第三代先进压水堆正常余热排出系统设计优化

王国震

（中核辽宁核电有限公司，辽宁 兴城 125100）

第三代先进压水堆正常余热排出系统设计优化

王国震

（中核辽宁核电有限公司，辽宁 兴城 125100）

文章详细介绍了第三代先进压水堆正常余热排出系统设计特点，并从核电厂运行的角度就这些设计特点对核电厂运行的影响进行了分析。对第三代先进压水堆正常余热排出系统的设计特点进行了归纳，针对每个设计特点，分析了其设计的合理性和先进性。

第三代先进压水堆；余热排出系统；冷却；补水；接口系统LOCA

核电厂与常规电厂的一个显著不同就是在核电厂的反应堆停闭以后，由裂变碎片及中子俘获产物的衰变所产生的剩余功率缓慢下降，导致一回路内部还有一定的剩余功率。运行人员可以调节反应堆的核功率，但却控制不了剩余功率的释放。为了反应堆的安全，在任何时刻必须要将剩余功率导出［1］。核安全的三大原则之一是要在任何情况下能够保证燃料的持续有效冷却。

正常余热排出系统（Normal Residual Heat Removal System，RNS）就是用于停堆后排出堆芯和反应堆冷却剂系统（Reactor Coolant System，RCS）的热量，从而保证核燃料的持续有效冷却。此外，RNS还可以用来冷却各种与之相连的水池以及提供低压净化和下泄通道，在事故工况下，还可用来为反应堆冷却剂系统提供非安全相关低压注射。

1　系统描述

RNS有两个序列，每一序列包括1台RNS泵和1台RNS热交换器，两列共用一条来自RCS的进水母管和一条返回RCS的出水母管［2］。

RNS进水母管通过一段渐缩形管嘴连接到RCS的热管段，进水母管随后分为两条并联管线，每条管线有两个串联的常关电动隔离阀。两条管线在安全壳内合并成一条共用进水母管，在流出安全壳之前有条支路与安全壳内换料水箱（IRWST）相连。

进水母管在安全壳外有一个电动隔离阀，正常运行时处于关闭状态，其下游分为两条独立的管线，每条管线各有1台泵。

RNS泵出口直接连到各自的RNS热交换器，热交换器出口连接到公共出水母管，母管上有一个常闭的电动安全壳隔离阀。为保护泵，从RNS热交换器下游到RNS泵入口管线之间设置了小流量管线。

公共出水母管在安全壳内有一个逆止阀，作为安全壳隔离阀。逆止阀下游分成两条管线，分别接到各自非能动堆芯冷却系统（Passive Core Cooling System， PXS）的直接注入管线（简称DVI）。每个分支管上有一个截止逆止阀和一个逆止阀，作为RCS的压力边界。公共出水母管有一条到CVS的除盐装置分支管线，用于停堆时对RCS的净化。还有一条到IRWST的分支管线，用于冷却该水箱。

安全壳内的RNS进水母管上有一个安全卸压阀，为RCS提供低温超压保护。另一个安全卸压阀位于安全壳外的泵出水母管，当RNS与RCS隔离后对RNS管道和设备提供超压保护。

2　设计特点分析

2.1停堆和半管运行下的设计特性

RCS的冷管段和热管段存在垂直方向上的偏置，冷管段高于热管段，热管段位置较传统设计高出很多，DVI则低于热管段。这种管线布置方式允许RCS排水至热管段约80%的位置，此时冷管段完全排空，RNS从热管段取水，通过DVI管线返回，在冷管段完全排空后仍然能保证堆芯的持续冷却，并同时进行蒸汽发生器堵管或更换反应堆冷却剂泵的操作，而不必像传统核电厂需要将整个堆芯卸料来进行以上两项工作［3］。

针对半管运行时RNS泵吸入压头较低的情况，RNS进水母管通过一段渐缩形管嘴连接到RCS的热管段。渐缩形管嘴使热管段管道内壁底部至弯管出口中心线至少有0.6 m距离，这种连接可使RCS半管运行时空气进入RNS泵的可能性降至最低。

在RNS泵入口管线发生涡流时，由于热管段管嘴流速降低，相对于没有渐缩管段的设计可使RCS热管段水位更低，这增加了正常半管水位到泵开始吸入空气的水位之间的裕度。大量试验表明，如果发生涡流，采用该设计后泵入口进入的空气最多也不会超过5%，使泵发生气蚀的可能性大为减少。

RNS泵设计成对气蚀的敏感度最小化。通常，RNS在RCS降到半管运行水位时不需要节流操作来保证RNS泵的吸入压头。但是由于第三代先进压水堆通常采用抽真空启动，因此在半管运行时可能存在RCS处于饱和工况的情况，此时应该适当关小流量调节阀，以维持RNS泵足够的净正吸入压头。

RNS泵的入口管线，从RCS热管段连接到泵是一个持续的坡度，没有局部高点。这样，当RNS泵吸入过量空气产生气蚀而停泵后，不需要重新向泵的入口管线充水。由于吸入管线的自排气设计，当热管段重新建立起足够高的水位时，泵将立即启动。

以上这些RNS设计特点与第三代先进压水堆特有的半管运行模式相配合，明显提高了半管运行期间的可靠性。

2.2针对LOCA事故设计特性

由于RNS是RCS的接口系统，所以无论在RNS与RCS隔离，或RNS连接至RCS运行时，都存在LOCA的可能性［4］，针对RNS可能发生的接口系统LOCA事故，第三代先进压水堆采用了许多独特设计。

在RNS的安全壳外隔离阀与RCS之间的部分，RNS管道的设计压力与RCS相同，都能承受15.4 MPa的压力。而RNS泵入口管线安全壳隔离阀（阀门V022）的下游和RNS泵出口管线安全壳隔离阀（阀门V011）上游的部分，其设计压力为6.21 MPa，虽然该设计压力低于RCS的运行压力，但是其极限断裂强度设计为不低于RCS的运行压力，如果由于意外的阀门开启或泄漏事故，导致RNS设计压力为6.21 MPa的部分管道暴露于RCS的15.4 MPa的运行压力时，这部分的管道虽然会发生变形，但是不会发生破裂，即引入了Leak Before Break（LBB）的设计概念。这种设计方案在降低ISLOCA的同时，保证了较低的核电厂建设成本。

RNS的入口母管的壳内分为两条并联管线，每条管线有两个串联的常关电动隔离阀（阀门V001A/B和V002A/B）。该设计使得RNS在任一隔离阀无法关闭时仍能确保与RCS的隔离，从而避免ISLOCA。此外在任一隔离阀无法打开时，仍能保证RNS对RCS的冷却功能，显著提高了核电厂运行的可靠性。

反应堆压力容器材料在经过辐照后，韧脆转变温度会提高。在RNS入口管线上设计有释放阀（V021），当RNS连接至RCS时提供RCS的低温超压保护，避免反应堆压力容器发生破裂所导致的LOCA事故。

R C S热管段至R N S隔离阀V001A/B和V 002 A/B设有联锁，当R C S压力大于3.10 MPa，或阀门V023、V024没有全关时，这些隔离阀无法开启。

I R W S T至R N S隔离阀V023设有联锁，V001A/B，V002A/B必须全关才能打开V023。RNS至IRWST隔离阀V024也设有联锁，只有V001A/B，V002A/B全关并且V023开启的允许信号存在时，V024才允许手动打开。并且在停堆冷却期间，V023和V024的供电断路器被断开上锁，以确保RNS连接至RCS时不会使RCS意外排水到IRWST。

以上这些控制系统联锁和行政管理措施也降低了失水事故的可能性。

2.3用于缓解事故的设计特性

传统压水堆的正常余热排出系统作为安全相关系统，在LOCA事故时需要作为低压安注使用。而第三代先进压水堆采用非能动的安全设计理念，RNS作为能动系统（采用电动泵驱动）是不能作为安全相关系统的，其属于非安全相关系统［5］。但是RNS作为一回路的接口系统，必然可以具备一定的缓解事故能力。RNS可以作为非安全相关的低压RCS注射以阻止ADS第4级或IRWST注射爆破阀动作，事故后的强迫循环冷却，以及严重事故后的安全壳补水。

自动降压系统（A D S）第1、2、3级动作后，如果RCS压力降低到RNS泵压头以下，RNS可以对RCS提供低压注射，以防止PXS的堆芯补水箱（CMT）水位过低触发ADS第4级动作。操纵员可以打开RNS入口与乏燃料装载井（CLP）或者IRWST之间的隔离阀，启动RNS泵将含硼水通过DVI管线注射到RCS。但是在使用IRWST作为水源时，需要注意只有在非DVI管线破裂的事故中才可以使用，因为如果D V I管线破裂，通过RNS泵从IRWST向DVI管线的破口排水将会加速IRWST的水位下降，从而导致更快的从IRWST安注阶段发展到安全壳地坑再循环阶段，这对于保证有序的安全驱动是不利的。并且从图1所示的厂房布置图可以看出，大部分DVI管线位于安全壳再循环地坑外，如果DVI管线破口发生在安全壳再循环地坑外部，使用RNS将水强迫输送到DVI破口将会导致大量IRWST水装量无法到达安全壳再循环地坑，使得安全壳淹没水位降低，严重影响安全壳地坑再循环的能力，导致事故加重。

而判断DVI管线是否存在破裂可以通过两个CMT的液位下降速率是否一致判断，如果下降不一致，则说明存在DVI管线破裂（对于两条DVI管线均破裂的情况不考虑）。这是在使用RNS低压注射时需要注意的。

图1　核岛厂房设备布置图Fig.1　General layout of nuclear island

R N S通过阀门V023提供了一个重力注射到RCS热管段的方式。从IRWST，通过阀门V023，然后通过RNS入口隔离阀（V001A/B，V002A/B）进入热管段。其他RNS入口隔离阀，V022和V061在该运行状态时仍然保持关闭。V023阀门可以被点动操作，以提供粗略的流量控制，通过保持热管段水位以阻止其降低到低-4水位导致的IRWST注射爆破阀动作。以上操作必须有P12（稳压器水位≤16%）信号存在，才能保证RNS-V023和RNS-V001A/B，RNS-V002A/B同时打开，否则存在如2.2节所述的联锁禁止它们同时打开。

在一个造成安全壳淹没的事件后，RNS提供从一个IRWST/安全壳地坑管线直接注入反应堆堆芯以提供安全壳再循环强迫堆芯冷却。在触发ADS第4级信号后，CMT和IRWST将会排干，造成安全壳淹没。RNS能从IRWST/安全壳地坑取水，在建立自然循环的基础上提供额外的堆芯冷却。

如果安全壳在严重事故后发生了泄漏，可能存在水装量丧失而无法提供无限期的堆芯冷却。在该事件中，可以通过RNS出口安全壳隔离阀试验接口，通过临时设备进行补水。

在各种事故中，RNS不需要必须运行，但是其运行对于缓解事故和投资保护带来的效果是非常明显的。

2.4灵活多样的运行方式

第三代先进压水堆通过乏燃料水池冷却系统（Spent Fuel Pool Cooling System，SFS）将水从IRWST输送到换料水池。在传统核电厂该功能由正常余热排出系统执行。第三代先进压水堆通常采用SFS对换料水池充水而不采用RNS，这样避免了充水时通过反应堆压力容器，从而保证了换料水池的清澈度、减少运行辐射剂量。但是如果有需要时，RNS仍能执行该功能。

当不需要RNS进行正常停堆冷却时，RNS可提供或替代SFS的冷却乏燃料水池的功能。开启联络管线上常闭的手动阀门，启动1台RNS泵，RNS泵从乏燃料水池取水，经热交换器返回乏燃料水池。乏燃料水池至RNS的管道与乏燃料水池至SFS的管道是独立的，这保证了两个系统可以相互独立运行，这在全堆芯卸料时很重要，因为此时乏燃料水池可能需要SFS以外的一列RNS来冷却。

在失去正常设备冷却水事故中，为暂时维持冷却反应堆，可以打开消防系统与设备冷却水系统之间的常闭阀门，使用消防水为RNS泵和热交换器提供冷却水源。消防系统水经过RNS热交换器后被直接排放。

RNS还可以用于冷却IRWST。在正常功率运行期间或PRHR驱动导致IRWST开始沸腾前，RNS都可以由操纵员控制冷却IRWST。RNS冷却IRWST时，RNS与RCS之间的压力边界隔离阀关闭，设备冷却水通过RNS热交换器和RNS泵。RNS入口母管电动阀V022和出口母管电动阀V011开启。IRWST到RNS泵的入口隔离阀V023开启，随后RNS到IRWST的出口隔离阀V024开启。两台RNS泵启动，对IRWST进行冷却。因为没有其他的出口隔离阀在出口到PXS的DVI管线上，所以在IRWST冷却期间，完全是由RCS压力保持其压力边界隔离逆止阀的关闭，如果RCS压力低于RNS泵的压头，则会发生RNS将IRWST中的水输送到RCS的情况，此时必须停止RNS泵，并且关闭V023和V024将RNS与IRWST隔离。这是在使用RNS冷却IRWST时需要额外注意的。

2.5设置RNS隔离信号

第三代先进压水堆采用了全数字化仪控系统，提高了核电厂的自动化程度，RNS也采取了合理的联锁和控制策略降低了人因失误的风险。

由于RNS具备一定的事故缓解能力，并且在停堆冷却时是唯一的RCS冷源，所以在事故并不严重时，保证RNS的正常运行是十分重要的。因此RNS虽然作为贯穿安全壳的系统，但是其部分安全壳隔离阀并不接受安全壳隔离信号的控制，而是专门设置了RNS隔离信号。

RNS隔离触发信号如表1所示。

设置S信号和安全壳放射性高2信号触发RNS隔离的目的是为了保证在正常功率运行期间出现相对比较严重的事故时对RNS进行自动隔离，但是为了保证在停堆冷却的第二阶段时RNS能够对RCS进行持续冷却，当P-11信号出现后，可以手动闭锁这两个信号触发的RNS隔离。需要额外指出的是，为了使用RNS的缓解事故能力，RNS采用的S信号是保持型S信号，保持型S信号可以通过手动进行重置，重置后S信号消失，则由S信号触发的RNS隔离信号也会消失。

设置ADS第4级动作触发RNS隔离的目的是为了保证在冷停堆期间RNS发生ISLOCA时，确保自动进行RNS隔离而不需操纵员动作。S信号触发信号如表2所示。

表1　RNS隔离触发信号Table1　 Trigger signals of RNS isolation actions

由表2可见，S信号在P-11信号出现后，假设按停堆计划对相应信号进行了闭锁，则唯一未闭锁的只有安全壳压力高2信号，如果此时在RNS的壳外部分发生破口，则RCS的水装量会降低，而由于破口在壳外，则安全壳压力高2信号和安全壳放射性高2信号都不会被触发，则不会自动触发RNS隔离，导致破口无法自动隔离，增大了运行风险。ADS第4级动作可由CMT水位低6和热管段水位低4触发并在冷停堆时不受到闭锁，这样就能保证自动RNS隔离触发而不需操纵员干预，提高了运行的可靠性。

当无法实现自动RNS隔离时，还设有多重手动方式，操纵员可根据需要执行RNS隔离。

表2　S信号触发信号Table2　Trigger signals of safeguards actuation actions

3　结论

第三代先进压水堆正常余热排出系统管线和接口比较复杂，存在多种不同的运行模式，这加大了操纵员工作时的困难，尽管系统设计存在多种控制联锁来避免人因失误，但是并不能实现完全的自动化，因此在编制相关运行规程时要注意全面性。

第三代先进压水堆正常余热排出系统设计除了很好地保障正常停堆冷却期间的RCS冷却之外，其设计还很好地与第三代先进压水堆特点相结合，利用RNS设备（泵、热交换器）和多种接口实现了非安全相关的RNS，提供了多种纵深防御和事故缓解功能，利用合理的系统设计保障电厂的安全、经济运行。

［1］ 苏林森， 杨辉玉， 王复生， 等. 900 MW压水堆核电站系统与设备［M］. 北京： 原子能出版社， 2005.（SU Lin-sen， YANG Hui-yu， WANG Fu-sheng，et al. Systems and Equipment of 900 MW PWR NPP ［M］. Beijing： Atomic Energy Press， 2005.）

［2］ 林诚格. 非能动安全先进核电厂AP1000［M］. 北京：原子能出版社， 2008.（LIN Cheng-ge. Passive Safety Advanced Nuclear Power Plant AP1000［M］. Beijing： Atomic Energy Press， 2008.）

［3］ 苏荣福，唐涌涛. AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计［J］. 中国核电，2014，6（1）：4—8. （SU Rong-fu， TANG Yong-tao. The Layout and Design of Reactor Coolant System of AP1000 NPP［J］. China Nuclear Power， 2014， 6（1）：4-8.）

［4］ 孙汉虹. 第三代核电技术AP1000［M］. 北京： 中国电力出版社， 2010.（SUN Han-hong. The Third Nuclear Power Technology AP1000［M］. Beijing：China Electric Power Press， 2010.）

［5］ 依岩， 柴国旱， 张和林. 压水堆核电厂余热排出系统设计中一些安全问题的探讨［J］. 核安全， 2006（01）：56—61.（YI Yan， CHAI Guo-han， ZHANG He-lin. Discussion on Some Safety Problems in Design of Residual Heat Removal System of PWR NPP［J］. Nuclear Safety， 2006（01）：56-61.）

Design Characteristics of Normal Residual Heat Removal System for Generation III Advanced Pressurized Water Reactor

WANG Guo-zhen
（CNNC Liaoning Nuclear Power Co.，Ltd.，Xingcheng of Liaoning Prov. 125100，China）

This paper gives a detailed introduction of design characteristics of normal residual heat removal system for generation III advanced pressurized water reactor， and analysis the effects on the plant operation due to these design characteristics from an operator’s perspective. The paper concludes the design characteristics of normal residual heat removal system，rationality and advantages corresponding to each characteristic have been analyzed in the paper.

generation III APWR；residual heat removal；cooling down； make up；ISLOCA

TL37 Article character：A Article ID：1674-1617（2015）04-0306-06

TL37

A

1674-1617（2015）04-0306-06

2015-08-04

王国震（1987—），男，吉林人，助理工程师，本科，从事核电厂运行工作。