摘要：核电厂安全注入系统、安全壳喷淋系统在维持反应堆水装量、带走堆芯热量、维持第三道安全屏障的完整性等方面发挥重要作用。在国内外核电厂运行过程中，发现安全壳地坑存在一系列风险和问题。本论文主要针对相关风险与问题，为核电厂安全壳地坑补水排气装置改造提供了合理的建议方案，可有效解决目前存在问题。
关键词：核电厂；安全系统；补水排气装置；改造
A Study on the Retrofit Scheme of the Makeup Water and Exhaust Device in the Containment Sump of Nuclear Power Plant
Cheng Changsheng
(Suzhou Nuclear Power Research Institute , Shenzhen, 518000, China)
ABSTRACT： The safety injection system and the containment spray system play an important role in maintaining the reactor water load, removing core heat and maintaining the integrity of the third safety barrier in nuclear power plants. In the process of nuclear power plant operation at home and abroad, a series of risks and problems have been found in the containment sump. Aiming at the relative risks and problems, this paper provides a reasonable proposal for the modification of the water refilling and exhaust device in the containment sump of the nuclear power plant, which can effectively solve the existing problems.
Key words：Nuclear power plant; safety system; makeup water and exhaust device; transform
1 引言
核电站的设计必须满足在各类工况下保证机组安全停运并维持在安全状态、保证堆芯余热导出、保证放射性释放在可接受限值范围内的三方面要求，保证核电站三道屏障的完整性，确保对公众与环境的安全性。为此核电站设置了专设安全设施，其中重要组成部分包括核电厂安全注入系统（RIS）和安全壳喷淋系统（EAS）[1]。
根据法国电力集团（EDF：Eelectricite De France）经验反馈，EDF对所属部分核电厂RIS/EAS地坑存在的一系列风险和问题进行了研究，包括：
（1）RIS/EAS地坑及吸入管线排气不充分[2]。
（2）RIS/EAS地坑吸入管线水位过低，可能引起隔离阀锅炉效应[3]。
（3）RIS/EAS地坑吸入管线充注除盐水，存在不均匀稀释的风险。
针对这些问题，参考EDF经验反馈及所做的相关改进，本改造主要内容为：安装RIS/EAS地坑液位监测装置、安装RIS/EAS地坑含硼补水管线、在高点安装排气管线。通过实施本改造可以解决上述问题，提高机组运行的安全可靠性。
2 核电厂专设安全设施
压水堆核电厂从系统设计角度配置了专设安全设施，用于在一次侧反应堆冷却剂系统发生破口事故或二次侧汽水循环回路失效时，为了保证反应堆热量的导出和安全壳的屏蔽性，缓解事故的进程和降低事故的影响。
以国内某核电厂为例，具体的系统包括[4]：安全注入系统、安全壳喷淋系统
、蒸汽发生器辅助给水系统、安全壳隔离系统、安全壳内大气监测系统。
安全注入系统的功能是：
（1） 当一回路平均温度由于一回路小破口失水事故时或在二回路蒸汽管道破裂导致降低，一回路冷却剂将由于温度降低发生收缩，一回路可通过安全注入系统（RIS）进行补水，稳压器水位得以保证；
（2） 在一回路发生大破口失水事故时，安全注入系统向堆芯注入高浓度硼酸溶液，维持水装量，堆芯得以再次淹没并冷却，燃料元件温度的上升速率受到限制；
（3） 在二回路蒸汽管道发生破口时，为防止堆芯重返临界，高浓度硼酸溶液向一回路注入，由于反应堆冷却剂连续降温而引入的正反应性得到补偿。
安全壳作为阻挡一回路放射性物质进入环境的第三道屏障，在核电厂安全方面，发挥着重要作用。当反应堆冷却剂系统发生失水事故，或者安全壳内蒸汽管道发生破裂事故时，大量的高温、高压的蒸汽释放进入安全壳空间，安全壳内温度和压力不断升高。安全壳喷淋系统（EAS）的功能就是通过喷淋冷却水，将安全壳内高温、高压的蒸汽冷凝，不断降低安全壳内压力和温度，直到设计要求范围内，安全壳的完整性得以保证。它是专设安全设施的各个系统中，唯一自带冷源的安全系统[5]。
3 核电厂安全壳地坑改造方案研究
3.1 增加地坑水位测量装置
核电厂RIS/EAS地坑在电站运行期间由于蒸发和泄漏等原因使得地坑和吸入管线中水逐渐减少，由于无法监测水位变化并及时补水，导致一回路冷却剂系统发生破口事故情况下，RIS/EAS系统切换至再循环阶段存在失效风险，也会造成系统阀门由于锅炉效应而无法正常开启。基于以上情况，需在核电厂安全壳地坑加装水位测量装置测量水位，在机组正常运行期间，在地坑水位低时进行补水。
水位计安装布置如图3.1所示，水位计包括三部分，即变送器、毛细管和传感器，变送器安装在环廊内侧墙壁上，采用膨胀螺栓固定，毛细管连接变送器及传感器，毛细管在环廊墙面部分采用电缆桥架进行保护，为了便于水位计检修，在环廊地面部分通过在地面开槽且上面覆盖不锈钢板进行保护，毛细管穿过过滤器基座和地坑外水泥地面交界处进入地坑，在过滤器基座和地面之间安置密封件一方面保护毛细管，另一方面防止杂物进入地坑，密封件也设计为可拆卸结构。毛细管进入地坑后与传感器进行连接，地坑传感器安装于地坑内的支撑筒中，通过支撑筒固定在地坑侧面墙壁面上。
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3.2 增加地坑补水管线
以国内某核电厂为例，每次机组大修期间会向地坑及吸水管线充注除盐水，因此地坑中起始水为除盐水，当发生事故时，在直接注入阶段RIS/EAS系统直接从换料水箱取水注入堆芯，但在再循环阶段时，地坑立管中除盐水首先将被注入堆芯，因此直接注入阶段和再循环阶段起始时RIS/EAS注入堆芯的水并不一致，两个阶段的注入过程存在不均匀稀释的风险，改造方案为补充含硼水。
RIS/EAS系统流程以及管线改造范围如图3.2所示。
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换料水箱布置在反应堆厂房外，储存含硼水，反应堆换料前用来为反应堆换料水池充满水，同时它又是RIS和EAS系统的水源。换料水箱距离RIS/EAS地坑高约4.5m，电站运行期间水位约为15.6 m，换料水箱与RIS/EAS地坑之间的位置压头约20米，因此完全可以利用重力作用直接将换料水箱的水注入地坑。即由换料水箱下游的低压安注泵/安全壳喷淋泵吸水管线上分别引出一条管线将换料水箱的水充注RIS/EAS地坑吸入管线。
如图3.2所示，RIS系统地坑补水管线与RIS系统地坑和低压安注泵管线相连接。根据系统流程图，RIS系统低压安注泵出口一路通过隔离阀接到高压安注泵吸入联箱上为高压安注泵增压，当反应堆正常运行时，高压安注管线上相关阀门平常均处于关闭状态，因此补水不会对高压安注系统造成影响；另一路与反应堆冷却剂系统的冷、热段相连接，当反应堆正常运行时，低压安注泵均是不工作的，此时热管段注入管线的隔离阀均处于关闭状态，冷段注入管线隔离阀处于开启状态，但反应堆冷却剂系统正常运行时压力维持在155bar，远高于换料水箱内换料水静压力，水不会进入反应堆冷却剂系统的冷、热段，不会对反应堆冷却剂系统造成影响；此外，通往换料水箱小流量管线上的相关阀门处于开启状态，由于换料水箱坐标位置高，补水不会影响到换料水箱。综上所述，RIS地坑补水不会对反应堆系统造成影响。
如图3.2所示，EAS系统地坑补水管线与EAS系统地坑和安全壳喷淋泵管线相连接。根据系统流程图，EAS系统安全壳喷淋泵出口接至安全壳喷淋，但管线上的安全壳隔离阀在反应堆正常运行时是关闭的，以防止由于喷淋泵事故启动造成误喷淋，与其相连接管线上的阀门，以及通往RIS系统的阀门均处于关闭备用状态。因此，EAS地坑补水不会对反应堆系统造成影响。
RIS系统补水管线规格确定方法如下：
地坑容积（以RIS地坑为例）：
。 （3-1）
RIS地坑内吸水管线容积（管线规格为355.6×4.8mm）：
（3-2）
设环境压力0.1MPa，温度30℃，密度995kg/m3，则地坑水容量：
kg （3-3）
补水从“低低”（-3.70）位到“高”（-3.54）位水位变化16cm，补水量为
（3-4）
假设5min内可以完成补水操作，则补水流量为：
。 （3-5）
综合考虑补水时间及管线阻力，设定管内流体流速为1.5m/s。
，因此： （3-6）
因此补水管线内径约22mm可满足灌水需要，按照标准规整管线规格ANSI/ASMEB36.19M，管径设定为DN20mm（3/4英寸），即26.7×2.11mm。补水管材料选用某种材质不锈钢，管道规格及材料应满足RCCM相关规定。
3.3 增加RIS/EAS泵入口逆止阀排气管线
安全注入RIS泵/安全壳喷淋EAS泵吸入管线上的排气管均未设置在相应管线的最高点上，而管线最高点位置在止回阀顶部，在这种情况下，现场充水排气过程无法将止回阀中空气完全排空，会造成止回阀后端的RIS/EAS泵净正吸入压头降低并在系统转入再循环阶段时系统流量瞬间减少，严重时无法实现RIS/EAS系统的再循环，存在重大核安全风险。
因此，基于以上情况需对核电厂RIS/EAS系统管线上处于最高点位置的止回阀进行改造处理，根据止回阀结构在其顶部开孔并安装排气管线，改造后系统如图3.3所示。
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RIS/EAS泵入口管线逆止阀为旋启式逆止阀，为水平安装。排气管线直接在逆止阀阀盖顶部中心位置开孔，开口位置如图3.4所示，根据RCCM开孔补强相关规定，阀盖开孔不需要进行开孔补强。通过计算分析，增加排气管线不会影响阀门安全性能及正常使用，开孔不需要进行开孔补强。
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4 小结
本论文论述了核电厂专设安全设施的作用，然后通过论述核电厂安全壳地坑存在的安全问题，从而引出本论文研究的主要工作。本论文就增加地坑水位测量装置、增加地坑补水管线、增加RIS/EAS泵入口逆止阀排气管线进行了论述和研究，对于核电厂安全壳地坑补水排气装置未换型或存在差异的核电厂有较强的借鉴和参考意义，有一定的推广价值。
诚然，核电厂安全壳地坑补水排气装置改造方案研究在核安全方面带来了不小的收益，但从文中论述可以看出补水排气装置仍存在较大的优化空间，离自动化、数字化、智能化控制还有不小的距离。仍需勇于开拓思路，深入研究，利用科技创新手段不断提升核电厂安全稳定运行水平，为电力行业发展贡献力量！
参考文献
[1] 郑发忠.大亚湾核电厂运行技术规范[Z].深圳:大亚湾核电运营管理有限公司,2018.
[2] 胡汉.大亚湾核电厂安全相关系统与设备定期试验监督大纲[Z].深圳:大亚湾核电运营管理有限公司,2018.
[3] 李智文.热电厂设备故障管理系统的设计[J].河北煤炭.2005(04).
[4] 广东核电培训中心．900MW压水堆核电站系统与设备．北京：原子能出版社，2005
[5] 林继铭，贾宝山，刘宝亭.严重事故下喷淋模式的研究［J］.核动力工程，2005.