ap1000核電廠正常運行期間和調試啟動期間的抽真空啟動

1、<p>　　AP1000核電廠正常運行期間和調試啟動期間的抽真空啟動</p><p>　　摘要：AP1000核電廠采用抽真空電廠啟動方式，即一回路建立負壓后再充水建立汽腔，而不再采取水實體啟動方式。由于堆芯余熱問題，抽真空啟動在正常運行和調試啟動期間有所不同。本文主要探討抽真空啟動的步驟、注意事項及抽真空啟動在運行、調試期間的差別。 </p><p>　　關鍵詞：AP1000，抽

2、真空啟動 </p><p>　　Abstract: A vacuum refill method is used to startup the AP1000 nuclear plant, which sets a vacuum condition and then builds steam bubble by refilling water. There are some differences between

3、normal operation and startup about vacuum refill, such as core residual heat. This paper mainly discusses the steps, notices and differences between normal operation and startup about vacuum refill method. </p>&l

4、t;p>　　Keywords: AP1000; vacuum refill </p><p>　　中圖分類號：TL48 文獻標識碼：A </p><p><b>　　概述 </b></p><p>　　核電廠啟動是指使反應堆換料完成后回到零功率運行（溫度和壓力）的過程。 </p><p>　　在啟動前，一回路中存在

5、大量空氣，會使設備腐蝕，引起冷卻劑放射性升高（N14在高溫輻照下生成C14），影響穩(wěn)壓器的壓力控制效果并影響換熱。因此，在啟動過程中需要對主系統(tǒng)進行除氣操作。核電廠的正常運行需要建立穩(wěn)壓器內合適的汽腔，這是由于存在汽腔時，可以通過穩(wěn)壓器電加熱器和穩(wěn)壓器噴淋來調節(jié)一回路壓力。 </p><p>　　從啟動除氣和建立汽腔的方式定義了兩種核電廠啟動方式：水實體啟動和抽真空啟動，目前國內核電廠大多采用水實體啟動方式，美國

6、核電廠基本采用抽真空啟動方式。第一種是將一回路和穩(wěn)壓器充至水實體后，通過堆芯余熱、主泵產熱及穩(wěn)壓器電加熱器加熱使穩(wěn)壓器內的冷卻劑達到飽和溫度進而建立汽腔；第二種是在半管水位運行期間，利用抽真空設備對主系統(tǒng)進行抽真空操作，使不凝結氣體和析出的溶解氧被不斷抽出達到一定的負壓，然后向一回路和穩(wěn)壓器充水至穩(wěn)壓器一定液位，再通過穩(wěn)壓器電加熱器加熱穩(wěn)壓器內的冷卻劑到飽和溫度建立汽腔。AP1000核電廠采用了抽真空啟動。 </p>&l

7、t;p>　　抽真空啟動的優(yōu)點：可以減少換料大修的時間，減小輻照劑量；避免了多次啟動主泵排氣的操作，減少了對主泵的沖擊。 </p><p>　　抽真空的缺點：引起的PZR與波動管的溫差較大，產生的熱應力和熱沖擊大；抽真空前排至較低的半管水位位置，RNS泵有氣蝕危險；定子腔與RCS系統(tǒng)壓差超過限值時，可能導致主泵損壞。 </p><p>　　由于調試啟動期間沒有堆芯余熱，而通過主泵和穩(wěn)壓

8、器電加熱器加熱量不足，無法直接建立汽腔，因而采取了抽真空后再充至水實體然后加熱建立汽腔。因此，正常運行的抽真空啟動與調試期間的抽真空啟動有所不同。 </p><p>　　抽真空啟動的具體操作 </p><p><b>　　主系統(tǒng)排水 </b></p><p><b>　　a.正常運行 </b></p><

9、;p>　　當電廠停堆換料及維修結束后，將換料水池排水到壓力容器法蘭面以下，并通過CVS下泄將RCS系統(tǒng)排至半管運行水位（熱段60~80%，PZR WR2%~3%）。維持RNS系統(tǒng)至少一列運行，監(jiān)測主系統(tǒng)溫度保持在35~43℃之間。 </p><p>　　電廠停堆后再次啟動前，CVS補給泵向一回路和PZR提供合適硼濃度的冷卻劑。SG二次側充到正常啟動液位，且滿足水化學要求。 </p><p

10、>　　半管水位不能太低也不能太高，太低，余熱排出泵有汽蝕的風險；太高，可能抽不盡蒸發(fā)器U型管內的空氣。 </p><p><b>　　b. 調試啟動 </b></p><p>　　調試期間電廠第一次啟動沒有堆芯余熱，因此不需投運RNS進行冷卻。此時只需將RCS充至合適的半管水位即可。其它內容同上。 </p><p>　　主泵定子腔和系統(tǒng)抽

11、真空 </p><p>　　正常運行與調試期間本步驟基本相同，如下所述： </p><p>　　抽真空系統(tǒng)連接到ADS A列的出口，抽出整個RCS系統(tǒng)（包括RV頂蓋，SG倒置U形管，穩(wěn)壓器等）中的空氣。抽真空的關鍵是主泵定子腔壓力應低于RCS壓力，因為如果主泵定子腔的壓力超過RCS壓力1.0psi(6.9kPa)時，定子屏蔽套內壁可能產生鼓包而接觸主泵轉子使主泵損壞。主泵定子腔的真空應在R

12、CS真空建立前建立或同時建立，保證兩者壓差不超過該限值。 </p><p>　　由上所述，先通過容積式抽真空泵對主泵定子腔室抽真空，之后使用抽氣噴射器同時對主泵定子腔和RCS進行抽真空（達到一定水平后容積式抽真空泵停運），將定子腔壓力抽至1.4PSIA左右，RCS壓力抽至1.4~2.2PSIA。不再進一步抽真空是由于經過計算，此時的空氣已經非常微量，并會在注水后的溶解，可以達到所要求的水實體狀態(tài)。 </p&

13、gt;<p>　　抽氣噴射器通過廠用壓縮空氣系統(tǒng)驅動，主系統(tǒng)內的不凝結氣體被抽出后，經VFS系統(tǒng)煙囪排出。 </p><p>　　點動主泵作為SG抽真空的備用。如果飽和溫度下的反應堆冷卻劑未達到可接受的真空水平，可以點動主泵，RCS壓力將隨之下降。 </p><p>　　注：a.抽真空期間應控制一回路溫度，防止冷卻劑沸騰而使抽真空失效； </p><p&g

14、t;　　b.抽真空期間如果任意主泵定子腔真空破壞，立即停止抽真空過程并破壞RCS真空； </p><p>　　c.正常運行期間，只要反應堆冷卻劑溫度處于350°F之下，余熱排出系統(tǒng)應始終提供一回路的冷卻。如果抽真空期間喪失余排，則應立即破壞真空防止沸騰； </p><p>　　d. 正常運行期間，應估算大氣壓下的沸騰時間，這是為了破壞真空做考慮，且由此應將RCS置于盡量低的溫度，

15、以增加破壞真空時的沸騰時間。 </p><p>　　圖1.抽真空示意圖 </p><p><b>　　主系統(tǒng)充水 </b></p><p><b>　　正常運行 </b></p><p>　　達到需要的真空水平后，使用WLS系統(tǒng)的流出液暫存箱的水向主系統(tǒng)充水，或CVS混合補給（不建議使用，可能引起誤

16、稀釋）至PZR目標水位。在這過程中的合適液位下，將N2回充給定子腔，并分別對PRHR HX、CMT、堆頂排氣管線進行充水排氣，并保持抽真空系統(tǒng)運行，但逐漸降低抽真空的能力。降低真空時，由于一回路水向SG U形管傳遞，PZR中液位可能下降，此時應注意補水對波動管產生的熱應力。PZR液位充到92%以上后，停止補水泵，從ADS破壞RCS真空，并隔離抽真空管線，將抽真空裝置移除。 </p><p><b>　　

17、調試 </b></p><p>　　調試期間，首先使用IRWST水對RCS進行充水至熱段80~90%水位。這是由于此時屬首次啟堆，EHT中并未收集一回路冷卻劑。使用IRSWT水足以滿足要求，但應在充水前確認IRWST的水位為正常液位的40~50%。不充到更高液位，是因為穩(wěn)壓器液位儀表即將存在讀數(shù)，需用較小流量的CVS充入以詳細觀察和記錄液位上升過程，并在各液位進行相應的操作。 </p>

18、<p>　　正常運行和調試期間，只要RCS液位達到PZR液位儀表的下部接口，RCP定子腔就可以回充N2。盡管此時RCS仍處于真空狀態(tài)，但PZR中的水容積壓力和殘留壓力（0.1atm）相加，已經可以保證定子腔和RCS的壓差在限值之內。一般調節(jié)N2充入壓力1~2psig，將定子腔充至正常大氣壓（0psig）。完成充N2后迅速移除N2聯(lián)接并盲住接口防止空氣進入。 </p><p>　　建立穩(wěn)壓器汽腔和升溫升壓

19、 </p><p>　　啟動除氣完成后，需要對電廠進行升溫升壓以建立穩(wěn)壓器汽腔。電廠升溫有水實體升溫和汽腔升溫兩種，水實體升溫即先充滿穩(wěn)壓器，然后利用余熱、主泵產熱和PZR電加熱器加熱使反應堆冷卻劑達到需要的飽和溫度，然后再建立汽腔，即一般的水實體啟動過程。汽腔升溫即穩(wěn)壓器充水到一定值后先建立汽腔，然后再利用余熱、主泵產熱和PZR電加熱器加熱使冷卻劑升溫。汽腔升溫更適合AP1000。這是由于維持PZR中的汽腔，可

20、以減小誤操作下（如誤啟動RCP或CVS泵）壓力偏移對RCS的影響。 </p><p><b>　　正常運行 </b></p><p>　　在上一充水的最后階段已破壞RCS真空，一回路和穩(wěn)壓器可以升溫升壓。在一定的穩(wěn)壓器液位下，關閉RNS冷卻管線和投運PZR電加熱器使電廠升溫。利用堆芯余熱緩慢加熱RCS，同時控制加熱器加熱PZR。當PZR在較低的壓力下達到飽和溫度后，暫

21、停PZR加熱以排出PZR中可能存在的氣體至RCDT或IRWST（水實體啟動后建立汽腔可以不用進行這樣的排氣）。冷卻劑的膨脹由穩(wěn)壓器汽腔或CVS下泄容納。排氣后，繼續(xù)加熱PZR，直至達到可以提供RCP足夠的NPSH壓力的飽和工況。然后每臺主泵以17.5%轉速啟動，聯(lián)動控制上升至88%轉速，以達到此時最大的RCS加熱速率。RCS冷段溫度升到520°F(271°C)以上前，RCP電機功率限制轉速≤1600 rpm(或 88

22、%轉速)。RCS冷段溫度升到520°F(271°C)以上后，泵轉速增加到100%以獲得最大加熱速率。 </p><p>　　注：不直接在抽真空的負壓下加熱，是因為這樣會導致穩(wěn)壓器內冷卻劑沸騰，液位無法估計，整個過程將難以控制。 </p><p>　　圖2.正常運行啟動期間RCS與PZR的升溫曲線 </p><p><b>　　調試 &l

23、t;/b></p><p>　　調試期間，由于首次啟動沒有堆芯余熱，且主泵只能在后期加熱，所以無法使用汽腔升溫的方式進行啟動，故而采用了水實體升溫方式。即繼續(xù)使用CVS對RCS充水至PZR100%液位，從ADS破壞真空。氣流停止后繼續(xù)CVS對RCS充水到水實體，直至ADS閥門出水、CMT出水、頂蓋排氣出水、ADS 4級閥門出水，以排盡一回路中的氣體。氣體排盡后將啟動主泵進行水壓試驗，一回路的溫度和壓力及啟泵

24、動作由水壓試驗的要求進行確定。 </p><p><b>　　抽真空的注意事項 </b></p><p>　　正常運行和調試期間，在需要的RCS壓力下建立汽腔后，PZR加熱由手動控制，以維持足夠的泵吸入口壓力，減小PZR和主回路溫差，溫差不能超過178°C。需要減小PZR壓力和溫度時，可以手動調節(jié)PZR噴淋流量。 </p><p>　

25、　汽腔升溫時，由于PZR中汽腔和飽和水的溫度比一回路高很多，所以升溫期間PZR和波段管線、噴淋管線之間會產生最大溫差。在200次的電廠升溫中，穩(wěn)壓器和波動管線達178°C的溫差最多不能超過220次。 </p><p>　　升溫過程中，打開PZR噴淋閥以提供部分PZR噴淋流。這會向PZR引入持續(xù)的負波動，減小或消除波動管中可能的熱分層。噴淋流量由需要的PZR壓力（手動控制）決定。在RCS升溫速率和過冷度在

26、允許范圍的要求下，投入最多的電加熱器，以加熱和加壓PZR。考慮重大設備的疲勞，RCS設備的升溫升壓速率受限，PZR升溫速率不能超過55°C/h，不能在2.5h內從3.1升到15.5MPa，不能在6.5h內從49升到 292°C。實際上以11~14°C/h的升溫速率升壓，可以提供足夠的過冷度。 </p><p>　　在RCS升溫階段，利用輔助噴淋管線向循環(huán)的冷卻劑加入聯(lián)氨，以消除系統(tǒng)中

27、的溶解氧。氧濃度達到化學手冊要求值前，RCS溫度不能升到121°C以上。 </p><p>　　RCP用于將冷卻劑加熱到熱備用溫度。當達到正常運行壓力15.4 MPa，PZR加熱器和噴淋由手動轉到自動控制。 </p><p>　　RCP加熱冷卻劑到熱備用溫度292°C后，稀釋冷卻劑到臨界狀態(tài)。稀釋過程中，上充和下泄應保持平衡。限制如除鹽水補充到RCS發(fā)生稀釋時PZR下封

28、頭，波動管，波動管噴嘴承受稀釋流的設計瞬態(tài)次數(shù)。每200次電廠加熱，波動管承受稀釋流不超過12次。應調節(jié)下泄隔離設置點減小下泄隔離次數(shù)，以減少可能達到限制的正波動瞬態(tài)。 </p><p>　　充注后建汽腔及升溫階段，如果穩(wěn)壓器液位低于低2液位，穩(wěn)壓器電加熱器應切除，以保護電加熱器，防止燒毀。 </p><p>　　在執(zhí)行抽真空啟動過程中，所有的RCS的液位計均應投入使用，并且進行比較，以監(jiān)

29、視RCS水裝量，及時發(fā)現(xiàn)水裝量的減少的情況。 </p><p>　　應定期取樣，以保證RCS的水質。 </p><p><b>　　結論 </b></p><p>　　AP1000核電廠的正常運行和調試啟動采用了抽真空的方式，與中國以前一般采用的水實體方式有較大不同。抽真空方式可以減少換料大修的時間，減小輻照劑量；避免了多次啟動主泵排氣的操作，

30、減少了對主泵的沖擊，對AP1000安全可靠穩(wěn)定有很大幫助。但是在抽真空的過程中，也應關注各種可能產生的風險并準備應對方法，以保證AP1000核電廠安全順利的通過抽真空方式啟動。 </p><p><b>　　參考資料： </b></p><p>　　APP-GW-G1-001, Rev. 4, AP1000 Plant Design Criteria[DB] <

31、/p><p>　　APP-RCS-M3-001，Rev.4, REACTOR COOLANT SYSTEM SYSTEM SPECIFICATION DOCUMENT[DB] </p><p>　　林誠格,非能動安全先進壓水堆核電技術[M]，原子能出版社，2010 </p><p>　　顧軍,AP1000核電廠系統(tǒng)與設備[M]，原子能出版社，2010 </p>

32、;<p>　　APP-GW-GL-700，AP1000 Design Control Document (DCD) [DB] </p><p><b>　　作者簡介： </b></p><p>　　茹毅（1986~），男，內蒙古集寧市人，中國核電工程有限公司，助理工程師，學士學位，2009年畢業(yè)于浙江大學能源與環(huán)境系統(tǒng)工程專業(yè)。研究方向為核電廠調試。 &