国内先进压水堆核电厂快速冷却功能首堆试验研究

高　超，刘　勇，孙朋朋，尚　臣

国内先进压水堆核电厂快速冷却功能首堆试验研究

高超，刘勇，孙朋朋，尚臣

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

快速冷却功能是我国自主三代核电技术所采用的一项新设计特性。其作用是在事故工况下，由安注信号触发大气排放阀的开启并自动调节，从而对反应堆冷却剂系统实施快速冷却，确保中压安注尽快注入。为验证快速冷却功能的正确性和与设计的符合性，经研究需开展调试首堆试验。该文描述了国内先进压水堆核电厂快速冷却功能首堆试验的实施方案和设计方法，以确保调试工作高效有序的开展，并为机组后续的安全稳定运行提供有力保障。与此同时，快速冷却功能首堆试验的结果也可用于同系列堆型的设计优化、调试、维修和运行等工作。

先进压水堆；快速冷却功能；首堆试验；调试

国内先进压水堆是在我国30余年核电科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上，根据福岛事故经验反馈以及我国和全球最新安全要求，研发的先进百万千瓦级压水堆核电技术[1]。作为中国核电“走出去”的主打品牌，在设计创新方面，国内先进压水堆提出了诸如快速冷却功能，能动和非能动相结合的安全设计理念等具备新概念设计和具备新设计特性物项。

在发生中小失水事故（LOCA）及蒸汽发生器传热管破裂事故（SGTR）等事故[2]时，一回路压力高于中压安注注入压力，因此需降低反应堆冷却剂系统的压力，尽快使中压安注能够注入一回路系统。基于这种思路，在国内先进压水堆核电厂中设计了“安注信号触发一回路快速冷却”功能[3]。为验证这些新物项的性能符合设计要求并满足性能标准，应针对其调试试验方案开展针对性的分析和研究。

1　快速冷却功能

每条蒸汽发生器（SG）出口管路上都设置有两条向大气排放的管路，每条排放管路分别由一台电动隔离阀和一台大气排放阀串联组成，如图1所示[4]。

在事故工况下，当安注信号触发快速冷却时，切换开关自动切换到函数发生器通道，执行快速冷却功能。通过二次侧大气排放，对反应堆冷却剂系统实施快速冷却，确保中压安注尽快注入，满足事故后30 min不干预原则。此间，通过执行快速冷却功能的大气排放阀（131VV/132VV/133VV）按照一定速率逐步降低二回路压力，大气排放阀压力整定值从7.85 MPa降至4.5 MPa。

2　首堆试验方案研究

2.1　试验对象选取

国内先进压水堆3台蒸汽发生器每台均有两条大气排放管线，其中一条大气排放管线（131/132/133VV）用于在电厂正常运行期间执行冷却、超压保护功能，并在安注信号触发后执行快速冷却功能。另一条大气排放阀管线（231/232/233VV）用于SGTR事故手动阶段增加冷却能力，不执行快速冷却功能，不需要进行试验。

图1　大气排放系统简图

快速冷却功能需要满足单一故障准则要求。即在事故发生后的自动动作阶段，即使1台大气排放阀失效，剩余2台阀门仍可自动调节。对于SGTR事故，在事故后的手动阶段，依靠两个完好环路的TSA（考虑一台大气排放阀失效，三台大气排放阀可以操作）仍能满足事故规程的操作要求。试验工况应考虑正常工况与单一故障工况。单一故障工况的验证可以包络正常工况，因此试验时，隔离一台蒸汽发生器，模拟单一故障。

2.2　试验条件分析

2.2.1试验工况选取

核电机组整个调试过程划分为三个主要阶段：预运行试验阶段；首次装料、初始临界和低功率试验阶段；功率试验阶段。其中，热态性能试验子阶段主要包括装料前反应堆冷却剂系统及辅助支持系统的全部热态性能试验等[3]。热态性能试验是在尽可能模拟核电厂实际运行工况的条件下，验证系统的热态性能是否与设计规定要求一致，验证系统和设备在高温运行时的可靠性，同时在高温下对设备和管道内壁进行钝化。在此阶段，反应堆冷却剂泵分段加热升温，完成从冷停堆到热停堆工况为止的全部压力和温度范围。

快速冷却试验一回路降温速率过快、二次侧大量排热，容易造成机组瞬态或设备损坏。由于负慢化剂温度系数效应，还可能会引入不可控的正反应性，功能验证试验宜在装料前进行。

二次侧的降压速率决定了蒸汽发生器的带热量，进而起到一回路降压的目的，关于该设计的验证分成两个层次：

（1）通过试验验证二次侧降压速率与设计计算的符合性

试验的目的是验证快速冷却功能，即确保蒸汽发生器二次侧的降压速率满足安全分析要求，热态性能试验子阶段开展相应验证试验即可满足试验目的。为了尽可能的模拟核电厂实际运行工况，应在热态性能试验子阶段，选取热停堆工况[5]。

（2）验证一回路的压力响应与设计计算的符合性

由于无法模拟真实事故工况，通过上述试验工况取得的试验数据，对比相同工况下CATHARE程序的计算结果，从而验证事故工况下理论分析计算的有效性。

2.2.2一、二回路初始条件

为了更接近真实的工况，试验工况选取热停堆工况，依靠三台主泵和稳压器电加热器为一回路提供热量。

在快速冷却的过程中，一回路快速降温降压，冷却剂会快速收缩，为了防止试验过程中稳压器电加热裸露，应提升稳压器初始水位。根据调试经验，二回路蒸汽压力选取热试期间最高压力即可，试验期间蒸汽发生器可通过辅助给水系统补水，初始情况下蒸汽发生器维持正常液位即可。

2.2.3控制条件

二次侧蒸汽大量排出，应防止蒸发器液位过低，应考虑辅助给水的补水。大气排放阀开启的初始短时间内，存在虚假水位现象，应防止蒸发器水位过高导致满溢，因此应密切监视蒸发器水位。根据初始条件和控制条件，对试验进行了初步模拟，相关输入如下：

（1）热停堆工况；

（2）上充泵自动调节，稳压器电加热器处于自动状态；

（3）两台电动辅助给水泵自动启动，阀门开度自动调节；

（4）蒸汽发生器初始水位50%；

（5）稳压器初始水位70%。

根据初步模拟结果，如图2所示，上述试验控制条件不会导致稳压器和蒸发器低液位，满足试验要求。

图2　稳压器和蒸汽发生器水位

2.3　验收准则分析

快速冷却功能的作用是通过二回路对一回路快速冷却进而降温降压，使中压安注尽快注入一回路。二次侧的降压速率决定了蒸汽发生器的带热量，进而起到一回路降压的目的，对于该设计的验证应该分为两个层次的验证：（1）一回路的压力响应与计算的符合性验证；（2）二次侧降压速率与计算的符合性验证。

由于无法真实模拟事故工况，无法通过试验验证一回路压力响应与计算的符合性，但是可以选取试验数据，与采用同一程序预分析的结果进行对比，侧面证明计算程序的合理可信性，有关程序验证的内容本文暂不涉及。本文主要针对快速冷却功能开展试验研究，即通过试验验证二次侧降压速率与计算的符合性。

大气排放阀压力的控制方程为：

式中：d——100 ℃/h；

——2.2；

Δ——两循环之间的时间步长5 s；

setpoint——时刻大气排放阀定值；

根据公式（1），大气排放阀压力整定值如图3所示，可知快速冷却公式本质上是二次侧的降压速率。阀门设定值自动降低，每隔5 s自动设定一次，当设定值达到蒸汽初始压力时，大气排放阀自动开启，然后根据阀门设定值和二回路压力，自动调节阀门开度。一回路压力降低降低到安注压力后，安注注入后会对一回路形成较大的热冲击，因此试验应该在一回路压力到达安注压力之前终止。根据设计可以在稳压器压力低4前停止试验。此外，蒸汽发生器两侧的压差不应超过11 MPa，避免偏离核电厂温度压力运行线。结合以上考虑，计算出二回路的终止压力，即大气排放阀整定值终止压力设置成目标压力。

综上，验收准则应为“触发快速冷却后，从蒸汽压力通过大气排放阀控制开始到达目标压力这段时间内，蒸汽压力应维持在整定值曲线误差范围（±1.5 bar）之内”。

图3　大气排放阀整定值曲线

3　快速冷却首堆试验设计流程

根据上述分析，快速冷却功能首堆试验的设计方法流程如图4所示，主要包括：

（1）系统功能和配置分析；

（2）风险分析及风险预案处理；

（3）选取试验对象及设计初始条件；

（4）设计验收准则；

（5）设计试验步骤。

图4　快速冷却功能首堆试验设计流程

4　结论

本文对快速冷却功能首堆试验方法进行了设计，分析并制定了试验方案。首次提出了快速冷却功能验证首堆试验的设计方法，该设计方法具有理论可行性、工程可实施性。本研究工作的开展填补了新型堆首台机组快速冷却功能验证设计方法的空白。首堆试验仅在同类型堆型的首台机组上执行，为后续调试上游文件的设计及现场调试工作的具体执行提供了有利支持，为后续机组安全稳定运行及经济性的提高奠定了基础。

［1］ 邢继．能动与非能动相结合的先进压水堆核电厂［M］．北京：中国原子能出版社，2016．

［2］ 郑华．EPR缓解SGTR事故的设计特点［J］．核科学与工程，2010，30（1）．

［3］ 邢继，于沛，李军．华龙一号SGTR事故缓解措施及事故处理［J］．核动力工程，2016，37（04）．

［4］ 百万千瓦级先进压水堆核电机组汽轮机旁路系统手册［R］．北京：中国核电工程有限公司，2019．

［5］ 刘勇，田齐伟．调试阶段划分及调试项目设计［J］．中国核电，2019，45（12）：28-30．

Research on FPOT Fast Cool-down Function of Advanced PWR

GAO Chao，LIU Yong，SUN Pengpeng，SHANG Chen

（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）

Advanced PWR is a third-generation advanced technology 1 000 MWe-class pressurized water reactor developed by China National Nuclear Corporation．As one of the new design features of advanced PWR，fast cool-down function is to trigger the opening and the follow up controlling of the atmospheric discharge valve by the safety injection signal under the accident condition．It needs to carry out the FPOT（First Plant Only Tests）to verify the correctness of the fast cool-down function and compliance with the design．This paper researches the advanced PWR fast cool-down function FPOT implementation project and design methodology，which not only ensures the commissioning efficiency and arrangement，but also guarantees the safety operation．Meanwhile the FPOT results could be used for design optimization，commissioning，maintenance and operation of advanced PWR follow-up units．

Advanced PWR；Fast cool-down function；FPOT；Commissioning

TL374

A

0258-0918（2021）03-0533-05

2020-09-21

高超（1983—），男，浙江海宁人，高级工程师，学士，现主要从事核电厂调试和运行工作