壓水堆核電廠乏池冷卻系統擴容改進研究

于 沛，李 博，王廣飛，韓 旭

(中國核電工程有限公司，北京100840)

壓水堆核電廠乏池冷卻系統擴容改進研究

于 沛，李 博，王廣飛，韓 旭

(中國核電工程有限公司，北京100840)

在分析國內二代改進型百萬千瓦核電機組成熟技術的基礎上，通過Flowmaster軟件計算及設計優(yōu)化等手段，針對目前已運行和在建核電站的乏燃料水池冷卻系統的冷卻能力進行評估，提出改進方案增加電站的乏燃料水池冷卻系統的冷卻能力，并提出滿足第三代核電技術對性能及安全性的要求的乏燃料水池冷卻系統設計方案。

冷卻能力；乏燃料水池冷卻系統；乏燃料冷卻泵；換熱計算

核電廠在整個壽期內需要不斷更換新的核燃料并卸出已使用過的乏燃料。乏燃料有放射性并持續(xù)放出衰變熱，在特定情況下還可能重返臨界。因此，對于乏燃料的貯存、冷卻等問題亟待解決。最近二十年，我國的核能事業(yè)迅速發(fā)展，核電裝機總量不斷提升，乏燃料的產量及累積量持續(xù)增加，這直接對乏燃料在廠內間貯存構成了壓力。一方面多個核電廠采取了乏燃料密集貯存方式，另一方面對于乏燃料在廠內貯存的設計時限已從7至10年提升至最高20年，這意味著一座電廠最高的乏燃料元件貯存量可達幾千件[1]。另外，隨著燃料裝卸機的改進，目前核電廠換料方式和換料周期相對于原設計基準出現了很大變化。換料方式由原設計基準的三分之一換料方式改為全裝全卸-堆外倒料的換料方式，換料時間由設計基準考慮的14天縮短為6～8天，這樣可能導致乏燃料水池冷卻系統冷卻能力不足的問題。在福島核事故中，由于乏池冷卻水喪失導致多根組件面臨熔毀風險[2]。福島核事故的教訓凸顯了乏燃料貯存安全和冷卻的重要性，我國核安全局對該問題也格外重視，也曾多次在安全審查對話中被提出。因此，本文在分析國內二代改進型百萬千瓦核電機組成熟技術的基礎上，針對目前已運行和在建核電站的乏燃料水池冷卻系統的冷卻能力進行計算，提出改進方案增加電站的乏燃料水池冷卻系統的冷卻能力；通過分析、計算及設計優(yōu)化，提出滿足第三代核電技術對性能及安全性要求的乏燃料水池冷卻系統設計方案。

1 乏燃料熱負荷計算

對于已運行和在建核電廠一般按照年換料周期的燃料管理方案進行換料。乏燃料水池的熱負荷包括停堆卸入乏池的整個堆芯和已卸入乏池超過一個循環(huán)的乏燃料的熱負荷。

對于停堆卸入乏池的整個堆芯的衰變熱如圖1所示。

圖1 停堆卸入乏池的堆芯衰變熱曲線Fig.1 Core Decay Heat Curve

假設乏燃料水池20年能夠存滿，采用年換料方式一個換料周期為305天。對于之前已卸入乏池的超過一個循環(huán)的19批乏燃料組件，考慮到計算結果的包絡性，不考慮過渡循環(huán)的乏燃料組件，全部按照進入平衡換料循環(huán)的乏燃料組件考慮，19批乏燃料組件全部卸入乏池的熱負荷為1.115MW。由于不同批次卸出的組件經過的冷卻時間不同，不同批次換料的衰變熱占總衰變熱的比例如圖2 所示。

圖2 對于超過一個循環(huán)的不同換料批次的衰變熱比例Fig.2 Decay heat for different refueling batches over one cycle

由圖2可知，越早卸入乏池的燃料組件對乏池熱負荷的影響程度較低。因此，出于計算簡化，對于已卸入乏池的乏燃料組件熱負荷考慮19批乏燃料組件都卸入乏池的情況，即為1.115MW。

由于換料時間由14天縮短為6～8天，因此，需要分析不同換料時間乏燃料水池的熱負荷，該負荷包括整個堆芯換料時的衰變熱和乏池中已存儲的乏燃料熱負荷，計算結果見表1。

表1 不同換料完成時間的乏池中乏燃料組件衰變熱

2 二代改進型壓水堆系統冷卻能力評估

二代改進型壓水堆乏燃料水池冷卻系統設計工況為：采用1/3堆芯換料方式，設備冷卻水系統的溫度為35℃時，乏燃料水池冷卻系統單列運行(由于乏池冷卻為安全功能，系統設計要保證單一故障原則，因此系統運行一備一用)，設備冷卻水側串聯運行，保證乏燃料水池的溫度低于50℃。流程簡圖見圖3。

圖3 二代改進型壓水堆乏燃料水池冷卻系統設計簡圖Fig.3 Concept flow diagram of generation two Reactor Spent Fuel Pit Cooling System

然而，隨著換料技術改進，采用全堆芯換料方式導致熱負荷提高，需要對系統冷卻能力進行重新評估。熱交換器熱效率計算方法有4種，常用的是ε-NTU法和對數平均溫差(LMTD)法。FLOWMASTER軟件中熱交換器計算單元采用的是ε-NTU法，具體方法如下[3]：

q=εCmin(thi-tci)

(1)

式中：h——熱側；c——冷側；i——入口；o——出口；Cmin——兩側流體最小熱容率(MCp)；ε——換熱器效率；

當忽略換熱器對周圍環(huán)境的散熱損失時，根據能量平衡，熱流體所放出的熱量應等于冷流體所吸收的熱量。即：

q=Cc(tco-tci)

(2)

q=Ch(thi-tho)

(3)

本文應用FLOWMASTER軟件建立系統模型，如圖4所示。

圖4 乏燃料水池冷卻系統模型圖Fig.4 Spent Fuel Pit Cooling System mode

每臺熱交換器乏池側流量為361.5m3/h、設備冷卻水側流量為542.25m3/h，計算得出在保證乏燃料水池的溫度低于50℃的要求下，不同換料時間對應的設備冷卻水溫度如表2所示。

表2 不同換料時間設冷水溫度要求

根據上表分析：在考慮污垢系數的情況下，如果在停堆冷卻后第7天完成，按照目前的乏燃料水池冷卻系統單列運行方式，設備冷卻水系統溫度需要低于20℃可以滿足乏燃料水池溫度低于50℃的要求。針對目前核電站的廠址分布，上述要求在夏季換料時很難滿足，如圖5所示為國內某核電廠址不同月份設備冷卻水溫度。

圖5 不同月份設備冷卻水溫度Fig.5 Sea temperature with different months

因此，本文針對已運行電站和在建電站布置條件固化和進度要求受限等特點，分別提出滿足工程進度和冷卻能力要求改進方案。

3 已運行和在建電站改進方案分析

3.1 已運行電站改變系統運行方式

針對已運行的電站，乏燃料水池冷卻系統的主要設備包括乏燃料冷卻水泵和管殼式換熱器，它們布置在燃料廠房，廠房布置十分緊湊，增加設備和修改管路都會對電廠運行造成很大影響。因此，本文提出在不修改現有管路的情況下，修改乏燃料水池冷卻系統和設備冷卻水側的運行方式增強系統的冷卻能力。

圖6 修改運行方式簡圖Fig.6 Concept flow diagram of the amended operation mode

如圖6所示，由于系統中能動部件泵需要滿足單一故障原則，只有一臺泵可投入運行，因此只能采用一泵兩熱交換器的運行方式提高冷卻能力。運行時開啟列間隔離閥，并調整設備冷卻水系統管路閥門將供水由串聯改為并聯，既增加了換熱器換熱面積，又降低了每臺換熱器的設備冷卻水入口溫度。即每臺熱交換器乏池側流量為180 m3/h、設備冷卻水側流量為542.25 m3/h，經過計算在保證乏燃料水池的溫度低于50℃的要求下不同換料時間對應的設備冷卻水溫度，如表3所示。

表3 改變運行方式后不同換料時間設冷水溫度要求

根據上表分析：在考慮污垢系數的情況下，如果在停堆冷卻后第7天完成，按照目前的乏燃料水池冷卻系統一臺泵兩臺換熱器的運行方式，設備冷卻水系統溫度需要低于22℃可滿足乏燃料水池溫度低于50℃的要求。根據圖5中海水溫度，如果在夏季換料，保守考慮需要停堆后第11天完成換料可以滿足乏池的溫度要求。該改進方案對于緩解現場運行困難提供了很大幫助。

3.2 在建電站增加一臺冷卻泵

如圖7所示在原有乏燃料水池冷卻系統的基礎上，增加一臺泵(006PO)以及相應的連接管道、儀表和閥門。新增一臺泵的類型和參數性能與現有泵相同(臥式軸流泵，流量為421.5m3/h)換料運行時， 002PO-002RF和006PO-001RF投入運行， 001PO作為兩個系列的備用，設備冷卻水側并聯運行，同4.1節(jié)。每臺熱交換器乏池側流量為361.5 m3/h、設備冷卻水側流量為542.25 m3/h，經過計算在保證乏燃料水池的溫度低于50℃的要求下，不同換料時間對應的設備冷卻水溫度如表4所示。

圖7 增加一臺泵流程簡圖Fig.7 Concept flow diagram of increasing one pump

天數121110987654Tci/℃353535353535343231

根據上表分析，乏燃料冷卻系統通過增加一臺泵即三臺泵中的兩臺泵并聯運行的方式，如果7天完成換料，設備冷卻水溫度35℃就能滿足乏燃料水池溫度低于50℃的要求。即使4天完成換料要求的設備冷卻水溫度低于31℃即可。該方案可以大幅提高乏燃料水池冷卻系統的冷卻能力，但對于在建電站來說，需要對燃料廠房泵房間重新布置，增加的泵和儀表及閥門等需要追加費用，另外也會導致各個節(jié)點的滯后。

4 新堆型中系統設計方案

目前，我國自主研發(fā)的第三代核電機組是以國內60萬及100萬千瓦核電機組成熟技術為基礎，結合二代改進型核電廠的重要技術革新，吸收國際已有第三代核電系統優(yōu)勢技術而形成的。該堆型中對于乏燃料水池冷卻系統設計進行了全新的策劃[4]，如圖8所示。

圖8 三代核電機組下乏池冷卻系統流程簡圖Fig.8 For third generation nuclear power unit spent fuel pit cooling system flow diagram

第一，采用了板式換熱器，與管殼式換熱器相比其具有更好的傳熱效果，在相同阻力損失的前提下，其傳熱系數一般是后者的2～4倍；板式換熱器結構緊湊，占空間小，在相同熱負荷條件下金屬耗量是管殼式換熱器的20%～50%；板式換熱器還具有較小的污垢系數，相同條件下其污垢系數要比管殼式換熱器小一個數量級。采用板式換熱器，在有限的布置空間內實現較大的換熱功率，從而顯著提升系統單個系列的冷卻能力。

第二，增加完整冷卻系列，乏燃料水池冷卻系統的第一及第二冷卻系列由設備冷卻水系統安全系列供水，第三系列由設備冷卻水系統的公用系列供水，三個換熱器在設備冷卻水系統一側并聯供水。

上述方案從根本上提高了乏燃料水池冷卻系統的冷卻能力，提高了系統安全性和運行的靈活性。

5 結論

1) 本文通過FLOWMASTER計算所得的乏燃料水池熱負荷對應的設備冷卻水溫度要求可以用于指導核電現場運行。

2) 通過對二代改進型壓水堆乏燃料水池冷卻系統的冷卻能力評估，在設備冷卻水系統溫度低于20℃時可滿足7天換料的乏燃料水池的溫度要求。

3) 通過分析表明對于已運行電站通過改變乏燃料水池冷卻系統和設備冷卻水系統的運行方式提高系統冷卻能力的方案和對于在建核電站通過增加一臺乏燃料水池冷卻泵提高系統冷卻能力的方案可行。

4) 本文給出了我國自主研發(fā)的第三代核電機組中乏燃料水池冷卻系統的設計方案，該方案徹底解決了冷卻能力不足的問題，該設計方案更為先進。

[1] 核電廠乏燃料貯存設施的安全研究總結報告，A 2014年12月出版.

[2] 韓旭，常猛，翁方檢.壓水堆核電廠乏燃料冷卻系統設計比較研究[J]. 核安全，2012.1：42-44.

[3] T.Kuppan 《換熱器設計手冊》[D]. 北京.中國石化出版社.

[4] 常猛，翁方檢，韓旭. 淺析乏燃料水池冷卻和處理系統(PTR)的設計改進[J]. 核安全，2012.2.72-75.

Study on Improvement of Capacity Expansion of Spent Fuel Pit Cooling System in PWR Nuclear Power Plants

YU Pei，LI Bo，WANG Guang-fei，HAN Xu

(China nuclear power engineering CO.LTD,100840, China)

Based analysis of domestic two generation modified million kilowatt class nuclear power generating mature technology, by means of Flowmaster software calculation and design optimization, cooling capacity of spent fuel pit cooling system is evaluated, improved scheme is put forward to increase cooling capacity of spent fuel pit cooling system, and the design scheme meet the three generation nuclear power technology is put forword.Key words: Cooling capacity; Spent fuel pit cooling system; Spent fuel pit cooling pump; Heat calculation

2016-07-12

于 沛(1985—)，女，工程師，現主要從事核電站系統設計工作

TL371

A

0258-0918(2016)06-0729-05