溫排水效應對秦山核電廠1號機組的影響及應對措施

陳 望

(中核核電運行管理有限公司，浙江 海鹽 314300)

溫排水是指大量排入自然水體的，溫度高于自然水體水溫的水。海水作為電廠的最終熱阱，承擔著導出電廠余熱的功能。秦山核電基地9臺機組(秦一廠1臺機組、秦二廠4臺機組、秦三廠2臺機組和方家山核電廠2臺機組)的絕大部分余熱均由海水冷卻并排入杭州灣。由于杭州灣海水潮流以及電廠取、排水口位置等因素所致，隨著方家山核電廠1號、2號機組于2015年先后投產，兩臺機組產生的溫排水造成秦一廠機組的海水入口溫度隨著潮位變化發生較大波動，在夏季期間機組的運行參數隨之波動并可能超限，因此被迫頻繁調整出力，既影響了經濟性，也造成了較大的運行負擔。通過對比方家山機組投產前后本機組海水入口溫度的變化，分析評估溫排水效應的成因以及對電站設計、事故分析及運行的影響，秦一廠采取了積極的措施，有效緩解了溫排水效應產生的影響。

1 溫排水效應對秦一廠機組的影響

溫排水效應對于秦一廠機組的影響，具體表現為在每日漲潮階段，當潮位上漲至特定區間時(秦山地區潮位的高度區間約為海拔2～10 m，單次漲、落潮的周期約為12 h。溫排水效應一般出現在4.5～7 m的潮位區間)，機組的海水入口溫度會出現大幅突升，幅度最大可達6～7 ℃(夏季高溫時期)，并隨著潮位的繼續上漲逐漸回落至正常值。每次波動的持續時間約為2 h。在落潮階段則不存在明顯的類似效應。

以2019年8月3日出現的有記錄以來的最大波動為例，海水入口溫度由31.1 ℃上漲至38 ℃。受影響的相關參數(發電機功率、核功率、凝汽器真空和海水溫度等)隨潮位波動的變化趨勢見圖1，具體數值見表1。

圖1 受溫排水效應影響的相關參數的波動情況Fig.1 Fluctuation of related parameters affected by warm water discharge effect

表1 受溫排水效應影響的相關參數的變化情況Table 1 Variation of related parameters influenced by warm water discharge effect

1.1 機組被迫頻繁調整出力，影響電廠經濟性，并增加運行負擔

夏季工況下，秦一廠機組的核功率接近985 MWt的限值。溫排水效應帶來的海水溫度突升，會造成凝汽器真空降低(下降幅度接近20 mmHg)，機組熱效率下降。為維持機組出力，汽輪機調門和主蒸汽流量隨之增大，導致一回路平均溫度下降。為維持平均溫度，反應堆核功率會隨之上漲(幅度可達2%～3%核功率，約20～30 MW)。為確保反應堆不超功率運行，主控操縱員需提前調硼，并及時降低機組出力(最大幅度約3.5%電功率)，以維持一、二回路平衡，待溫排水效應過后再重新提升機組出力。如響應不及時，反應堆控制棒會頻繁自動動作，并可能發生因蒸汽流量突增導致汽輪機調門開度超過調門參考的限值，DEH控制系統出系。

當溫排水效應過后，如升負荷不及時，同樣會因海水溫度下降，凝汽器真空上升，汽輪機效率提升，蒸汽流量下降，導致一回路平均溫度升高，控制棒動作。溫排水效應所導致的機組頻繁的變負荷(隨著潮位變化，每天至少2次)，既造成了電量損失，影響了經濟性，也給操縱員實現對電廠狀態的精確控制帶來了較大運行負擔。2016年夏季工況下秦一廠機組每日出力變動記錄見圖2(摘錄)。

圖2 夏季工況下秦一廠機組每日出力變動記錄Fig.2 Daily output change record of QS No.1 Power Plant under summer condition

1.2 一回路海水入口溫度接近技術規格書規定的運行限制條件

秦一廠原技術規格書規定，在機組運行階段(4B及以上運行模式)最終熱阱水溫限制為32.8 ℃(具體見圖3)。夏季工況時，雖然海水平均水溫未突破限值，但在氣溫和海水溫度最高的時期，由于受到溫排水效應的影響，海水入口水溫峰值已經高于32.8 ℃。一回路海水相關用戶(設冷水系統)溫度上升，對核島相關設備的運行帶來不利的影響。

圖3 秦一廠原技術規格書規定的最終熱阱運行限制條件Fig.3 Limiting conditions of final heat sink operation specified in the original T.S of QS I Power Plant

1.3 部分系統和設備運行溫度超過規定限值

常規島諸多系統的冷源同樣是海水。溫排水效應對汽輪機潤滑油系統、發電機水冷系統、工業水系統、主給水泵油系統的運行均帶來較大影響。以潤滑油系統為例，因溫排水效應，加之潤滑油冷卻器因設備老化、管側結垢等因素導致冷卻能力下降，2015—2017年夏季，潤滑油油溫峰值都達到了46 ℃(超出汽輪機運行說明書要求的42 ℃的油溫上限)。相應的是，在C16循環中汽輪機2號軸承回油溫度高達81 ℃(報警值為77 ℃，達到82 ℃時需手動停機)。在C17循環中3號軸承也出現回油溫度高的現象。潤滑油溫度的升高，會造成汽輪機軸承系統的潤滑油膜變薄，冷卻能力下降。與此同時，工業水水溫、主給水泵潤滑油油溫、發電機線圈溫度、發電機定子鐵芯溫度、發電機空冷器進風溫度、發電機勵側風溫等，也頻頻超出報警值，影響了機組的穩定運行。

2 溫排水效應成因分析

2.1 設計排水溫升

秦山核電基地9臺機組相繼投產，9臺機組的絕大部分余熱均由海水冷卻并排入杭州灣，會造成秦山地區海水平均溫度的上升。根據2006年《秦山核電廠擴建工程溫排水、低放廢水排放數值模擬計算和物理模型試驗專題報告》的結論，秦山地區機組排水溫升為10 ℃(見表2)。由于海水的稀釋擴散效應，溫排水在排入杭州灣后會被攪勻、冷卻。根據秦山核電基地環評報告和遙感測量的結果顯示，其溫排水效應滿足國家《海水水質標準》GB3097—1997要求。

表2 秦山核電基地各機組取排水流量及排水溫升Table 2 Water intake and drainage flow and temperature rise of each unit in Qinshan nuclear power base

根據2001年由中國水利水電科學研究院對秦山各期核電工程溫排水的稀釋擴散進行的物模試驗和數模計算的結果表明：相對于基準海水溫度，在秦山核電廠、秦二廠和秦三廠7臺機組同時運行時，對秦一廠取水口的影響平均溫升值變化為0.7 ℃，最高溫升不超過1.1 ℃。根據《秦山核電廠擴建項目(方家山核電工程)溫排水數模計算和分析》的描述：方家山新增的2臺機組對秦一廠取水口的影響平均溫升約在1 ℃。綜上所述，秦山核電9臺機組的溫排水，對秦一廠取水溫度的影響為約上升2 ℃。

2.2 秦山核電基地各機組取、排水口分布及潮流的影響

杭州灣為世界聞名的強潮海灣。秦山附近海域潮流屬于非正規半日淺海潮流，運動形式以往復流為主，流向基本上與岸線走向一致，實測最大漲潮流速1.1 m/s，最大落潮流速0.68 m/s，漲潮歷時略大于落潮歷時。秦山核電9臺機組的取排水口如圖4所示?？紤]到方家山機組取水口位置及潮位漲落時的流向，方家山機組循環冷卻水的排放加大了秦山地區熱擴散的壓力，在漲潮階段對秦一、二、三廠的海水溫度產生干涉效應。因秦一廠取水口相對更靠近方家山的排水口，受影響更加明顯。

圖4 秦山地區取排水口分布Fig.4 Distribution of water intake and drainage outlets in Qinshan

從方家山機組投產前后的2014年、2015年7月海水溫度、潮位、機組出力等信息的對比(見圖5、圖6)，結合秦山地區取排水口的分布與漲落潮信息，可以看出，在方家山機組投運前，在潮位升高過程中，秦一、二、三廠海水溫度并無明顯上升，沒有出現溫度尖峰。方家山機組投產后，秦二、三廠機組海水溫度變動幅度相對平穩，給秦一廠機組帶來的影響更為顯著。在潮位上漲過程中，方家山、秦一廠機組海水入口溫度會顯著上升，甚至出現溫度尖峰。

圖5 2014年7月30日海水溫度與潮位分布示意圖Fig.5 Distribution of seawater temperature and tide level on July 30,2014

圖6 2015年7月18日海水溫度與潮位分布示意圖Fig.6 Distribution of sea water temperature and tide level on July 18,2015

2.3 其他因素

除溫排水效應之外，因全球氣候變暖、人類活動增加同樣導致海水基準溫度的上升。根據政府間氣候變化專門委員會(IPCC)的統計，1951—2012年，全球平均地表溫度的升溫速率為0.12 ℃/10年。另根據在1960—1999年8個海洋站的監測數據顯示，我國東海沿岸海水表層溫度上升速率為0.09 ℃/10年。綜上數據，相對電廠溫排水效應，本因素對機組運行的影響基本可以忽略。

3 電廠應對溫排水的措施

除了從加強電廠運行管理的方面入手，在夏季工況期間加強對設冷水、發電機水冷、潤滑油等系統相關設備的巡檢，嚴密監視相關系統參數，在溫排水效應來臨之時，通過主系統提前稀釋，發電機提前降負荷等措施，抵消溫排水效應的影響，實現電廠的精準控制外，在電廠日常運行期間，加強相關系統和設備的老化管理，確保相關換熱設備性能滿足設計要求。近幾個循環以來，秦一廠機組未因溫排水效應造成機組設備損壞，或發生瞬態。隨著秦一廠機組OLE(運行許可證延續)項目的實施，秦一廠采取了更積極的措施來應對溫排水效應。

3.1 通過變更改造，提高系統應對溫排水效應的裕度

秦一廠機組原最大出力為330 MW，在2018年第十八次換料大修(OT118)期間實施了常規島設備更新項目，經過發電機擴容改造、汽輪機和高加等部件的換新，機組出力增加為350 MWe。同時，熱效率升高到34.3%，調門開度的裕量增加。當溫排水來臨時，出現因機組效率下降造成DEH出系的概率大大降低。

為改善潤滑油冷卻器的冷卻能力，秦一廠機組先后進行了多次變更。C17燃料循環，在汽輪機潤滑油箱外，臨時增加用應急冷凍水作為冷源的旁路冷油器，以加強冷卻。并在開式工業水池加冰塊，降低潤滑油系統冷源水溫；在C18燃料循環中，為潤滑油冷卻器臨時加裝淋浴系統，通過噴淋降溫。上述措施均未收到理想效果。最終在118 大修中，通過實施永久變更，將兩臺管殼式潤滑油冷油器變更為板式冷油器。板式冷油器在其他電廠也有大量成功運行的業績，傳熱系數遠高于管殼式冷油器，且結構緊湊，占地面積更小，面積余量更大。在變更實施后的C19燃料循環中，秦一廠機組運行期間潤滑油油溫明顯下降。

3.2 調整運行方式，降低設冷水溫度，提升溫度限值

秦一廠設冷水系統共設置三臺設冷熱交換器，根據海水溫度的變化，運行通過調整設冷熱交換器的運行臺數來維持熱交換器設冷水出口溫度在20～32 ℃的范圍內。此外，秦一廠安全分析、核安全、運行、技術等專業從電廠歷史運行數據，溫排水效應成因及對電站設計、事故分析、用戶設備影響等方面進行了分析，綜合考量系統和設備可接受性，同時考慮秦山地區海水溫度未來上升趨勢，留有合理的運行裕量，得出最終熱阱溫度限值可適當提升的結論。通過明確最終熱阱溫度計算方法、完善最終熱阱溫度的監測要求、針對原系統設計上存在的不足實施變更、校核設冷熱交換器換熱能力等手段，確定在滿足設冷水系統原設計基準的情況下，最終熱阱溫度限值可提升至34 ℃。

安全評估的內容包括以下四個方面，即：設冷水用戶設冷水供水溫度校核、停堆冷卻能力評估、海水/設冷水用戶運行安全性評估及原事故分析有效性評估。

1)設冷水用戶設冷水供水溫度校核。

根據設冷熱交換器技術參數、工況參數等，運用HTRI軟件分別對以下各工況下海水進口水溫34 ℃時的用戶設冷水供水溫度進行了校核：設冷雙熱交換器投運(正常運行)、設冷單熱交換器投運(正常運行)、停堆4 h、LOCA(冷卻劑喪失事故)。

2)停堆冷卻能力評估，評估了以下6種工況。

余排系統2臺停堆冷卻熱交換器和2臺停堆冷卻泵投入運行，主系統冷卻到70 ℃后停運主泵(滿足FSAR規定)，當海水溫度分別為25 ℃、32.8 ℃、34 ℃時，評估將主系統分別冷卻到93 ℃、60 ℃的時間。

余排系統一臺停堆冷卻熱交換器和一臺停堆冷卻泵投入運行，主系統冷卻到99 ℃后停運主泵(滿足FSAR假設)，當海水溫度分別為25 ℃、32.8 ℃、34 ℃時，評估將主系統冷卻到93 ℃的時間。

3)海水/設冷水用戶運行安全性評估，評估對象包括所有一回路海水/設冷水用戶。清單如下。

應急柴油發電機系統：套管式水冷器；

設備冷卻水系統：設備冷卻水泵、設冷熱交換器；

余熱排出系統：停堆冷卻熱交換器、停堆冷卻泵；

化學和容積控制系統：下泄熱交換器、過剩下泄熱交換器、軸封回流熱交換器、上充泵；

反應堆冷卻劑系統：主泵；

取樣系統：高壓取樣熱交換器、中壓取樣熱交換器；

乏燃料池冷卻系統：乏燃料池熱交換器；

廢氣系統：廢氣壓縮機、廢氣前冷卻器、廢氣后冷卻器；

硼回收系統：冷凝器、凝水冷卻器、排氣冷凝器、濃硼酸卸放箱；

應急堆芯冷卻系統：安全注射泵、安全殼噴淋系統、噴淋泵；

輔助給水系統：輔助給水泵、蒸發器排污系統、排污冷卻器；

疏排水系統：反應堆冷卻劑疏排水冷卻器；

廢液系統：冷凝器、凝水冷卻器、取樣冷卻器、殘液揚液器、排氣冷凝器；

安全殼消氫系統：氫復合器、消氫風機。

經評估，設備冷卻水相關用戶及應急柴油發電機系統均可接受最終熱阱溫度限值的提升，且其水溫上升對事故分析結論無影響，不會因限值提升而觸發系統報警或導致運行設備損壞，所以FSAR第六章、第十五章事故分析仍然有效。同時，單序列余熱排出系統將主系統冷卻到93 ℃的時間為36 h，滿足停堆冷卻時間要求。國家核安全局對秦一廠最終熱阱溫度修改申請、相關技術說明和支持性材料進行審查后，同意秦一廠將最終熱阱溫度TS限值修改為34 ℃。

4 結論

因溫排水效應是由于電廠的設計、建造，以及取、排水口的位置，加之杭州灣潮流的影響所致，有其固有特性。電廠積極探索應對溫排水效應的手段，通過變更改造，增加相關用戶的冷源，或進行換熱器的擴容，提高系統應對溫排水效應的裕度。除從運行角度，還可以結合溫排水效應的成因，用工程手段，從源頭解決該問題?？筛鶕厣降貐^不同季節、不同潮汛與潮位下海水溫度場的分布，對電廠取、排水進行變更改造，或通過構筑堤壩等方式，對方家山、秦一廠的溫排水進行攔截，阻止其對方家山、秦一廠的取水形成干涉效應，削弱方家山核電排放溫升對秦山地區機組出力的影響。

通過分析溫排水效應給秦一廠帶來的影響，也可給其他新建電廠帶來一定啟示。核電廠在建造的時候，需要充分考慮當地水源條件。應通過核電界的運行經驗反饋，將經驗教訓及時反饋給新建電廠，加強新電廠的取排水口設計改進，從不同方向取水和排水，或構筑堤壩對取水和排水進行有效隔離，從而減少排水溫升對取水溫度的影響，以取得最大效益。