CN112037949B - Ap1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及安全壳整体泄漏率试验方法技术领域，具体为一种AP1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法。一种AP1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法，包括以下步骤S01燃料转运通道盲板开启；S02换料水池充水；S03压力容器顶盖吊出；S04堆内构件吊出；S05堆芯卸料；S06堆芯装料；S07堆内构件回装；S08压力容器顶盖回装；S09换料水池排水；S10燃料转运通道盲板关闭；S11安全壳整体泄漏率试验。本申请相比于堆芯无料条件下执行安全壳整体泄漏率试验，本申请装料后扣盖执行试验的方法减少了堆内构件吊入吊出、压力容器顶盖回装吊出、换料水池冲排水以及燃料转运通道开启关闭等工序步骤各一次，有效减少了试验准备与恢复过程占用关键路径的时间。

Description

AP1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法
技术领域
本发明涉及安全壳整体泄漏率试验方法技术领域，具体为一种AP1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法。
背景技术
压水堆核电厂的安全壳是反应堆堆芯燃料元件与周围环境之间的最后一道安全屏障。当出现事故时，安全壳必须能承受反应堆一回路冷却剂释放到安全壳内全部能量所形成的温度和压力，防止和控制放射性物质的外泄。压水堆核电厂在机组投运前及后续的服役期内应定期的实施安全壳整体泄漏率试验（ILRT），以满足法规标准的要求。
出于降低试验过程中的风险，便于系统状态控制等考虑，目前国内绝大多数核电厂均在堆芯无料条件下执行安全壳整体泄漏率试验。典型的执行逻辑如图1所示，包括以下步骤，压力容器顶盖吊出→堆内构件吊出→堆芯卸料→堆内构件回装→压力容器顶盖/假顶盖回装→换料水池排水→燃料转运通道盲板关闭→安全壳整体泄漏率试验→燃料转运通道盲板开启→换料水池充水→压力容器顶盖/假顶盖吊出→堆内构件吊出→堆芯装料→堆内构件回装→压力容器顶盖回装。
与传统核电机组不同，AP1000机组反应堆压力容器顶盖为一体化顶盖，上部堆内构件集成了堆芯仪表组件（IGA），压力容器扣盖前，需完成IGA的下插，按照正常操作流程，IGA的下插需堆芯仪表套管组件（IITA）和燃料组件提供全程导向。在堆芯无料条件下回装反应堆压力容器顶盖，将导致IITA在IGA提升下落过程中缺少燃料组件的导向，存在缠绕、过度摩擦、超载等损坏风险，而且一旦IITA损坏更换处理难度代价非常大，必将极大延长机组大修时间。因此，AP1000机组无法在堆芯无料条件下完成扣盖操作，进而无法执行安全壳整体泄漏率试验。
另外，燃料转运通道盲板作为安全壳压力边界，在安全壳整体泄漏率试验期间应处于关闭状态。但在堆芯卸料后，燃料转运通道盲板处于开启状态，且位于淹没水位以下，此时执行盲板关闭操作需要采用潜水员进行水下操作，操作人员将接受较大的辐照剂量，同时实施此操作的成本较高。
发明内容
本发明针对现有技术存在的问题，提出了一种AP1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法，能够在机组装料后扣盖执行安全壳整体泄漏率试验，保证试验顺利进行的同时减少了关键路径时间。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：一种AP1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法，包括以下步骤
S01燃料转运通道盲板开启；
S02换料水池充水；
S03压力容器顶盖吊出；
S04堆内构件吊出；
S05堆芯卸料；
S06堆芯装料；
S07堆内构件回装；
S08压力容器顶盖回装；
S09换料水池排水；
S10燃料转运通道盲板关闭；
S11安全壳整体泄漏率试验；
且在所述S01前进行装料后扣盖执行安全壳整体泄漏率试验的风险分析并制定相应的应对措施。
相比于堆芯无料条件下执行安全壳整体泄漏率试验，本申请装料后扣盖执行试验的方法减少了堆内构件吊入吊出、压力容器顶盖回装吊出、换料水池冲排水以及燃料转运通道开启关闭等工序步骤各一次，有效减少了试验准备与恢复过程占用关键路径的时间。且装料后扣盖执行ILRT，成功避免了无料模式下执行试验带来的IGA和IITA过度摩擦、弯曲、缠绕和超载等损坏风险，同时减少了水下关闭燃料转运通道盲板的人员辐照剂量和实施成本。
作为优选，针对新增的反应堆冷却剂系统水装量减少的风险，通过安全壳内置换料水箱或化学和容积控制系统将一回路冷却剂充水至稳压器宽量程液位的90%以上。
作为优选，建立反应堆冷却剂系统水位曲线，设置反应堆冷却剂系统的监视范围，一旦出现稳压器液位持续下降、泄漏无法隔离的情况，立即开始安全壳降压。
作为优选，针对稳压器水装量过高无法通过稳压器人孔开启实现对空的风险，在一回路高点位置寻找新的对空位置。
作为优选，针对新增的堆芯余热导出丧失正常余热排除系统冷却的风险，包括以下处理步骤
L01当丧失正常余热排除系统冷却后，停止安全壳升压；
L02当反应堆冷却剂系统温度升高至影响安全壳整体泄漏率试验时，对安全壳进行降压；
且在安全壳整体泄漏率试验前，确认两列正常余热排除系统均可用于反应堆冷却剂系统冷却，同时确认正常余热排除系统的出入口阀门能够工作正常以确保正常余热排除系统的冷却流道阀门能够在试验期间保持开启。
作为优选，针对新增的堆芯余热导出丧失设备冷却水系统冷却的风险，包括以下处理步骤
L11当丧失设备冷却水系统冷却后，通过消防水系统为正常余热排除系统热交换器供应冷却水；
且在安全壳整体泄漏率试验前，确认两列设备冷却水系统均可正常运行，检查正常余热排除系统泵机械密封冷却水流量正常，检查正常余热排除系统热交换器设备冷却水系统冷却水流量正常，确认消防水系统的电动消防水泵和柴油机消防水泵在安全壳整体泄漏率试验期间没有检修工作以确保消防水系统可以为丧失正常余热排除系统热交换器供应冷却水。
作为优选，针对新增的堆芯余热导出丧失厂用水系统冷却的风险，在安全壳整体泄漏率试验前，确保核岛中压、负荷中心、电机控制中心、EA盘柜在安全壳整体泄漏率试验期间不会出现因母线停电工作的情况，且确保至少有一台备用柴油发电机在安全壳整体泄漏率试验期间没有检修工作以处于正常备用状态。
作为优选，针对新增的堆芯余热导出丧失控制电源的风险，在安全壳整体泄漏率试验期间，对不间断电源系统不设置停电检修工作以使不间断电源系统一直处于正常运行模式。
作为优选，当一回路静排气完成后，通过以下步骤实现反应堆冷却剂系统的三处对空，具体包括
L21开启所有自动卸压阀门，开启顶盖排气至安全壳内置换料水贮存箱隔离阀和顶盖排气至大气隔离阀以使反应堆冷却剂系统对空；
L22拆除真空破坏阀以使反应堆冷却剂系统对空；
L23打开稳压器手动排气阀，拆除出口快接头以使反应堆冷却剂系统对空。
作为优选，通过自制工器具自主执行部分卡件的承压试验以确保卡件在安全壳整体泄漏率试验期间的耐压能力。
有益效果
本申请相比于堆芯无料条件下执行安全壳整体泄漏率试验，本申请装料后扣盖执行试验的方法减少了堆内构件吊入吊出、压力容器顶盖回装吊出、换料水池冲排水以及燃料转运通道开启关闭等工序步骤各一次，有效减少了试验准备与恢复过程占用关键路径的时间。且装料后扣盖执行ILRT，成功避免了无料模式下执行试验带来的IGA和IITA过度摩擦、弯曲、缠绕和超载等损坏风险，同时减少了水下关闭燃料转运通道盲板的人员辐照剂量和实施成本。
附图说明
图1为现有技术堆芯无料条件下执行安全壳整体泄漏率试验的典型步序图；
图2为本申请装料后扣盖执行安全壳整体泄漏率试验的步序图。
具体实施方式
下面结合附图并通过具体实施方式来进一步说明本发明的技术方案。
如图2所示，一种AP1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法，包括以下步骤S01燃料转运通道盲板开启；S02换料水池充水；S03压力容器顶盖吊出；S04堆内构件吊出；S05堆芯卸料；S06堆芯装料；S07堆内构件回装；S08压力容器顶盖回装；S09换料水池排水；S10燃料转运通道盲板关闭；S11安全壳整体泄漏率试验；且在所述S01前进行装料后扣盖执行安全壳整体泄漏率试验的风险分析并制定相应的应对措施。
相比于堆芯无料条件下执行安全壳整体泄漏率试验，本申请装料后扣盖执行试验的方法减少了堆内构件吊入吊出、压力容器顶盖回装吊出、换料水池冲排水以及燃料转运通道开启关闭等工序步骤各一次，有效减少了试验准备与恢复过程占用关键路径的时间。且装料后扣盖执行ILRT，成功避免了无料模式下执行试验带来的IGA和IITA过度摩擦、弯曲、缠绕和超载等损坏风险，同时减少了水下关闭燃料转运通道盲板的人员辐照剂量和实施成本。
安全壳整体泄漏率试验对安全壳内设备影响大，期间安全壳封闭且压力高，堆芯燃料已经完成装载且存在衰变热，试验期间堆芯安全存在一定风险，为了评估在试验期间可能遇到的各种情况，需要提前进行风险分析，并制定相应的应对措施，以控制试验风险，避免对堆芯安全造成威胁。另外，相比于无料条件下执行试验，装料后扣盖执行ILRT增加了反应堆冷却剂系统（RCS）水装量减少、堆芯余热导出丧失等运行风险，需要制定额外的风险分析和预控措施以控制试验风险，避免对堆芯安全造成威胁。
针对新增的反应堆冷却剂系统水装量减少的风险，通过安全壳内置换料水箱或化学和容积控制系统将一回路冷却剂充水至稳压器宽量程液位的90%以上。建立反应堆冷却剂系统水位曲线，设置反应堆冷却剂系统的监视范围，一旦出现稳压器液位持续下降、泄漏无法隔离的情况，立即开始安全壳降压。
ILRT 期间，安全相关的堆芯补水箱（CMT）、安注箱（ACC）已经被隔离，可用的补水水源为安全壳内置换料水箱（IRWST）和化学和容积控制系统（CVS）补水。试验前建立RCS 水位曲线，设置RCS-LT200的监视范围；一旦出现稳压器液位持续下降，泄漏无法隔离的情况，立即开始安全壳降压；即使CVS补水能补偿RCS 泄漏，也需开始安全壳降压。安全壳降低至常压后，安排人员进入安全壳查漏。
针对稳压器水装量过高无法通过稳压器人孔开启实现对空的风险，在一回路高点位置寻找新的对空位置。装料后扣盖执行ILRT，为保证足够的水装量，需要将一回路冷却剂充水至较高的液位（稳压器宽量程液位90%以上），无法像传统电站一样，通过稳压器人孔开启实现对空。因此需要在一回路高点位置寻找新的对空位置。
针对新增的堆芯余热导出丧失正常余热排除系统冷却的风险，包括以下处理步骤L01当丧失正常余热排除系统冷却后，停止安全壳升压；L02当反应堆冷却剂系统温度升高至影响安全壳整体泄漏率试验时，对安全壳进行降压；且在安全壳整体泄漏率试验前，确认两列正常余热排除系统均可用于反应堆冷却剂系统冷却，同时确认正常余热排除系统的出入口阀门能够工作正常以确保正常余热排除系统的冷却流道阀门能够在试验期间保持开启。
针对丧失正常余热排除系统（RNS）冷却的问题。试验前，确认两列RNS都可用于RCS冷却，试验中如丧失RNS冷却，则按照事故响应规程进行处理。丧失RNS冷却后，停止安全壳升压；如果RCS温度升高，经ILRT试验工作负责人评估后认为已经影响ILRT试验，则开始降低安全壳压力。另外，试验前确认RNS出入口阀门工作正常，没有异常和缺陷。试验前确保RNS冷却流道阀门能够在试验期间保持开启。
针对新增的堆芯余热导出丧失设备冷却水系统冷却的风险，包括以下处理步骤L11当丧失设备冷却水系统冷却后，通过消防水系统为正常余热排除系统热交换器供应冷却水；且在安全壳整体泄漏率试验前，确认两列设备冷却水系统均可正常运行，检查正常余热排除系统泵机械密封冷却水流量正常，检查正常余热排除系统热交换器设备冷却水系统冷却水流量正常，确认消防水系统的电动消防水泵和柴油机消防水泵在安全壳整体泄漏率试验期间没有检修工作以确保消防水系统可以为丧失正常余热排除系统热交换器供应冷却水。
针对丧失设备冷却水系统（CCS）冷却的问题。试验前需要确认两列CCS可运行；试验前还需要检查RNS泵机械密封冷却水流量正常，检查RNS热交换器CCS冷却水流量正常。就地检查机械密封没有泄漏；试验前及试验期间，确认除盐水都可以为CCS波动水箱补水；试验期间丧失CCS 冷却水按照事故后规程响应；RNS丧失CCS冷却水时，可以依靠消防水系统（FPS）为RNS热交换器供应冷却水；故试验前，确认FPS系统的电动消防水泵和柴油机消防水泵没有检修工作，可以运行为RNS热交换器供应消防水。两个消防水箱液位大于10.06m。
针对新增的堆芯余热导出丧失厂用水系统（SWS）冷却的风险，在安全壳整体泄漏率试验前，确保核岛中压、负荷中心、电机控制中心、EA盘柜在安全壳整体泄漏率试验期间不会出现因母线停电工作的情况，且确保至少有一台备用柴油发电机在安全壳整体泄漏率试验期间没有检修工作以处于正常备用状态。
对于丧失SWS冷却的问题。执行ILRT期间，核岛中压、负荷中心、电机控制中心、EA盘柜不能有母线停电工作；且至少一台备用柴油发电机没有检修工作，并置于备用状态。
针对新增的堆芯余热导出丧失控制电源的风险，在安全壳整体泄漏率试验期间，对不间断电源系统不设置停电检修工作以使不间断电源系统一直处于正常运行模式。
对于丧失控制电源的问题。执行ILRT期间，不间断电源系统（EDS和IDS）没有停电检修工作，并且运行在正常运行方式。
本申请方法中当一回路静排气完成后，通过以下步骤实现反应堆冷却剂系统的三处对空，具体包括L21开启所有自动卸压（ADS）阀门，开启顶盖排气至安全壳内置换料水贮存箱（IRWST）隔离阀（RCS-V233）和顶盖排气至大气隔离阀（RCS-V232）以使反应堆冷却剂系统对空；L22拆除真空破坏阀（RCS-V010A/B）以使反应堆冷却剂系统对空；L23打开稳压器手动排气阀（RCS-V204、V205），拆除出口快接头以使反应堆冷却剂系统对空。
另外，本申请方法还对仪控设备采用了保护措施。通过自制工器具自主执行部分卡件的承压试验以确保卡件在安全壳整体泄漏率试验期间的耐压能力。
通过自制工器具，自主执行部分卡件的承压试验，验证卡件耐受ILRT试验压力的能力，进而减少ILRT试验前关键仪表、卡件的拆除，有效避免了因仪表拆除导致的运行限制条件偏差，同时大量减少了因仪表拆除所需的补偿措施。
本申请方法可以通过调整安全壳整体泄漏率试验的执行窗口、优化试验准备与执行逻辑来消除AP1000机组堆芯无料模式下执行安全壳整体泄漏率试验时存在的IITA损坏风险，同时使其满足安全壳整体泄漏率试验要求的系统、设备状态。
上面所述的实施例仅是对本发明的优选实施方式进行描述，并非对本发明的构思和范围进行限定。在不脱离本发明设计构思的前提下，本领域普通人员对本发明的技术方案做出的各种变型和改进，均应落入到本发明的保护范围，本发明请求保护的技术内容，已经全部记载在权利要求书中。

Claims (9)

1.AP1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法，其特征在于：包括以下步骤
S01燃料转运通道盲板开启；
S02换料水池充水；
S03压力容器顶盖吊出；
S04堆内构件吊出；
S05堆芯卸料；
S06堆芯装料；
S07堆内构件回装；
S08压力容器顶盖回装；
S09换料水池排水；
S10燃料转运通道盲板关闭；
S11安全壳整体泄漏率试验；
且在所述S01前进行装料后扣盖执行安全壳整体泄漏率试验的风险分析并制定相应的应对措施；
针对新增的堆芯余热导出丧失正常余热排除系统冷却的风险，包括以下处理步骤
L01当丧失正常余热排除系统冷却后，停止安全壳升压；
L02当反应堆冷却剂系统温度升高至影响安全壳整体泄漏率试验时，对安全壳进行降压；
且在安全壳整体泄漏率试验前，确认两列正常余热排除系统均可用于反应堆冷却剂系统冷却，同时确认正常余热排除系统的出入口阀门能够工作正常以确保正常余热排除系统的冷却流道阀门能够在试验期间保持开启。
2.根据权利要求1所述的AP1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法，其特征在于：针对新增的反应堆冷却剂系统水装量减少的风险，通过安全壳内置换料水箱或化学和容积控制系统将一回路冷却剂充水至稳压器宽量程液位的90%以上。
3.根据权利要求2所述的AP1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法，其特征在于：建立反应堆冷却剂系统水位曲线，设置反应堆冷却剂系统的监视范围，一旦出现稳压器液位持续下降、泄漏无法隔离的情况，立即开始安全壳降压。
4.根据权利要求3所述的AP1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法，其特征在于：针对稳压器水装量过高无法通过稳压器人孔开启实现对空的风险，在一回路高点位置寻找新的对空位置。
5.根据权利要求1所述的AP1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法，其特征在于：针对新增的堆芯余热导出丧失设备冷却水系统冷却的风险，包括以下处理步骤
L11当丧失设备冷却水系统冷却后，通过消防水系统为正常余热排除系统热交换器供应冷却水；
且在安全壳整体泄漏率试验前，确认两列设备冷却水系统均可正常运行，检查正常余热排除系统泵机械密封冷却水流量正常，检查正常余热排除系统热交换器设备冷却水系统冷却水流量正常，确认消防水系统的电动消防水泵和柴油机消防水泵在安全壳整体泄漏率试验期间没有检修工作以确保消防水系统可以为丧失正常余热排除系统热交换器供应冷却水。
6.根据权利要求1所述的AP1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法，其特征在于：针对新增的堆芯余热导出丧失厂用水系统冷却的风险，在安全壳整体泄漏率试验前，确保核岛中压、负荷中心、电机控制中心、EA盘柜在安全壳整体泄漏率试验期间不会出现因母线停电工作的情况，且确保至少有一台备用柴油发电机在安全壳整体泄漏率试验期间没有检修工作以处于正常备用状态。
7.根据权利要求1所述的AP1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法，其特征在于：针对新增的堆芯余热导出丧失控制电源的风险，在安全壳整体泄漏率试验期间，对不间断电源系统不设置停电检修工作以使不间断电源系统一直处于正常运行模式。
8.根据权利要求1所述的AP1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法，其特征在于：当一回路静排气完成后，通过以下步骤实现反应堆冷却剂系统的三处对空，具体包括
L21开启所有自动卸压阀门，开启顶盖排气至安全壳内置换料水贮存箱隔离阀和顶盖排气至大气隔离阀以使反应堆冷却剂系统对空；
L22拆除真空破坏阀以使反应堆冷却剂系统对空；
L23打开稳压器手动排气阀，拆除出口快接头以使反应堆冷却剂系统对空。
9.根据权利要求1所述的AP1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法，其特征在于：通过自制工器具自主执行部分卡件的承压试验以确保卡件在安全壳整体泄漏率试验期间的耐压能力。
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