胡明++陳齊清+彭小強

【摘 要】化學(xué)和容積控制系統(tǒng)（CVS）是AP1000核電站核島重要輔助系統(tǒng)，承擔一回路冷卻劑凈化、容積控制和化學(xué)控制功能。CVS補水管路容積的存在會導(dǎo)致在稀釋或硼化操作時產(chǎn)生非預(yù)期的反應(yīng)性變化，現(xiàn)有調(diào)硼后管路沖洗方法對系統(tǒng)運行的安全性、經(jīng)濟性有一定影響，而采取將沖洗水直接注入一回路的方法可以避免這一影響。

【關(guān)鍵詞】CVS 調(diào)硼 沖洗

化學(xué)和容積控制系統(tǒng)是核電站的主要輔助系統(tǒng)之一，在反應(yīng)堆的啟動、停運及正常運行過程中都起著重要的作用。AP1000作為我國從美國西屋公司引進的第三代非能動壓水堆核電技術(shù)，與第二代壓水堆核電站相比，其化學(xué)和容積控制系統(tǒng)（下簡稱CVS）有較大的簡化，其運行方式也存在一定區(qū)別，本文著重對CVS系統(tǒng)調(diào)硼后補水管路沖洗操作過程進行了分析。

1 CVS簡介

1.1 CVS功能

CVS的主要功能是提供RCS的凈化、容積控制和化學(xué)控制[1]。

RCS凈化即是通過CVS的凈化回路子系統(tǒng)去除反應(yīng)堆冷卻劑中的裂變產(chǎn)物及離子或顆粒形式的活化產(chǎn)物，使冷卻劑純度及放射性水平在可接受的限制以下。如圖1所示，反應(yīng)堆冷卻劑從一回路冷段依次流經(jīng)再生熱交換器、下泄熱交換器、離子交換器和后置過濾器，再通過再生熱交換器回到主泵入口。再生熱交換器利用回水將冷卻劑由280℃冷卻至111℃，下泄熱交換器利用設(shè)備冷卻水將冷卻劑進一步冷卻至52.2℃。若下泄熱交換器出口溫度過高，凈化隔離閥會自動關(guān)閉以隔離凈化管線，從而保護除鹽床中的樹脂。

RCS容積控制通過CVS的補水子系統(tǒng)和下泄子系統(tǒng)共同完成。在穩(wěn)壓器液位較低時，CVS通過補水泵將一定濃度的硼酸溶液經(jīng)補水過濾器和再生熱交換器輸送至主泵入口；當穩(wěn)壓器水位較高時，下泄管線相關(guān)閥門開啟以排出部分冷卻劑，冷卻劑由一回路冷段經(jīng)再生熱交換器、下泄熱交換器、除鹽床和后置過濾器排放至放射性廢液處理系統(tǒng)（WLS）。由于AP1000采用屏蔽式主泵，不需要提供主泵軸封流量，故不需要提供連續(xù)的補水流量。在正常功率運行時，若穩(wěn)壓器水位正常，則補水和下泄都無需投運，冷卻劑依靠主泵提供的驅(qū)動壓頭通過凈化回路連續(xù)循環(huán)。

RCS化學(xué)控制包括硼濃度調(diào)節(jié)、pH值控制和含氧量控制。AP1000核電站利用CVS向冷卻劑中注入不同的化學(xué)藥品以實現(xiàn)RCS化學(xué)控制，如注入除鹽水或濃硼酸來調(diào)節(jié)冷卻劑硼濃度，注入氫氧化鋰來調(diào)節(jié)冷卻劑pH值，注入聯(lián)氨或氫來控制冷卻劑氧含量。

1.2 補水控制系統(tǒng)運行模式

反應(yīng)堆補水控制系統(tǒng)有四種運行模式，分別為“自動”、“硼化”、“稀釋”和“混合”，在不同模式下執(zhí)行不同的操作以實現(xiàn)不同的功能[1]。

通常，補水控制系統(tǒng)運行在在“自動”模式，CVS根據(jù)穩(wěn)壓器液位變化自動向一回路補充一定體積的硼酸溶液，以補償一回路的微小泄露及正常功率變化而引起的穩(wěn)壓器液位變化?！盎旌稀毕喈斢凇白詣印钡氖謩幽Ｊ?，即手動選擇注入的硼酸溶液的體積。在這兩種模式下，都需要設(shè)定所注入的硼酸溶液濃度，該濃度值為當前一回路硼濃度。

“硼化”和“稀釋”模式用于調(diào)節(jié)反應(yīng)堆冷卻劑硼濃度。在需要調(diào)硼時，通過向主泵入口注入濃硼酸以實現(xiàn)硼化操作，在停堆時保證反應(yīng)堆獲得足夠的停堆裕度；通過向主泵入口注入除鹽水以實現(xiàn)稀釋操作，從而完成反應(yīng)堆啟動及保證在功率運行時控制棒調(diào)節(jié)棒組位于正常的調(diào)節(jié)范圍。

2 補水管路容積影響分析

“硼化”和“稀釋”操作過程基本相同，通過三通閥選擇連接到硼酸貯存箱或除鹽水系統(tǒng)，設(shè)定好注入一回路的硼酸或除鹽水的的體積和流量，并啟動一臺補水泵完成注入。在任何模式下，若穩(wěn)壓器液位高，則自動打開下泄管路閥門，將流出物排放到廢液處理系統(tǒng)。

由于在正常功率運行時，凈化是連續(xù)運行的，其環(huán)路可以視為一回路的一部分。 如圖1所示，在調(diào)硼操作結(jié)束后，管路A、B段中存留的硼酸或除鹽水是無法進入一回路進行循環(huán)的。若不對該管段進行沖洗，直接在自動模式下進行補水，那么該段體積的硼酸或除鹽水會先注入堆芯。下面對該體積硼酸或除鹽水注入堆芯的影響進行計算分析。

系統(tǒng)的含硼量平衡方程為：

M（C+dC）=MC+CB×dm-C×dm

其中M為一回路冷卻劑總質(zhì)量，C為一回路冷卻劑當前硼濃度，CB為注入一回路的硼酸濃度，dm為注入的硼酸質(zhì)量，dc為硼酸濃度的變化量。

該公式可化簡為：

dm=M×（CB-C）-1×dC

則若需要將總質(zhì)量為M的一回路冷卻劑的硼濃度從C初始調(diào)節(jié)至C最終，需要注入濃度為CB的含硼水的質(zhì)量為：

在“稀釋”操作后，管路A、B段為除鹽水，則CB=0，可以得出：

查閱相關(guān)圖紙并計算出該管路容積約為0.35m3，一回路總?cè)莘e為299m3[1]。設(shè)正常滿功率運行時一回路冷卻劑體積為270m3，且不考慮含硼水和除鹽水的比重區(qū)別。

那么根據(jù)上述公式，在注入0.35 m3除鹽水后，△C=C最終-C初始=-0.0013C初始。很明顯，初始硼濃度值越大，注入除鹽水后，硼濃度的變化值也越大。

為避免出現(xiàn)正的慢化劑溫度系數(shù)，反應(yīng)堆正常運行時的冷卻劑硼濃度最大不能超過1400ppm[2]，而AP1000核電站循環(huán)末期熱態(tài)滿功率運行時對應(yīng)的臨界硼濃度為10ppm[1]。在兩種情況下注入0.35 m3除鹽水后影響如表1所示。

根據(jù)上述計算可知，無論是循環(huán)初期還是循環(huán)末期，注入0.35 m3的除鹽水，所引入的反應(yīng)性相對于堆芯控制棒組件總的反應(yīng)性控制能力來說是比較小的，其造成的瞬態(tài)影響幾乎可以忽略。

同樣，若CVS進行“硼化”后不沖洗，再補水時會先注入0.35m3的濃度為4375ppm的濃硼酸，可以推算得出，△C=5.68-0.0013C初始。由公式可以看出，初始硼濃度越低，硼濃度變化值越大。如表2所示。

由于在循環(huán)末期硼濃度更低，且硼的微分價值更大，則硼化引起的反應(yīng)性變化最大。在C初始為10ppm時，注入0.35m3濃硼酸后吸收反應(yīng)性達到94.1pcm，這個反應(yīng)性的變化量相對來說就較為顯著了。

總之，在調(diào)硼操作后，若不對補水管路進行沖洗，由于管路容積的存在，之后再進行堆芯補水的話，就會導(dǎo)致非預(yù)期的反應(yīng)性變化，無論這個變化大小，都違背了反應(yīng)性變化必須預(yù)期可控的原則，因此，調(diào)硼操作后，進行補水管路沖洗是必要的。

3 補水管路沖洗操作分析及改進

3.1 現(xiàn)有沖洗方法分析

對調(diào)硼操作后的補水管路進行沖洗的目的是將管路中留存的濃硼酸或除鹽水置換為與當前一回路硼濃度一致的硼酸溶液。根據(jù)CVS系統(tǒng)運行規(guī)程，設(shè)計采用的管路沖洗方法是隔離補水，將沖洗水排至RCDT（反應(yīng)堆冷卻劑疏水箱）。在進行沖洗之前，關(guān)閉補水截止閥（V081）以隔離向一回路的補水，打開CVS向PXS（非能動堆芯冷卻系統(tǒng)）補水管線隔離閥（V089），設(shè)定沖洗水硼濃度為當前一回路硼濃度，設(shè)定沖洗流量和沖洗體積，打開PXS閥門泄露試驗盤至RCDT隔離閥，然后啟動反應(yīng)堆補水控制系統(tǒng)進行沖洗，沖洗水排至WLS系統(tǒng)的RCDT。完成沖洗后恢復(fù)系統(tǒng)至沖洗前狀態(tài)。

該方法會導(dǎo)致下泄熱交換器出口超溫，原因如下：

由于在沖洗前未關(guān)閉凈化隔離閥（V001-V003），若在沖洗過程中若因功率變化導(dǎo)致穩(wěn)壓器水位高，下泄管線相關(guān)閥門會自動開啟進行排放，而由于關(guān)閉V081導(dǎo)致再生熱交換器失去回水冷卻，280℃的冷卻劑不經(jīng)冷卻直接進入下泄熱交換器，勢必超過下泄熱交換器冷卻能力，造成下泄熱交換器出口溫度過高，觸發(fā)保護關(guān)閉閥門凈化隔離閥中的V003。即使穩(wěn)壓器液位在沖洗時一直穩(wěn)定，不會因下泄而導(dǎo)致下泄熱交換器出口超溫，在關(guān)閉補水截止閥后， CVS中的冷卻劑停止流動并逐漸冷卻，設(shè)備冷卻水控制閥（CCS-V221）會自動逐漸關(guān)閉。由于V081是氣動閥，且只有開關(guān)兩種狀態(tài)，那么在完成沖洗后，發(fā)出開啟補水截止閥指令時，該閥門會迅速開至100%，凈化回路流量立即恢復(fù)至正常運行時狀態(tài)，勢必導(dǎo)致設(shè)備CCS-V221來不及打開，同樣使下泄熱交換器出口超溫，從而觸發(fā)保護關(guān)閉V003。

那么，為了避免下泄熱交換器出口超溫，可以在“硼化”或“稀釋”后進行沖洗操作前關(guān)閉V003，以退出凈化回路，然后關(guān)閉V081以隔離補水，之后再進行沖洗。在完成沖洗后，先打開V081，然后將V003置于點動模式（Jog Mode），逐步開啟V003恢復(fù)凈化流量。這樣操作一方面在沖洗時隔離了高溫冷卻劑進入下泄熱交換器的通路，另一方面在沖洗完成后提供了控制凈化流量逐步恢復(fù)的手段，這樣就不會因產(chǎn)生下泄或凈化流量突然恢復(fù)而導(dǎo)致下泄熱交換器出口超溫。

但無論是否關(guān)閉V003，這種隔離向一回路補水的沖洗方法都存在以下缺點：

（1）在沖洗期間穩(wěn)壓器失去液位調(diào)節(jié)能力。關(guān)閉V081，在穩(wěn)壓器液位低時無法向一回路進行補水；關(guān)閉V003，在穩(wěn)壓器液位高時無法開啟下泄向WLS進行排放。因此需要選擇穩(wěn)壓器液位正常及功率穩(wěn)定時進行沖洗。

（2）增加了廢水排放。因為要補償堆芯燃耗，“稀釋”基本上每周都要進行，若每次都要進行補水總管沖洗且將沖洗水排至RCDT，會導(dǎo)致產(chǎn)生較多的廢水，增加了運行成本。

3.2 沖洗方法改進建議

為了避免現(xiàn)有方法可能導(dǎo)致的問題，可以采用沖洗過程中不關(guān)閉任何閥門并將沖洗水直接注入一回路的方法。具體來說，在“硼化”或“稀釋”操作后，采用“混合”補水方式，手動設(shè)定補水硼濃度為當前一回路冷卻劑硼濃度，設(shè)定注入Kq體積的含硼水（q為AB管段容積），啟動補水泵將AB管段留存的濃硼酸或除鹽水沖洗進入一回路。K>1，具體值根據(jù)試驗或工程經(jīng)驗確定，以使得留存在AB管段的濃硼酸或除鹽水剛好全部注入一回路中。沖洗完畢后，AB管段充滿與當前一回路冷卻劑硼濃度一致的含硼水。按照這種方法，在“硼化”或“稀釋”整個過程中，總共需要向一回路注入Q+Kq體積的流體（Q為調(diào)硼時注入一回路的濃硼酸或除鹽水的體積計算值）。

該方法相比方法1來說，但有以下幾點優(yōu)勢：

（1）簡化了操作。若采取方法1調(diào)硼，在設(shè)定除鹽水或濃硼酸注入量時，需要在注入量計算值Q的基礎(chǔ)上再加上一個q（q為AB管段容積），即Q設(shè)定=Q+q，能保證正好有Q體積的硼酸或除鹽水進入一回路中，從而使得調(diào)硼結(jié)束后，預(yù)計硼濃度與測量硼濃度一致。而采取方法2的話，除鹽水或濃硼酸注入量就設(shè)定為計算值。在完成除鹽水或濃硼酸的注入后，其留存在AB管段間的部分會在隨后的沖洗中帶入一回路，同時AB管段液體也替換成當前一回路濃度的含硼水，一舉兩得，這樣就大幅簡化了操作過程；

（2）有利于延長設(shè)備使用壽命。在整個操作過程中，無需操作任何閥門，減少了閥門操作次數(shù)，也就降低了閥門的磨損；另外，由于“稀釋”基本上每周要進行，同時沖洗水直接進入一回路，整個過程相當于給一回路添加了Q+（K-1）q的裝量，這在一回路存在一定泄露時降低了冷卻劑補給需求，也就減少了補水泵啟停次數(shù)；

（3）不影響穩(wěn)壓器液位調(diào)節(jié)。整個操作未隔離下泄和補水，若因功率突變等原因?qū)е路€(wěn)壓器液位偏高或偏低，能夠及時進行下泄或補水以維持穩(wěn)壓器液位正常；

（4）減少了廢水排放量。沖洗水直接進入一回路，不再需要通過PXS閥門泄露試驗盤排放到WLS，降低了WLS運行壓力，提高了電站運行經(jīng)濟性。

4 結(jié)語

由于AP1000核電站CVS補水管路容積的存在，會導(dǎo)致堆芯出現(xiàn)非預(yù)期的反應(yīng)性變化，在進行調(diào)硼操作后要對補水管路進行沖洗，但頻繁的沖洗操作會加快設(shè)備損耗及增加廢水排放。在實際運行操作過程中，建議充分考慮補水管路容積的影響，采取將沖洗水直接注入一回路的方法，可以有效避免上述問題，從而提高AP1000核電站運行的安全性和經(jīng)濟性。

參考文獻：

[1]顧軍，等.AP1000核電廠系統(tǒng)與設(shè)備[M].北京：原子能出版社，2010.Gu Jun，et al.Systems and Equitment of AP1000 Nuclear Power Plant[M]. Beijing： Atomic Energy Press，2010.

[2]鄭福裕.壓水堆核電廠運行物理導(dǎo)論[M].北京：原子能出版社，2009.Zheng Fu-yu. Introduction to the Physics of Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant[M]. Beijing： Atomic Energy Press，2009.