AP1000核電廠真空充水操作分析

郭東海

摘要：與以往核電廠采用充水、排氣的方法不同，非能動核電廠采用抽真空后對一回路進行充水。與傳統操作相比，真空沖水可以避免因主泵動態趕氣而產生的風險，簡化了充水、趕氣過程。但真空充水操作較為復雜，如操作不當，后果是嚴重的，本文將對非能動核電廠的真空充水過程及注意點進行深入探討。

關鍵字：真空充水；噴射泵；啟動時間；一回路空氣含量

1.引言

核電廠充水排氣操作是反應堆調試及換料后重啟運行中所必須經歷的過程，特別是AP1000首堆真空充水操作尤為重要，將為后續核電廠啟動運行提供鋪墊和保障。以往核電廠一般采用靜態放氣和動態排氣相結合的方式，排氣結束后還必須加聯氨除氧，待反應堆冷卻劑系統氧含量合格后才允許升溫升壓，而AP1000采用真空充水。可簡化核電廠的啟動過程，但真空充水是一項復雜人操作程序，必須對AP1000真空充水模塊的設計性能、工作流程、操作風險等進行梳理探討，為AP1000核電廠的調試啟動、運行做準備。

2. AP1000主系統簡介

圖1 AP1000主回路系統簡圖

反應堆冷卻劑系統由兩條傳熱環路組成，每條環路上有一臺蒸汽發生器、兩臺反應堆冷卻劑泵，一個熱段以及兩個冷段，用以反應堆冷卻劑循環。此外，系統還包括穩壓器、內部連接管道、閥門，以及用于運行控制和觸發安保的儀表。反應堆冷卻劑系統的所有設備均布置在反應堆安全殼內。

主泵驅動冷卻劑通過堆芯被加熱。，然后經蒸汽發生器將其熱量傳遞給二回路蒸汽系統后，又回到主泵入口，如此返復循環，將核能轉化為熱能，最后轉變成電能。

反應堆冷卻劑系統壓力邊界作為一道屏障，防止在堆芯內產生的放射性向外釋放，同時設計保證電站運行的全過程中壓力邊界的完整性。

反應堆冷卻劑系統的壓力控制通過穩壓器的運行實現。在穩壓器內，通過電加熱器或噴霧動作，或二者共同動作使水、汽處于平衡態。蒸汽通過加熱器形成或通過噴霧冷凝，以控制因反應堆冷卻劑膨脹及收縮而導致的壓力變化。

彈簧式安全閥安裝在穩壓器頂上，并與穩壓器相連，為反應堆冷卻劑系統提供超壓保護。安全閥向安全殼大氣排放。穩壓器還連接有反應堆冷卻劑系統的三級自動卸壓閥。這些閥門通過鼓泡器將蒸汽和水排放至非能動堆芯冷卻系統（PXS）的安全殼內換料水箱（IRWST）中。第4級自動卸壓閥通過兩條冗余路徑連接到每條反應堆冷卻劑環路熱段，并直接排向安全殼大氣。

支持反應堆冷卻劑系統的輔助系統包括：化學和容積控制系統（CVS），非能動堆芯冷卻系統（PXS），正常余熱排出系統（RNS），蒸汽發生器系統（SGS），一回路取樣系統（PSS），放射性液體廢物處理系統（WLS）以及設備冷卻水系統（CCS）。

3. AP1000主要設備簡介（與真空充水有關的設備）

AP1000蒸汽發生器為立式，傳熱管為倒U形管，一般充水方法會使大量空氣積聚在倒U形管內和控制棒導向管上部，排氣十分困難，必須通過多次動態排氣，才能使一回路游離在水中空氣排出。動態趕氣需多次啟停主泵、開關閥門，過程繁復，耗費時間長，還要考慮便于組織氣流的管道布置。AP1000設計了真空充水模塊來完成RCS系統充水排氣，縮短了一回路充水排氣時間。采用真空充水在理想情況下，RCS系統不需要加聯氨除氧，就可以升溫升壓。

AP1000反應堆冷卻劑系統在設計中己考慮真空充水相關固定設施。

3.1 屏蔽電機泵

AP1000反應堆冷卻劑泵是高慣性、高可靠性、低維護的屏蔽電機泵，反應堆冷卻劑泵與蒸汽發生器管側封頭整合在一起。

泵吸入口與蒸汽發生器管側封頭底部直接相連，取消冷卻劑環路的過渡段，減少環路壓降，簡化蒸汽發生器、泵和管道的基礎和支撐系統，并且通過取消環路密封需求來降低在小失水事故下堆芯裸露的可能性。

每臺反應堆冷卻劑泵都是立式單級離心泵，在高溫、高壓下泵送大流量反應堆冷卻劑。電機的定子和轉子都包容在能承受系統全壓的抗腐蝕的屏蔽套中。

AP1000主泵通過采用變頻驅動控制轉速，降低泵冷態啟動時的電機功率，將泵的電機尺寸做到最小。變頻驅動應用于泵運行的各種模式，為反應堆冷卻劑泵提供所需的電壓和頻率。在反應堆冷卻劑低溫時，泵在啟動和運行中受變頻驅動控制低速運行。

3.2 壓力殼入口接管嘴與出口接管嘴布置與半管運行（mid-loop）

AP1000反應堆熱段主管道（出口接管嘴）和冷段主管道（入口接管嘴）布置在兩個標高不同的平面上，如此布置下，停堆換料時反應堆冷卻劑系統疏水到半管運行（mid-loop）工況，水位在出口接管嘴中心線附近，一方面保持堆芯淹沒，正常余熱排出系統得以正常運行；另一方面，冷段主管道排空，保持蒸汽發生器到穩壓器等處排氣通道的暢通，便于停堆換料結束后進行真空充水操作，便于蒸汽發生器倒U形管疏水放氣后維修蒸汽發生器、主泵等設備。為避免半管運行期間余熱排出泵吸入空氣的可能性，熱段主管道與RNS吸入母管連接處設置梯級變徑管嘴，見圖。

圖2 冷熱接管嘴偏移布置與RNS梯級變徑管嘴

4.穩壓器建立汽腔和RCS升溫升壓過程簡述

AP1000核電廠啟動過程中優先采用穩壓器先建立汽腔，然后啟動主泵的運行方式，這可以降低主泵啟動過程中的壓力波動。目前國內核電廠啟動過程絕大部分是在水實體或穩壓器充氮氣后啟動之泵的運行方式，

AP1000核電廠啟動過程首先壓力殼加蓋密閉，然后RCS充水到熱管段半水位（mid-loop）。RCS抽真空達到要求后，RCS進行真空自流充水，當穩壓器寬量程水位達92%（窄量程水位88%）時，隔離正常余熱排出熱交換器（抽真空過程中RNS保持運行），投入穩壓器電加熱器。RCS依靠堆芯衰變熱（有核燃料情況）和穩壓器的電加熱（開啟全部電加熱器）緩緩升溫。當穩壓器飽和水溫度達到105℃左右時，通過ADS閥門進行排放氣、汽混合物，放氣結束后關閉ADS閥門，繼續升溫升壓，當RZP水溫達到215℃～220℃，”相應飽和蒸汽壓力為2～2.5MPa）時，為主泵提供足夠凈正吸入壓頭。然后啟動主泵，穩壓器恢復電加熱，用主泵加熱RCS。加熱過程中注意控制升溫升壓速率及穩壓器和RCS溫差。反應堆真空充水操作啟動的升溫升壓曲線見圖3。

圖3 RCS升溫升壓過程

5.AP1000真空充水模塊

5.1功能要求

AP1000停堆換料完成后.采用真空充水啟動方法，將整個反應堆冷卻劑系統，包括反應堆頂蓋處、蒸汽發生器倒U形傳熱管頂部和穩壓器內空氣排出，使一回路達到盡可能高的真空度，降低反應堆冷卻劑中氧含量。AP1000真空充水模塊設計可使RCS壓力最低可達0.01 MPa，此時相應的飽和溫度約45.2℃，理論上可抽出RCS內>90%的空氣。

RCS冷卻劑溫度與真空度和抽出氣體比例關系見表2。

表2 RCS冷卻劑溫度與真空度和抽出氣體比例

飽和溫度（℃/℉） 45.2/113.3 52.3/126.1 6.9/134.4 60.1/140.1 100/212

RCS壓力（psia） 1.4 2 52.5 2.9 14.7

抽出空氣比例（%） 90 86 83 80 0

備注 RCS壓力=0.01MPa RCS壓力=大氣壓

5.2設計方案

真空充水模塊核心裝置是兩個系列的真空泵，容積式電動真空泵和2級空氣噴射泵模塊。容積式真空泵為臨時裝置，單獨配備電源，用后移去，用于抽主泵定子腔真空。2級噴射泵為永久裝置，安裝在屏蔽廠房和安全殼廠房（鋼制安全殼）之間，具有非能動特性（無能動部件），操作簡單，由廠用氣系統提供的壓縮空氣驅動。真空充水模塊還設有主泵定子腔回充氮氣瓶等，以及與其它支持系統的接口，一起完成抽真空操作。

真空充水操作流程原理見圖4，操縱員根據電廠運行狀態，估計RCS可以達到的最低溫度，然后確定真空充水目標真空度，即最低溫度下的飽和壓力。

5.3主要性能參數

表3 真空充水模塊主要性能參數

容積式真空泵 數量 1

流量 8.5～10.2m3/hr

最小可達真空度 0.01MPa

2級噴射泵 數量 2

吸入流量 8.1 m3/min [286scfm]

排放流量 27.5 m3/min [970scfm]

入口壓力 0.62MPa[90psig]

模塊總體工作指標 一回路真空度 9.65kPa[1.4psia]

對應飽和溫度 45.2℃[113.3℉]

抽出空氣比例（%） 90

6. AP1000核電廠的真空充水操作

充水排氣為反應堆在水壓試驗、換料停堆期間必須經歷的過程，AP1000核電廠真空充水操作即在相應情況下進行。

6.1 真空充水運行過程描述及分析

6.1.1 RCS抽真空前系統初始狀態

（1）確認RCS平均溫度已低于45℃；

（2）RCS熱管段水位已下降到半水位，以確保一回路各設備氣空間相連接。

（3）切斷ADS與IRWST的連接，防止IRWST水在抽真空過程中回流。

（4）閉鎖真空破壞閥。

6.1.2主泵定子腔和RCS抽真空

參照 RCS抽真空操作系統流程原理圖（見如下面RCS抽真空操作系統流程原理圖）進行RCS抽真空操作

（1）啟動容積式真空泵對四臺主泵定子腔抽真空，當真空度達到要求以后，觀察真空表指示變化趨勢，確認該系統是否密封，發現有泄漏點，應立即處理，否則RCS不允許抽真空。

（2）啟動2級噴射泵一回路進行抽真空，當一回路壓力稍高于定子搶壓力后，用2級噴射泵同時給RCS和主泵定子腔抽真空。

（3）當RCS壓力達到0.015MPa～0.01MPa后，維持RCS真空。

①整個過程中容積式真空泵繼續運行，作為主泵定子腔抽真空備用。

②在抽空過程中監視RNS運行工況，防止RNS入口水汽化，造成流量不穩定。

6.1.3 RCS充水操作程序

當RCS壓力達到0.01 MPa左右，可取下述兩類水源對RCS充水：放射性廢液系統流出物暫存箱（EHT）中水或CVS硼酸制備箱和除鹽水儲存箱混合來水。

以第一種水源為例說明充水操作流程：

（1）開啟CVS補水泵（單泵運行），將流出液暫存箱水注入一回路；

（2）當排出液暫存箱A低水位報警時，轉向液暫存箱B取水；當液暫存箱B低水位報警時而RCS水量仍未滿足要求時，取CVS硼酸制備箱和除鹽水儲存箱混合來水為水源繼續充水；

（3）當PRZ基本充滿后，關閉CVS補水泵，停止充水；關閉容積式真空泵、2級噴射泵模塊并連通大氣，平衡后關閉。

（4）關閉ADS系統A列閥門和堆頂放氣閥門。

（5）穩壓器加熱建立汽腔。

（6）主泵定子腔回充氮氣。

6.2 真空充水操作風險分析

（1）主泵定子屏蔽套鼓包

主泵定子屏蔽套厚度約為0.381mm，主泵正常運行時RCS壓力載荷由屏蔽套背部支撐部件承受，屏蔽套不承壓。如果主泵定子腔側壓力高于RCS側壓力超過10kPa（1.5psig），屏蔽套將變形，主泵將損壞。為確保一回路側壓力始終大于主泵定子腔側壓力，一回路抽真空前必須先對四臺主泵定子腔抽真空，待主泵定子腔建立真空并穩定在規定值時才允許抽RCS真空。

為進一步保證定子屏蔽套的安全，可設計2級噴射泵模塊與主泵定子腔壓力的連鎖。

（2）失去RNS冷卻

停堆換料情況下RCS余熱由RNS排出，必須時刻關注RNS正常運行，以維持RCS溫度在要求限值內。任何時候失去RNS冷卻，必須立即停閉抽真空設備并破壞RCS真空，以升高一回路壓力（相應升高冷卻劑沸點），提高安全裕度。

此外還應保證真空降低過程中RNS泵有足夠的凈正吸入壓頭，保持其流量穩定正常運行。運行經驗表明當壓力降低到0.068～0.05MPa范圍內時部分溶解在水是空氣會分離出來導致RNS流量瞬時波動，屬正常現象，真空度進一步提高后將消失。

7. 結論

AP1000核電廠設計有真空充水模塊，可在無核燃料水壓試驗前、有核燃料首次啟動及有核燃料換料停堆后對反應堆一回路進行真空充水操作，無需主泵點動排氣、動態趕氣，減低了操作難度，同時其縮短了聯氨除氧時間，提高了電廠經濟性。