上,每一台泵的出口直接连接到各自的热交换器。泵出口的设置交叉管线,并设置一个手动联络阀,可以实现任意一台泵连接到任意一台热交换器。每一台热交换器都有一个旁路管线,旁路管线上的手动截止阀用来防止设备冷却水的过度冷却。热交换器的出口与公用的供水母管相连接。

CCS系统向分布在三个厂房的三路用户提供可靠的冷却水。第一路为安全壳内,由主泵定子套冷却器和主泵外部热交换器,化学和容积控制系统(CVS)下泄热交换器和反应堆冷却剂疏水箱(RCDT)热交换器等用户。第二路为辅助厂房内,由正常余热排出系统(RNS)热交换器、RNS泵轴封冷却器、乏燃料池冷却系统(SFS)热交换器、一回路取样热交换器以及CVS补水泵最小流量热交换器等用户。最后一路为汽轮机厂房内,由主泵变频器冷却器、中央冷冻水系统(VWS)冷冻机的冷凝器和电站气体压缩机冷却器等用户。

  1. 运行方式和设备检修分析

机组正常运行方式包括启动、功率运行、停堆以及换料等四种运行模式,无论何种模式,设备冷却水系统都需要运行,无法整体停运,具体原因如下所述。

3.1 机组启动期间

机组启动初期,CCS两个系列都运行,当反应堆冷却剂系统(RCS)加热至大约177℃时,将RNS退出运行,一旦隔离RNS热交换器,CCS手动在线为单列运行。

3.2 功率运行期间

正常运行期间,CCS单列运行,一台CCS泵与运行中的热交换器相连,当运行的CCS泵发生故障时,备用泵将自动启动。

3.3 停堆期间

机组停堆期间和机组启动类似,CCS一般投入两个系列运行,CCS单列运行将导致电厂冷却较慢。

3.4 换料期间

换料期间,CCS两个系列需要投入运行。在RCS降低水装量运行期间,应保持CCS两台泵可用,为RNS泵和热交换器提供冷却水。如果一台CCS泵不可用,那么机组不能进入RCS降低水装量运行。

在此期间安全壳内设备均停运,不再需要设备冷却水,但辅助厂房和常规岛厂房SFS热交换器、RNS热交换器、VWS水冷机组、压缩空气和仪表空气系统(CAS)空压机组等设备仍然需要CCS冷却水提供冷却。

  1. 解决方案

针对该系统在正常运行模式下都不能全部停运特性,导致直接和系统母管相连的波动水箱和数十个阀门无法隔离维修情况。解决方案可采用两个波动水箱,并将出口母管分为A列、B列和公用列三个部分,如下图2所示:

冷却水系统22

图2 设备冷却水系统优化简图

如图所示,优化后系统包括两个水箱、两台泵、两台热交换器,通过联络阀任一泵可以与任一热交换器连接。优化后系统能实现正常运行时一用一备,换料期间两列运行。

最主要的改变是在为辅助厂房负载、常规岛空压机组冷却水由原来的单母管供两列用户改为双母管单列独立供水。正常功率运行时,除和公用用户相连的四个联络阀外,其他所有设备均可实现隔离维修。由于公用部分用户设计上需要同时运行,无冗余备用列,如主泵变频器和安全壳内用户,若维修与之相连的四个联络阀时,可在停堆期间进行。此时不会导致CCS全部丧失,维持A序列、B序列中一列运行,即可满足运行需要。

  1. 结束语

本文所提供的解决方案可有效提升设备冷却水系统的运维能力,提升其运行维修灵活性,有效保障机组安全。某三代压水堆核电机组由于初始设计简化的原因,一些设备无法正常检修,实施变更改造难度较大,影响范围较广,对营运单位运维来说是这是一种考验,我们应在核电技术发展迭代的过程中多从运维角度考虑优化,争取国产化三代核电运营业绩最优。

参考文献:

[1] 林诚格. 非能动安全先进核电厂AP1000. 原子能出版社, 2008.

[2] 藏希年. 核电厂系统及设备(第二版). 清华大学出版社, 2010: