海南昌江核电厂一回路补水改进技术分析

王珑璋 叶碧锋

引言：根据国家核安全局的要求，海南昌江核电厂拟在核燃料厂房新增一回路补水改进，可使用两种不同水源对一回路进行补水，提供了一条可行的全厂断电情况下的补水途径，本文主要探讨了一回路补水改进的方案、实施及管线布置，同时分析了补水改进对工艺系统、建筑结構等专业设计产生的影响。

根据国家核安全局发布的《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》，运行和在建核电厂要进行应急补水改进，主要包括一回路应急补水改进、二回路应急补水改进、乏燃料水池应急补水改进，其中一回路应急补水改进位于核燃料厂房。当发生全厂断电事故工况时，用于一回路正常补水的系统（化学和容积控制系统（RCV），反应堆硼和水补给系统（REA））以及用于设计基准事故的安全注入系统（RIS）均无法正常工作，不能通过这些设计基准的注水途径为一回路补水。在福岛后相关改进中拟通过在安全壳喷淋系统与安全注入系统之间相连的管线上设置应急补水接管，提供了一条实现全厂断电情况下向一回路补水的途径。

一、改进方案

在全厂断电事故工况下，如果水压试验泵的主泵轴封注入回路可用，则无需采取其他向一回路补水的措施。通过实施二回路补水措施（增强蒸发器补水能力改进），就能保证长时间的堆芯冷却。但是如果水压试验泵的轴封注入回路不可用（比如水压试验泵不可用、PTR水箱不可用等）或二次侧排热路径不可用，则将丧失通过二次侧排热的途径对堆芯进行冷却，因此必须寻求其它手段对一回路进行冷却。

在全厂断电事故发生后，当二回路排热手段不可用时，一回路的热量将无法导出，并且处于高压状态，为防止高压熔堆的发生，必须首先对一回路进行卸压。通过手动开启稳压器安全阀等措施，可以使一回路的压力降低到一定水平。当成功实施一回路卸压后，如果电力仍未恢复，各种补水手段均不可用（RCV、REA、RIS、EAS），则可根据严重事故管理导则的要求，实施对一回路进行补水，最终实现对堆芯的冷却。

二、实施方案

（一）使用PTR水箱作为水源

如果事故工况下PTR水箱可用，则使用PTR水箱的含硼水实现一回路的补水。在现场拆除两条临时补水管线管端的盲板法兰，通过临时管道将泵（组）的吸入端和出口端分别接至两个临时补水管线。PTR水箱内的水通过安喷系统取水管线，经安喷泵旁路管线、安喷热交换器、H4管线后进入临时补水管线，经临时补水泵（组）加压后，返回另一系列的H4管线，再经过相应的安注管线进入一回路。在PTR水箱可用的情况下，则该方案应为首选方案，因为PTR水箱中储存的是2100ppm的含硼水，最有利于堆芯冷却和反应性控制。

（二）使用临时水源

当安注、安喷泵均不可用，且PTR水箱和地坑水也不可用的情况下临时水源可为消防水或自来水。使用临时管线将临时水源、泵（组）和设置好的补水管线进行连接，临时水源的水通过临时泵（组）加压后被送入临时补水接管，再通过H4管线和低压安注管道进入一回路。该补水模式需要现场开启临时补水管线的手动隔离阀和H4管线上安注一侧的远传手动隔离阀，使补水路径畅通，可选择两条临时补水管线中任一条可用管线实施一回路补水，见图3。

三、福岛后改进力学分析

本改进项共进行了四组管线系统的力学计算，分别是第一组（1EAS139、125、109、1RIS298）、第二组（1EAS140、124、110、1RIS299）、第三组（2EAS139、125、109、2RIS298）、第四组（2EAS124、110、140、2RIS299）。其中，各组管系中管线1RIS298/1EAS109、1RIS299/1EAS110、2RIS298/2EAS109、2RIS299/2EAS110的抗震级别为1F，管道分类为RCCM 2级管线，其余管线的抗震级别为1I，管道分类为RCCM NC级管线。计算使用的管道材料为Z2CN1810，设计压力为2.4MPa。除管线1RIS298、1RIS299、2RIS298、2RIS299的设计温度为120℃，其余管线的设计温度均为80℃，安装温度为20℃。

总结

针对日本福岛第一核电厂发生的全厂断电事故，海南昌江核电厂1、2号机组拟采取多项改进措施，对于核燃料厂房主要包括一回路补水以及乏燃料水池补水，通过新增的三条补水管线，提供了切实可行的用于实现全厂断电情况下向一回路补水及乏燃料水池补水的途径。在全厂断电事故工况下，通过使用PTR水箱和临时水两种不同的水源向一回路或者乏燃料水池进行补水，改进措施的实施可在一定程度上缓解事故造成的危害和损失。力学计算结果表明，改进后的管道系统及支吊架均满足RCC-M规范的要求，并且不会对原安全注入系统、安全壳喷淋系统设计及功能产生影响。

参考文献

[1]压水堆核岛机械设备设计和建造规则RCC-M（2000版+2002补遗）.

[2]Q/CNPE.J101.19-2009，核电站管道和管件选用手册.

[3]Q/CNPE.J101.20-2010，管道等级表和管道分支要求.

[4]Q/CNPE.J105.6-2009，核电站标准支吊架手册.

（作者单位：中国核电工程有限公司郑州分公司）