AP1000蒸汽发生器应急补水系统的设计改进

张保国

（山东核电有限公司，山东 海阳 265116）

AP1000蒸汽发生器应急补水系统的设计改进

张保国

（山东核电有限公司，山东 海阳 265116）

除盐水分配系统在调试期间运行不稳定，向常规岛用户供水受到限制，影响二回路联合冲洗及其他调试工作，故实施了向凝汽器和除氧器补充除盐水的临时措施。实践证明，采用临时措施加快了调试进程，弥补了二回路补水的薄弱环节，实现了向SG（蒸汽发生器）静压上水。在此基础上考虑为蒸汽发生器提供一路应急冷却水源，用于完全丧失给水，甚至ATWS（未预期停堆下的瞬态）时，进行长期和温和的衰变热移除，提高单一故障准则水平，提高机组的纵深防御能力，对其可行性进行了初步分析。

除盐水分配；热阱水源丧失；除氧器应急补水；长期衰变热移除

某核电厂常规岛除盐水工艺用户较多，补水管道（DN100）经总阀除盐水分配阀后，分配至总管（经隔离阀至闭式水、设冷水、换热站）及其他常规岛用户总管（定冷水补水、凝泵备用密封水、低加疏水泵密封水、化学加药补水、厂房通风用水）和CST（容量2 253 m3）补水管（凝汽器补水箱补水管也是出水管，接到凝汽器补水管道上）。常规岛其他用户由除盐水厂房经正式管道（DN125）接入精处理自用水箱（容量500 m3）。3台精处理冲洗水泵扬程50 m，流量120 t/h，电机功率30 kW。

根据联合冲洗的补水需要，采用了临时措施为二回路相关设备提供补水，保障了施工调试期间的用水需要，并分析对于机组后续调试和运行具有一定的安全性、可靠性和经济性，用于ATWS下并且主给水和启动给水丧失后，作为非安全相关的第二道防御，为蒸汽发生器提供水源，移除衰变热。

1　二回路补水分析

二回路补水及临时措施如图1所示。

图1　二回路补水及临时措施示意图Fig.1　Schematic of secondary makeup and provisional measures

1.1冲洗期间的问题

在冲洗期间，常规岛受到除盐水分配运行影响较大。各用户出现抢水，除盐水分配向除盐水分配阀下游供水能力只能达到60 t/h。除盐水分配除盐水泵不能投自动，超出工作范围跳闸后再次供水必将耽误调试工作。如有用户进行检修工作，隔离冲突使得多用户停水，阀门距离地面5 m，隔离措施较难执行。如凝泵和低加疏水泵解体，隔离检修需要关闭总阀全停常规岛侧除盐水。影响了除盐水系统的连续稳定运行。

1.2机组启动热态补水分析

汽轮机厂家要求，在机组初水量情况次运行及机组长期停运后再次启动，蒸汽管道内壁和加热器汽侧生锈，加热器疏水被污染，为防止污物进入蒸汽发生器，疏水不应回收。除MSR疏水需要通过排污扩容器放掉之外，3、4号低加疏水，6、7号高加疏水在30%负荷前也应排掉，以保证给水水质。机组应在30%负荷下连续运行24 h，才能保证管道、设备内壁完全被冲洗干净。

30%负荷下疏水、排污量如按照汽轮机厂家建议，30%负荷的加热器/再热器疏水同时排放不回收，则疏放水总量571.2 t/h远大于常规岛现有补水系统补水量，也大于除盐水厂供水量。

采用临时补水系统改造，可以尽量满足冲洗需要；或者降低冲洗期间因水位不能维持造成的负荷波动幅度。现阶段核岛调试及冲洗展开，向常规岛侧供水能力更加受到限制，常规岛侧后续面临二回路相关系统设备保养以及再次进行凝汽器灌水试验，需要大量的除盐水。有必要采取一定的措施为后续的调试和运行进行系统优化。

2　改进措施

除盐水厂经正式管道（DN125）接入精处理自用水箱，除盐水厂除盐水泵最大运行后，提供约100 t/h的补水量，可以维持单台精处理冲洗水泵长时间运行。精处理冲洗水泵下游用户的运行比较灵活，仅仅与精处理自身调试冲突。在冲洗期间，调试就地启动精处理冲洗水泵连续向凝汽器或者除氧器补水，可以单独维持给水前置泵及除氧器和凝泵及凝汽器的运行。

2.1仅考虑冷态联合冲洗阶段补水

在精处理冲洗水泵出口母管接临时管道（DN125）及出口总阀，经分配管道分别接至凝汽器危急补水阀上游接入凝汽器、经凝结水至除氧器补水支管进入除氧器、以及接入凝泵密封水和给水泵前置泵的密封水。改进措施在二回路联合冲洗期间得到运用，加快了调试进度。

2.2考虑SG应急补水

根据其他核电调研，在福岛核事故发生后田湾设置了应急补水接口，采用消防车为主给水管道补水。

秦山二期采用了多水源应急补水箱，采用两个序列的应急给水泵，每个序列包括1台汽泵和1台电泵，供4台泵组。

福清核电一期工程具有除盐水系统直补除氧器的进水管道［1］，可以直接向除氧器上水。

为蒸汽发生器提供应急水源的考虑如下：

CPS自用水箱入口段扩径，并增加一路加阀门接入CST排污阀前，为CTS补水。并在该入口段上设置管道泵，泵的出口接入CPS冲洗水泵出口母管上。目的在于：

1）向CST水箱补水，维持CST水箱较高水位；

2）管道泵可从CPS自用水箱、CST水箱、DTS水箱等用户取水；

3）管道泵采用CPS冲洗水泵相似特性曲线，设置独立的控制柜并设置快速接入的应急电源接口。

改进后流程示意图如图2所示。

图2　改进后流程示意图Fig.2　T he improved process

3　运行分析

凝汽器补水的分析，向凝汽器补水增加后，可以减少使用CST水箱的补水，维持CST水箱高水位，降低启动给水泵因水源丧失不能启动的概率。

向给水泵密封水补水，可以在凝泵不能运行的情况下启动，结合除氧器应急补水为SG上水。凝泵不可用的情况包括凝汽器水位低、凝泵入口滤网堵塞、凝结水管道破裂、再循环阀故障等。

向密封水母管补水，可以在正式水源不可用时，向密封水母管补水，减少共模故障概率，可以向CST水箱补水。

除氧器正常液位标高27 m，与SG出口管道标高27 m相等，若给水系统阀门打开，除氧器可以向SG通过静压上水，且一般不会造成蒸汽发生器满水进入主蒸汽管道。如果CPS水泵采用应急电源，可以在极端（如失去场外电源）的情况下向SG提供较小热冲击的水源（启动给水泵和启动给水调节阀由柴油发电机供电），在凝汽器和启动给水不可用时的停堆运行工况下，为SG提供长期水源。

当主蒸汽隔离阀关闭后，在除氧器密闭后（除氧器上部有一定的气腔，并维持），通过大气释放阀的开度控制，可以实现为蒸汽发生器建立压力，以降低一、二回路的压差。此压力，可以稳定地控制在0.6 MPa，对应饱和温度164 ℃。

对于启动期间的二回路，需要在完成水装量的基础上尽快完成冷态冲洗，以便可以向SG提供合格的冲洗水源。大修后的二回路的水装量大约为2 000 m3（不考虑后续冲洗置换），若按照DWS供水量需要60 t/h来计算，大约需要不间断地补充约33 h；若采用CPS冲洗水泵上水，约需要20 h。采用临时补水措施为系统初始充注，可为机组启动缩短时间。

4　除氧器直补对SG应急补水的分析

根据概率分析统计，给水丧失的始发概率较高及由此造成的对一回路的影响也不容忽视，丧失主给水对CDF和堆芯损伤条件概率的影响见表1。

表1　给水相关概率表T able 1　Relevant probabilities of feedwater

DWST水箱容量416 t，DWST水箱低-低水位时发出报警，操纵员隔离其他系统的供水，而仅仅向化容系统供水。低-低水位时，水箱有大约170 t的除盐水，此时专供化容系统上充泵使用，对CST的补水受到限制，启动给水泵启动的水源受到限制。另外还有其他原因比如核岛补水，凝汽器补水等原因占用了CST的补水，CST的液位有可能在功率运行期间降低到不允许启动给水泵的启动。

给水泵向SG的补水受到凝泵的影响，如密封水和除氧器上水失去，将导致给水泵不允许启动。

当主给水丧失时，启动给水作为非安全相关的第一道防御，为蒸汽发生器提供水源。主蒸汽系统（MSS）与启动给水（系统在可用时自动启动）相配合，带走一回路的显热和反应堆的衰变热，CST热阱的最小容积为1 230.3 t，才能满足纵深防御的要求。故当CST失去水源后不能够由启动给水向SG注水，此时主给水泵的启动也将很有可能是受限的。

另外，启动给水泵有可能受到管线（如破口）、电源失去、调节阀门（如失去压空）、机械故障等情况的限制，无法启动导致SG上水受到限制。比如，三哩岛核电由于发生了给水丧失情况导致堆芯融化。

以上场景在场外电源失去后更加恶化，现从正反两方面评估除氧器应急水源的必要性。

4.1正面效应

1911年，西屋公司WOG（Westinghouse Owner's Group）发展了可以普遍适用于西屋公司核电站的严重事故管理导则（SAMG）。在该导则中提出了事故处理的6项基本措施，其中第一项：向蒸汽发生器注水以保护SG传热管，在堆芯冷却恢复以后为RCS提供热阱，洗刷从一次侧泄漏的放射性产物［2］。

现从西屋公司的严重事故管理导则（SAMG）中注入蒸汽发生器和衰变热的长期移除两份导则，分析除氧器应急补水对SG注入和长期衰变热移除的可行性。

（1）衰变热的移除过程

在机组启动、热备用和停堆期间，CST水箱向启动给水泵提供水源，支持8 h的热备用运行。CST水箱必须向启动给水泵提供充足的水源，支持一回路从正常运行温度冷却到正常余热排出系统（RNS）投入运行。只要凝汽器真空能维持住，蒸汽就能排至凝汽器，若真空不能维持可使用除氧器至大气排放作为热阱。

反应堆功率运行时，不管正常给水因任何原因丧失，都会由于持续产生蒸汽而导致蒸汽发生器液位下降直到蒸汽发生器窄量程液位低信号出现。此时，反应堆因蒸汽发生器液位低跳堆。如果启动给水泵或阀门不可用，衰变热通过蒸汽释放到大气的方式排出，蒸汽发生器的水装量将下降。如启动给水未能阻止蒸汽发生器液位进一步下降，非能动余热排出将启动。

事故情况下，反应堆冷却剂系统（RCS）将反应堆系统（RXS）内产生的热量传到蒸汽发生器，通过蒸汽发生器系统（SGS）及主给水和启动给水系统（FWS），防止非能动安全相关的余热排出系统动作，在主给水泵和启动给水泵之外，经除氧器向蒸汽发生器提供第3种水源可进一步防止非能动安全相关的余热排出系统动作。而在冷却期间，一旦RNS投入，特别当所有主泵停运后，必须采取措施来冷却蒸汽发生器的二次侧。汽轮机旁路系统不可用时，蒸汽发生器通过大气释放阀排汽至大气为机组冷却提供非安全相关的途径。

启动给水因蒸汽发生器液位低及主给水流量低启动，同时发出液位低报警以提醒操纵员。FWS和调节阀的设计能保证提供足够流量以避免丧失正常给水时非能动余热排出的启动。通过单台启动给水泵有能力恢复失水事件，但是这受到SGS工况和除氧器的限制。启动给水泵持续运行，重建并维持蒸汽发生器液位，SGS自动运行以排出衰变热。

在严重事故中当堆芯再淹没后，仍需要导出持续释放的衰变热。通过直接向RCS注入并流出，或者向SG注入并蒸发制造堆芯热阱。如果通过注入并流出的方法，则水必须持续注入RCS，并且需要一个开启的大气释放阀，通过饱和蒸汽移出热量。然而，如果用SG作热阱，则衰变热需要通过向SG注入来导出，而非向RCS注入［3］。

对于停堆工况下，CCS丧失将导致正常余热排出系统失效，而且RNS本身具有一定的不可用性，因此更加需要保障SG的水源安全［4］。

即在事故工况下，对除氧器上水增加一路应急水源在事故工况下，通过除氧器的静压上水路径，长期使用SG的“充水—排汽”冷却模式，将一回路带入安全模式。

（2）冷却速率要求［5］

按照该路径的补水能力，只能在出现4、5工况时使用。对SG冷却的冷却速率要求见表2。

使用下列公式用于计算，从停堆算起的时间用于制图（见图3）。

表2　对SG冷却的冷却速率要求T able 2　Cooling rate of SG cooling requirements

图3　衰变热移除注水需求Fig.3　Feedwater requirement for decay heat removal

式中：fdecay——用于导出衰变热的流量，gpm；

Qo——额定满功率，MW；

t——停堆后时刻，h；

ρ——注入水源密度，lbm/ft3；

hg——在压力（P）Psat下的饱和蒸汽焓；

hsubcooled——注入水源温度（Tinj）处于过冷状态下的焓。

并有以下条件；

1） 依据是通过注入过冷水，使其蒸发带走堆芯热量。

2） 反应堆冷却剂系统（RCS）和蒸汽发生器的注入水温假设是49 ℃，反应堆冷却剂系统（RCS）再循环水温是138 ℃。在图3中，当实际水温低于此假设值时，可降低图中最小流量的需求。

3） 初始参数如表3所示。

根据三哩岛反馈，事故发生到堆芯融化用了120 s，但6 d之后堆芯才开始下降，蒸汽泡消失引起氢爆炸的威胁免除了。

以上可见，CST在启动、功率运行和停堆期间维持一定的水装量，对于机组安全性非常重要。反之，此期间凝汽器若不能注水则影响相关系统的在线准备和投运，比如给水泵运行和真空不能建立，二回路向SG提供热阱的功能受到限制。

表3　蒸汽发生器的初始参数T able 3　T he initial parameters of the SG

4.2负面效应的预防

若蒸汽发生器二次侧冷却能力过强，可能会使一回路的自然循环能力减小以致中断。这是由于核电厂蒸汽发生器一次侧水管是倒U形管，具有相当高度的U形管二次侧内的流体具有较大的密度差时，就具有相当的驱动压头。所以如果当二次侧冷却能力过强（流量很大、温度低），很快地把一次侧的水温在倒U形管上升段内降下来，与下降段中的水温相差甚少时，驱动压头就降低很多，使自然循环能力减小，甚至中断。采用静压注水的方式比较温和，不会出现导致终端一回路自然循环的过冷情况出现，不会因低水温重新达临界的状态。

停堆期间，在蒸汽发生器压力低于0.862 MPa（125 psia）时，SGS作为流体通道和BDS流体再循环的通道。SGS的这个功能有助于正常的余热排出和蒸汽发生器的冷却，以便停堆后尽可能早投入人员进行维修、检查。SGS的这个作用与蒸汽发生器湿保养类似。

分析假设当传热管温度达到816 ℃时，蠕变破裂可能发生。如果传热管是湿的，由于通过传热管表面的泡核沸腾使传热管的温度传导给水，传热管的温度将因水而受到限制。即使堆芯热蒸汽进入湿状态下的SG，通过传热管的热传导也能充分限制传热管的温度低于816 ℃。因此只要SG传热管处于水覆盖之下，蠕变破裂不予考虑［1］。

除氧器静压向蒸汽发生器上水的可行性已经得到了验证，蒸汽发生器压力降至0.3 MPa以下后，注入水源有超过Fdecay的注入率的能力，一旦注入开始，热阱能很快建立。

5　结束语

为相关用户提供水源采用的临时措施，在二回路冲洗期间得到了验证，保障了施工调试期间的用水需要，并分析对于机组后续调试和运行具有一定的安全性、可靠性和经济性，长期保留是非常必要的。

在此基础上，对除氧器上水增加一回路应急水源在事故工况下，通过除氧器的静压上水路径，长期使用SG的“充水—排汽”冷却模式，将一回路带入安全模式。可提高机组单一故障准则水平，提高机组的纵深防御能力。

［1］ 肖波，刘东勇. 蒸汽发生器二次侧打压试验水温控制与水质调节［J］.中国核电，2014，7（3）：250-255.（XIAO Bo， LIU Dong-yong. The Temperature Control and Water Quality Regulation for Steam Genrator Secondary Side Hydrostatic Test［J］. China Nuclear Power， 2014， 7（3）：250-255. ）

［2］ 陈学锋. 核电厂全厂断电事故分析［J］.中国核电，2011，4（1）：46-51.（C H E N X u e-f e n g. Analysis of station blackout accident in nuclear Power Plant［J］. China Nuclear Power， 2011，4（1）：46-51. ）

［3］ Wayne P. Gambin/ Kenneth A. Higgins / Jeffrey B. Simon/Raymond F. Martin CPPGWGJR-508 ［R］ 西屋公司 2013：3-21.

［4］ 张保国. AP1000消防水冷却总用的设计功能改进［J］.中国核电，2014，7（3）：212-217.（ZHANG Baoguo. Improvement of Design Function of AP1000 Fire Water Cooling Effect［J］. China Nuclear Power， 2014， 7（3）：212-217. ）

［5］ Wayne P. Gambin /Kenneth A. Higgins /Jeffrey P. Scott /Jeffrey B. SimonCPP-GW-GJR-519［R］. Westinghouse， 2013：3-33.

Design Improvement for AP1000 SG Emergency Makeup Water System

ZHANG Bao-guo
（Shandong Nuclear Power Co.， Ltd.，Haiyang of Shandong Prov. 265116，China）

Due to the instability of the desalination-water distribution system during commissioning operation， the water supply to CI users is restricted，hence the joint irrigation and other secondary circuit commissioning are affected. So temporary measures to supply desalination water to the condenser and the deaeratorare adopted. Practice has proved that the commissioning process was speeded up by adopting temporary measures， and the deficiency of making up water to the secondary circuit was made up， so the SG static water charging was realized. Based on this， one line of emergency cooling water source is considered for the steam generator， which is used to improve the level of a single failure criterion， enhance the ability of defense in depth when the feedwater is completely lost or even under ATWS condition. The feasibility of the above is preliminarily analyzed.

desalination water distribution； loss of hot trap water； deaerator emergency makeup； long-term decay heat removal

TM623 Article character：A Article ID：1674-1617（2016）02-0106-07

TM623

A

1674-1617（2016）02-0106-07

2016-01-25

张保国（1979—），男，山东莱芜人，工程师，从事核电厂调试工作。