宁德核电厂PTR系统设计改进方案

宁元林，姚士佳，王中良

（福建宁德核电有限公司，福建 福鼎 355200）

宁德核电厂PTR系统设计改进方案

宁元林，姚士佳，王中良

（福建宁德核电有限公司，福建 福鼎 355200）

指出了M310型反应堆乏燃料水池冷却和处理（PTR）系统运行方面存在的不足，以及宁德核电厂一期工程在该系统上改进的必要性，介绍了其设计改进方案。分析了改进后的系统运行情况及改进方案的优缺点，提出了进一步改进的建议。

冷却能力；PTR系统；改进方案

宁德核电厂一期工程（简称宁德核电厂）采用的是中国改进型压水堆（CPR1000）技术，拟采用18个月换料燃料管理（同时包括12个月换料燃料管理）方案，其反应堆乏燃料水池冷却和处理（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。换料或停堆检修时，在余热排出（RRA）系统不可用时，可作为RRA系统的应急备用系统。PTR系统还具有为乏燃料池补水，对传输水池和装罐水池进行充水和排空，净化换料水箱、乏燃料水池和反应堆水池等作用。

随着燃料装卸技术的革新和运行管理水平的提高，对宁德核电厂PTR系统的导热能力提出了更高的要求。为此，在参考某核电厂（简称A核电厂）原有设计和现行运行方式的基础上，本文对宁德核电厂PTR系统进行了设计改进。

1 改进的必要性

1.1 A核电厂PTR系统

A核电厂PTR系统功率运行工况是指机组装料后，临界到下一次大修开始将乏燃料卸入乏燃料水池前的工况；换料大修工况是指机组停堆换料开始至机组装料后重新临界前的工况；异常工况是指机组运行时由于故障导致停堆将整个堆芯卸入乏燃料水池时的工况。

（1）冷却能力方面存在的不足

A核电厂最终热阱（海水）设计基准温度为30.8 ℃，其PTR系统原设计基准考虑为：12个月燃料循环周期，1/3堆芯卸料模式，反应堆次临界停堆后14 d完成卸料，乏燃料水池设计存储10/3个堆芯，此时乏燃料水池最大衰变热负荷为3.58 MW，PTR系统采取单列（1台泵、1台换热器）运行可满足乏燃料水池温度低于50 ℃的要求；考虑乏燃料水池内已贮存10/3个堆芯，出现异常工况时卸出一个完整堆芯，乏燃料水池共储存13/3个堆芯（约680个燃料组件），此时最大衰变热负荷达到7.22 MW，PTR系统单列运行可满足乏燃料水池温度低于65 ℃的要求，双列（2台泵、2台换热器）运行可保证乏燃料水池温度低于60 ℃。A核电厂PTR系统流程如图1所示。

A核电厂经过实施核燃料装卸贮存系统改造、18个月换料、全堆卸料方式及优化大修项目后，卸料结束时间提前到反应堆次临界停堆后8 d，换料大修工况乏燃料水池中热负荷理论值达到9 MW以上。乏燃料水池实际热负荷远大于原设计基准的假设。

功率运行工况下，乏燃料水池热负荷没有超出原设计范围。

（2）运行方面存在的不足

A核电厂运行经验表明，PTR系统会在以下情况中断对乏燃料水池的冷却：

1）乏燃料运输罐装罐池补水（初次充水约3 h）。

2）从乏燃料运输罐装罐池向燃料输送池传水（全部传水约需3 h）。

3）换料结束后，从燃料输送池向乏燃料运输罐装罐池传水（全部传水约需3 h）。

4）通过换料水箱（PTR001BA）给乏燃料水池补水。

5）换料水箱净化（至少历时48 h）。

按照PTR系统的设计基准，乏燃料水池的平均温度在正常运行工况下不允许超过50 ℃。《A核电厂运行技术规范》进一步明确了乏燃料水池温度要求：设备冷却水（RRI）系统换热器出口水温（RRI温度）不超过35 ℃时，在各种正常运行模式下乏燃料水池温度不超过50 ℃；如果中断乏燃料水池冷却，必须在没有第1组事件发生的情况下进行，且需密切监测乏燃料水池的温度和水位，在温度超过50 ℃前能恢复一列PTR系统运行。第1组事件涉及的范围包括：超出运行中应遵守的与核安全相关的重要设计假设，反应堆停堆保护与专设安全设施系统不可用。该组事件的发生将增加3道屏障（燃料包壳、一回路压力边界、反应堆厂房）损坏的风险并可能导致超出设计限值的放射性后果。

（3）A核电厂的应对措施

为了应对冷却能力不足，A核电厂经过详细计算优化了PTR系统运行方式。考虑乏燃料水池最大衰变热为10 MW，计算表明：海水温度不高于19 ℃，则RRI温度可低于21 ℃，采取1台泵、2台热交换器并联运行的方式，可保证乏燃料水池温度不高于50 ℃；海水温度不高于27 ℃，RRI温度可低于29 ℃，PTR系统双列并联运行才能满足乏燃料水池温度不高于50 ℃的要求。因此，A核电厂换料大修一般选择在海水温度相对较低的季节进行，RRI温度也低于设计基准温度35 ℃，同时电网负荷相对较低。

在上述运行方式下，PTR系统虽能导出乏燃料水池的释热并保证乏燃料水池温度不高于50 ℃，但是泵和热交换器都没有充分的备用（不满足单一故障原则），也无法备用RRA系统。另外还必须密切监测乏燃料水池内的水温，一旦不能满足要求，则需暂停卸料，延长卸料时间。

乏燃料水池中断冷却记为第1组事件，第1组事件的出现意味着机组核安全水平下降，因此应尽可能避免。为了避免由于1.1节中“运行方面存在的不足”所述前3种情况而中断对乏燃料水池的冷却，A核电厂使用临时管线和泵进行现场操作，此措施增加了溺水、异物及辐射污染风险，同时还增加了除污的经济成本和放射性废物产生量。

1.2 宁德核电厂对PTR系统导热能力要求更高

宁德核电厂最终热阱（海水）设计基准温度为30.2 ℃，与A核电厂相近。宁德核电厂目前正准备实施18个月换料，从首炉料（按12个月换料装载）开始即向18个月换料过渡，平衡循环后燃料富集度及卸料方式与A核电厂相同。

宁德核电厂乏燃料水池设计存放乏燃料数量较A核电厂有了大幅提升：功率运行工况考虑储存1 049组（20/3个堆芯），异常工况考虑储存1 206组（23/3个堆芯）。

核燃料装卸料贮存系统的改进将使得卸料完成时间进一步缩短至次临界停堆后6 d，与A核电厂相比，给乏燃料水池所引入的热负荷又有所增加。计算表明：功率运行时最大热负荷为3.93 MW；换料大修工况最大热负荷为10.79 MW；异常工况最大热负荷是11.98 MW。

1.3 改进的必要性

目前，A核电厂在换料期间暴露的PTR系统冷却能力不足的问题，在宁德核电厂将依然存在，如不实施改进，问题将更为突出。同时，以下因素也促成了实施改进的最后决定：

1）福建电网总容量比较小，福建省当前两个在建核电厂（宁德核电厂和福清核电厂）投产后，核电装机容量将占福建电网现有容量的三分之一，电网条件不允许核电厂所有机组集中停运、检修，不可能集中在海水温度较低的季节进行大修换料。

2）宁德核电厂厂址规划容量为6台百万千瓦级机组，从电厂工作安排考虑，将来不可能同时进行6台机组的换料大修，更不可能都集中在海水温度较低的季节进行换料大修。

3）在海水温度较高时若出现异常工况导致非计划停堆而需要全堆芯卸料时，原设计将更加难以满足冷却要求。

4）随着全球气候变暖，最终热阱（海水）温度逐步升高，RRI温度也将提升，冷却能力不足问题将更加突出。

2 改进方案

宁德核电厂PTR系统将A核电厂原来2台额定负荷为4.2 MW的管壳式热交换器更换为3台额定负荷为5.4 MW的板式热交换器，在原来2台额定流量为421.5 m3/h的冷却水泵的基础上增加了1台同流量的冷却水泵（PTR006PO）。通过重新优化设计，保证通过3台泵和3个换热器的流量与A核电厂一致。改进后的宁德核电厂PTR系统流程如图2所示。

原设计冷却泵PTR001PO、PTR002PO供电方式不变，分别挂接应急电源供电的A列和B列，增加的冷却水泵PTR006PO由全厂电气公用段供电。

由于PTR系统增加了1台泵和1个换热器，冷却回路也重新进行了设计，增加了相应的仪表、孔板、阀门及管道，RRI系统流量和流程也重新进行了分配，相应的厂房设备布置也做了调整。

3 改进后系统运行分析

对于功率运行工况，当最大热负荷为3.93 MW时，1台泵和1台换热器运行即可满足冷却要求，维持乏燃料水池温度不高于47 ℃（RRI温度35 ℃），每台泵和换热器都具有100%的冷却能力，冷却泵有“1用2备”的冗余，换热器也有“1用2备”的冗余，任何一台设备或电气系列故障都不会降低系统的冷却能力，满足单一故障准则。

对于换料大修工况，当最大热负荷为10.79 MW时，2台泵和2台换热器运行即可满足冷却要求，保证乏燃料水池温度不高于50 ℃（RRI温度35 ℃）。冷却泵有“2用1备”的冗余，换热器也有“2用1备”的冗余，任何一台设备或电气系列故障都不会降低系统的冷却能力，满足单一故障准则。此外，还可为RRA系统提供较改进前更好的冷却备用。

对于异常工况，运行2台泵和2台换热器可以保证水池温度低于55 ℃。

此外，通过改进消除了换料水箱净化（5种中断乏燃料水池冷却情况中时间最长者）引起乏燃料水池冷却中断的情况，但“运行方面存在的不足”中所述前4种引起乏燃料水池冷却中断的情况没有消除。

4 方案评价

4.1 优点分析

PTR系统设计改进后具有以下优点：

1）提高了系统的冷却能力，可以避免因换料水箱净化引起的中断乏燃料水池冷却的情况。

2）功率运行及换料大修工况下冷却系列可以满足《核动力厂燃料装卸和贮存系统设计（HAD 102/15）》（2007版）关于冷却系列单一故障准则的要求。

3）本改进方案已考虑18个月换料的燃料管理方案、设备冷却水温度最高(35 ℃)及核燃料装卸料贮存系统改进后卸料完成时间为次临界停堆后6 d的情况，具有较好的包络性。

4）设备增加后，系统备用率以及运行、检修灵活性提高。

5）3台泵和3台换热器完全相同，可稳定切换，运行维修相对简单，备品备件互换性好。

6）对PTR系统执行的其他功能无影响，对其他工艺系统和土建、电气、仪表的影响较小。

7）可给RRA系统提供较改进前更多的备用机会。

4.2 缺点分析及再改进建议

PTR006PO由属于正常电源的全厂电气公用段供电，其安全性和可靠性比由应急电源供电的PTR001PO、PTR002PO低，仅能作为一般备用。正在编制的《宁德核电厂运行技术规范》中关于PTR系统的描述与A核电厂基本一致，不对其可用做要求，其不可用也不记为事件，仅在限制条件部分说明，如因传水等因素导致中断乏燃料水池冷却时，可通过新增列保证乏燃料水池温度不超过50 ℃。若能将新增泵改由应急电源供电，将大大提高本系统的安全等级和可靠性。

改进后，“运行方面存在的不足”中所述前4种情况下仍须中断对乏燃料水池冷却，因此需要使用临时管线和泵进行现场操作，此措施增加了溺水、异物及辐射污染风险，同时还增加了除污的经济成本及放射性废物产生量。如在PTR002PO出口增加单独给装罐池、输送池传水的管线和隔离阀，可以避免前3种导致中断冷却乏燃料水池的情况。

5 结论

宁德核电厂进行的PTR系统设计改进很好地应对了燃料装卸技术革新和运行管理水平的提升。通过对其设计改进增加了一个冷却列，提高了系统的冷却能力，也优化了部分运行方式。但改进方案在电气供应上还存在不足，水传输管线还有优化的空间。

[1] 深圳中广核工程设计有限公司. 宁德核电厂一期工程PTR系统冷却回路冷却能力改进方案[R]. B版，2008.（China Nuclear Power Design Co., Ltd. (Shenzhen). Cooling Capacity Improvement for the PTR System Cooling Loop of Ningde NPP Phase I [R]. Ver. B, 2008.）

[2] 深圳中广核工程设计有限公司. 宁德核电厂一期工程PTR系统运行手册[R]. A版，2010.（China Nuclear Power Design Co., Ltd. (Shenzhen). Operation Manual of PTR System of Ningde NPP Phase I [R]. Ver. A, 2010.）

[3] 深圳中广核工程设计有限公司. 宁德核电厂一期工程PTR系统定期试验基准文件[R]. A版，2010.（China Nuclear Power Design Co., Ltd. (Shenzhen). Basic Reference Document for Regular Test of PTR System of Ningde NPP Phase I [R]. Ver. A, 2010.）

Analysis on the Design Improvement of Ningde Nuclear Power Plant’s Reactor Cavity and Spent Fuel Pit Cooling and Treatment System

NING Yuan-lin，YAO Shi-jia，WANG Zhong-liang
（Fujian Ningde Nuclear Power Co.，Ltd.，Fuding of Fujian Prov. 355200，China）

This paper analyzed the shortage of M310 type reactor's reactor cavity and spent fuel pit cooling and treatment system by using the example of a domestic nuclear power plant and the necessity to improve it for Ningde nuclear power plant. This paper also introduced the design improvement project, analyzed the system operation advantages and disadvantages after improvement, and gave some advice for further improvement.

cooling capacity；PTRsyste；improvem project

TL37 Article character：A Article ID：1674-1617(2012)01-0005-05

TL37

A

1674-1617(2012)01-0005-05

2011-11-01

宁元林（1976—），男，湖北监利人，工程师，学士，主要进行核安全方面研究。