CN112259274A - 核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法 - Google Patents

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Abstract

本发明提供了一种核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，针对中长期排热冷却水系统主要功能和相关设计文件，筛选出需要进行调试的设备；根据中长期排热冷却水系统需要进行调试的设备，对设备进行性能分析，确定每个设备应执行的调试试验项目和内容；通过对中长期排热冷却水系统功能和配置的解析，确定中长期排热冷却水系统的试验内容。本发明在确保核安全和核电厂工作人员及设备安全的前提下，通过分析中长期排热冷却水系统的设计特点和系统调试工作执行的需求，对系统的调试技术要求进行了详细说明，该调试技术要求的采用将全面地、高效地验证系统的功能和系统设计目标，为确保该系统在核电厂发生严重事故时充分发挥作用提供了有力保障。

Description

核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法
技术领域
本发明涉及核电厂调试设计技术，具体涉及一种核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法。
背景技术
调试是核电厂投产前的一个重要工程阶段。调试阶段的任务是将核电厂已安装的部件和系统投入运行并进行性能验证，以确认是否符合设计要求和满足性能标准。
日本福岛核事故后，根据我国核能政策的调整和国际趋势的发展，国内新建核电站将采用安全性更高、抗事故能力更强的先进压水堆核电技术。中长期排热冷却水系统是为应对严重事故而新设计的系统。中长期排热冷却水系统主要用于在事故发生72小时后，正常冷却手段尚无法恢复的情况下，将安全壳内堆芯余热及乏燃料水池内的乏燃料衰变热通过中长期排热厂用水系统传递至环境大气，使安全壳内压力和乏燃料水池温度不超过限值。中长期排热冷却水系统在机组正常运行期间不运行，但需要进行定期试验以检验其可用性。同时事故后，在投入运行的核岛换热器和环境大气之间形成屏障，防止放射性物质不可控制地释放到环境大气。
作为先进压水堆核电厂中采用了新概念设计的工艺系统，在中长期排热冷却水系统正式投入运行前需对其功能进行调试。通过分析并设计合理且完整的试验项目、准确且易于判断的验收准则来全面检验整个系统的设计、制造和安装符合设计要求和满足系统性能标准，从而确保整个系统在核电厂发生严重事故时发挥其固有作用来限制事故的后果。然而，在中长期排热冷却水系统的设计手册和有关文献中，并没有具体描述系统该如何进行调试试验，也没有关于该系统调试要求的说明；并且没有任何调试经验可以采用和借鉴。为了确保中长期排热冷却水系统能够安全运行，应对该系统进行调试。中长期排热冷却水系统导致调试难度和工作量的增加，特别是对机组调试进度、人力、物力和财力投入和试验风险等产生了影响。
发明内容
本发明的目的是为了保证核电厂中长期排热冷却水系统调试工作顺利且有序的开展，提出一种针对中长期排热冷却水系统的调试方法，从而验证中长期排热冷却水系统的性能符合设计要求和满足性能标准。
本发明的技术方案如下：一种核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，包括：
(1)针对中长期排热冷却水系统主要功能和相关设计文件，筛选出需要进行调试的设备；所述的中长期排热冷却水系统主要功能包括：
在全厂断电+丧失最终热阱+一回路小破口失水事故以及全厂断电+丧失最终热阱+异常全堆芯卸料工况下排出堆芯及乏燃料水池的余热；
在乏燃料水池失去正常冷链冷却，并且有效补水丧失的情况下通过中长期排热冷却水系统导出乏燃料水池的余热；
当被冷却的换热器可能受污染时，防止放射性物质不可控制的释放到大气中；
(2)根据中长期排热冷却水系统需要进行调试的设备，对设备进行性能分析，确定每个设备应执行的调试试验项目和内容；
(3)通过对中长期排热冷却水系统功能和配置的解析，确定中长期排热冷却水系统的试验内容。
进一步，如上所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，步骤(1)中所述的需要进行调试的设备包括波动箱、循环泵、热交换器，波动箱设置在循环泵的吸入端母管上，热交换器位于循环泵的入口。
进一步，如上所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，步骤(2)中，波动箱调试应检验与波动箱水位传感器有关的信息处理通道的性能；通过波动箱的液位达到中长期排热冷却水系统手册中规定的整定值时引发波动箱液位报警，来验证其信息处理通道的正确运行。
循环泵调试应校核泵启动情况、验证额定流量；循环泵启动时，记录电机的电气参数，并与泵电机运行维修手册中的规定值进行对比；对循环泵小流量管线进行试验。
热交换器调试应验证中长期排热冷却水系统的热交换器换热能力；测量热交换器热侧和冷侧的温度和流量，现场测定的热功率必须大于或等于根据试验条件计算的理论值。
进一步，如上所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，步骤(3)中，中长期排热冷却水系统的试验内容包括先进行初步试验、再进行子系统试验，最后开展系统的综合性能调试试验，其中，初步试验包括中长期排热冷却水的系统冲洗、仪表和模拟控制功能试验、逻辑控制控制通道试验、循环泵的电机试验，子系统试验包括波动箱试验和循环泵启动试验，综合性能调试试验用于验证中长期排热冷却水系统的热交换器换热能力。
本发明的有益效果如下：
本发明通过对中长期排热冷却水系统功能进行分析，确定需要进行调试的设备。其目的是根据中长期排热冷却水系统的主要功能来确定需要进行调试的设备，从而为后续中长期排热冷却水系统设备的性能分析以及调试内容提供参考和依据。
本发明基于中长期排热冷却水系统功能分析的结果，针对中长期排热冷却水系统的单个设备和部件来分析设备应执行的调试试验项目和内容。其目的是利用设备进行性能分析结果，确定设备为实现中长期排热冷却水系统功能应进行的调试试验项目和内容，对中长期排热冷却水系统安装中的设备进行性能判定和检验，使设备的基本性能和相关数据满足要求。从而为后续中长期排热冷却水系统设备调试技术要求、中长期排热冷却水系统独立子功能调试系统综合性能该技术方案步骤可保证中长期排热冷却水系统调试试验项目设置的全面性、完整性和合理性。
本发明通过对中长期排热冷却水系统综合性能调试技术要求和顺序的设计，确保中长期排热冷却水系统安全功能或事故后果限制两方面的功能得到有效验证。为了使核电设备的基本性能和相关数据满足安全报告分析内容，并且证明核电设备的性能满足国家核安全局的相关规定，中长期排热冷却水系统综合性能调试应该结合事故分析的结果，引入模拟事故发生72小时后堆芯衰变热的水流过热交换器，模拟事故条件下地坑水温度与供水温度，从而验证中长期排热冷却水系统的热交换器换热能力满足要求。
附图说明
图1为依据本发明方法设计的核电厂中长期排热冷却水系统的试验内容及执行顺序示意图；
图2为本发明实施例中核电厂中长期排热冷却水系统的设备布置示意图。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本发明进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅用以解释本发明，并不用于限定本发明。
由于核电厂中长期排热冷却水系统是新设计的系统，目前没有针对该系统进行调试的方法，导致调试难度和工作量的增大。为保证中长期排热冷却水系统调试工作顺利且有序的开展，本发明提出了一种针对中长期排热冷却水系统的调试方法，验证中长期排热冷却水系统其性能符合设计要求和满足性能标准。该方法是基于中长期排热冷却水系统的设计特点，通过解析系统的各项功能和配置，设计中长期排热冷却水系统应开展的调试试验项目、调试试验具体实施的方案和内容、各项试验的验收准则和相互之间执行的逻辑顺序。
(1)系统功能和配置解析
中长期排热冷却水系统主要用于在事故发生72小时后，正常冷却手段尚无法恢复的情况下，将安全壳内堆芯余热及乏燃料水池内的乏燃料衰变热通过中长期排热厂用水系统传递至环境大气，使安全壳内压力和乏燃料水池温度不超过限值。中长期排热冷却水系统在机组正常运行期间不运行，但需要进行定期试验以检验其可用性。同时事故后，在投入运行的核岛换热器和环境大气之间形成屏障，防止放射性物质不可控制地释放到环境大气。
中长期排热冷却水系统的主要功能是：
(a)在全厂断电(SBO)+丧失最终热阱(LUHS)+一回路小破口失水事故(SB-LOCA)以及SBO+LUHS+异常全堆芯卸料工况下排出堆芯及乏燃料水池的余热；
(b)在乏燃料水池失去正常冷链冷却，并且有效补水丧失的情况下通过中长期排热冷却水系统导出乏燃料水池的余热；
(c)从辐射安全的角度，当被冷却的换热器可能受污染时，防止放射性物质不可控制的释放到大气中。
为实现系统功能，每台机组的中长期排热冷却水系统如图2所示，包括一台中间循环水泵，一台板式换热器，一台波动箱。热交换器位于泵的入口，将热量传递给中长期排热厂用水系统。
核电厂正常运行工况下，中长期排热冷却水系统处于停运备运状态。安喷换热器、安喷泵电机、安注泵电机以及反应堆换料水池和乏燃料水池冷却及处理系统换热器由设备冷却水系统冷却。定期试验时启动中长期排热冷却水系统，通过小流量管线测试泵的可运行性。
(2)中长期排热冷却水系统调试的设备
根据中长期排热冷却水系统需要进行调试的设备，对设备进行性能分析，确定每个设备应执行的调试试验项目和内容。
·波动箱
波动箱接在泵的吸入端的母管上，波动箱提供：
(a)泵的吸入压头；
(b)对水的膨胀、收缩和可能的泄漏提供补偿；
(c)吸收压力的波动。
波动箱安装了液位传感器，可根据液位整定值信号发出报警。
波动箱调试应检验与波动箱水位传感器有关的信息处理通道的性能；通过波动箱的液位达到中长期排热冷却水系统手册中规定的整定值时引发波动箱液位报警，来验证其信息处理通道的正确运行。
·循环泵
循环泵的额定流量由设计工况下最大热负荷确定，总扬程根据最大压力降的支路来确定。
循环泵调试应校核泵启动情况、验证额定流量；循环泵启动时，记录电机的电气参数，并与泵电机运行维修手册中的规定值进行对比；对循环泵小流量管线试验。
·热交换器
每台机组中长期排热冷却水系统热交换器的冷却对象是两台安全壳喷淋系统热交换器、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却及处理系统(PTR)热交换器、两台安全壳喷淋泵电机、两台安全注入泵电机。热交换器必须有足够的换热能力以满足热量导出要求。
热交换器调试应验证中长期排热冷却水系统的热交换器换热能力；应测量热交换器热侧和冷侧的温度和流量，现场测定的热功率必须大于或等于根据试验条件计算的理论值。
(3)中长期排热冷却水系统调试技术要求和顺序
中长期排热冷却水系统的试验内容包括初步试验、子系统试验，系统的综合性能调试试验。根据中长期排热冷却水系统调试的基本原则，先进行初步试验、再进行子系统试验，最后开展系统的综合性能调试。根据中长期排热冷却水系统设备和部件的安装进度、调试工作的计划和系统投入运行的时间，将需求来确定该系统各调试试验应执行的阶段。
3-1)中长期排热冷却水系统初步试验
中长期排热冷却水系统设备初步试验项目主要有：中长期排热冷却水系统的管道冲洗、仪表和模拟控制功能试验、逻辑控制控制通道试验、循环泵的电机试验。其中：
中长期排热冷却水系统的管道冲洗是在系统的部件、设备和管道安装完毕后，进行除盐除氧水的冲洗，达到规定的清洁度要求；
仪表和模拟控制功能试验对中长期排热冷却水系统的仪表和控制系统的传感器和执行机构的性能进行试验，并验证硬件和软件均符合要求等；
逻辑控制通道试验是对中长期排热冷却水系统仪表和控制系统的执行器和接触器性能以及信号处理正确逻辑进行试验；
中长期排热冷却水系统循环泵的电机试验主要检查电机的转动方向、电流参数和振动水平以及稳定运行后的轴承、线圈的温度。
3-2)中长期排热冷却水系统子系统试验
中长期排热冷却水系统子系统试验项目主要有波动箱试验和循环泵启动试验。其中：
波动箱试验是为了检验与波动箱水位探测器有关的信息处理通道的性能；
循环泵启动试验是为了校核泵启动情况和验证额定流量。
3-3)中长期排热冷却水系统综合性能调试试验
中长期排热冷却水系统综合性能试验项目主要是验证热交换器换热能力。热交换器的热侧和冷侧的温度和流量都要测量，现场测定的热功率必须大于或等于根据试验条件计算的理论值。综合性能调试结合事故分析的结果，引入模拟事故发生72小时后堆芯衰变热的水流过热交换器，在事故条件下验证中长期排热冷却水系统的热交换器换热能力满足要求。
调试人员可以根据中长期排热冷却水系统设备和部件安装进度、调试工作的计划安排和系统投入运行的时间，在预运行试验阶段完成中长期排热冷却水系统调试。完成初步试验后，才能进行子系统试验，然后再进行系统综合性能调试。
对于本领域技术人员而言，显然本发明方法不限于上述示范性实施例的细节，而且在不背离本发明的精神或基本特征的情况下，能够以其他的具体形式实现本发明方法。因此，无论从哪一点来看，均应将实施例看作是示范性的，而且是非限制性的，本发明方法的范围由所附权利要求而不是上述说明限定，因此旨在将落在权利要求的等同要件的含义和范围内的所有变化囊括在本发明方法内。不应将权利要求中的任何附图标记视为限制所涉及的权利要求。
此外，应当理解，虽然本说明书按照实施方式加以描述，但并非每个实施方式仅包含一个独立的技术方案，说明书的这种叙述方式仅仅是为清楚起见，本领域技术人员应当将说明书作为一个整体，各实施例中的技术方案也可以经适当组合，形成本领域技术人员可以理解的其他实施方式。

Claims (6)

1.一种核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，包括：
(1)针对中长期排热冷却水系统主要功能和相关设计文件，筛选出需要进行调试的设备；所述的中长期排热冷却水系统主要功能包括：
在全厂断电+丧失最终热阱+一回路小破口失水事故以及全厂断电+丧失最终热阱+异常全堆芯卸料工况下排出堆芯及乏燃料水池的余热；
在乏燃料水池失去正常冷链冷却，并且有效补水丧失的情况下通过中长期排热冷却水系统导出乏燃料水池的余热；
当被冷却的换热器可能受污染时，防止放射性物质不可控制的释放到大气中；
(2)根据中长期排热冷却水系统需要进行调试的设备，对设备进行性能分析，确定每个设备应执行的调试试验项目和内容；
(3)通过对中长期排热冷却水系统功能和配置的解析，确定中长期排热冷却水系统的试验内容。
2.如权利要求1所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，其特征在于，步骤(1)中所述的需要进行调试的设备包括波动箱、循环泵、热交换器，波动箱设置在循环泵的吸入端母管上，热交换器位于循环泵的入口。
3.如权利要求2所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，其特征在于，步骤(2)中，波动箱调试应检验与波动箱水位传感器有关的信息处理通道的性能；通过波动箱的液位达到中长期排热冷却水系统手册中规定的整定值时引发波动箱液位报警，来验证其信息处理通道的正确运行。
4.如权利要求2所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，其特征在于，步骤(2)中，循环泵调试应校核泵启动情况、验证额定流量；循环泵启动时，记录电机的电气参数，并与泵电机运行维修手册中的规定值进行对比；对循环泵小流量管线进行试验。
5.如权利要求2所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，其特征在于，步骤(2)中，热交换器调试应验证中长期排热冷却水系统的热交换器换热能力；测量热交换器热侧和冷侧的温度和流量，现场测定的热功率必须大于或等于根据试验条件计算的理论值。
6.如权利要求2所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，其特征在于，步骤(3)中，中长期排热冷却水系统的试验内容包括先进行初步试验、再进行子系统试验，最后开展系统的综合性能调试试验，其中，初步试验包括中长期排热冷却水的系统冲洗、仪表和模拟控制功能试验、逻辑控制控制通道试验、循环泵的电机试验，子系统试验包括波动箱试验和循环泵启动试验，综合性能调试试验用于验证中长期排热冷却水系统的热交换器换热能力。
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