核电站辅助给水系统设计.pdf

1994-2010 China Academic Journal Electronic Publishing House.All rights reserved.http:/核 动 力 工 程NuclearPowerEngineering第1 9卷1 9 9 8第3期年6月Vol.19.No.3Jun.1 9 9 8核电站辅助给水系统设计阚强生黄灿华(上海核工程研究设计院,200233)摘要介绍了300MW核电站典型辅助给水系统的优化设计,提出了系统在功能、工况限制、容量和水源等方面的总体设计要求,就秦山核电站工程一期设计过程中辅助给水系统设计的不足及改进内容进行了论述,对恰希玛项目辅助给水系统主要参数的选择进行了计算分析。关键词核电站辅助给水系统优化设计1概述辅助给水系统作为主给水系统的备用,向蒸汽发生器二次侧供应给水,是核电站十分重要的安全系统。该系统的主要特点是:在电站正常启动和停堆过程中可代替主给水系统传递一回路热量;在电站事故工况下,作为安全设施之一,为反应堆建立起二次热阱,导出堆芯衰变热,并将主回路系统冷却到余热排出可以投运或更低的温度水平。随着人们对严重事故认识的不断深入,辅助给水系统作为事故缓解设施,是保障核电安全的重要手段,其设计也已成为核电站安全评审的主要内容之一,因此对系统优化改进设计的探讨也具有十分重要的意义。2辅助给水系统的设计要求根据国内外核电设计的有关标准和规范,结合我国自行设计的秦山300MW核电站和恰希玛两座核电站辅助给水系统设计经验,300MW电站辅助给水系统设计主要具有下列要求:2.1功能要求辅助给水系统的功能应侧重于事故应急处理能力,作为辅助功能的正常启停堆给水不应干扰和影响其主要功能,即确保电站在事故工况下,考虑系统内部发生一个极端单一能动或被动故障,并假设伴随着失电(包括失去全厂交流电源)和卡棒的影响,辅助给水应在规定的时间(1分钟)向蒸汽发生器提供足够流量的给水,去除堆芯全部停堆后衰变热,维持电站零功率热备用工况至少4h决策时间及随后不小于4h的冷却时间。因此,辅助给水系统的设计应为安全三级、抗震SSE和质量等级C组。2.2工况限制要求辅助给水系统的设计不但要求对电站设计基准事故(DBA)作出迅速反应,同时在超设计基准事故时也应有能力最大限度地提供堆芯冷却,减少堆芯熔化概率。根据文献1和2的1997年10月6日收到初稿,1997年12月2日收到修改稿。1994-2010 China Academic Journal Electronic Publishing House.All rights reserved.http:/阚强生等:核电站辅助给水系统设计209要求,辅助给水系统设计时,需考虑的DBA工况有:丧失主给水伴随厂外电有()类;丧失主给水伴随厂外电丧失(类);主给水管道断裂(类);主蒸汽管道破裂(类);失水事故(类,包括蒸汽发生器传热管破裂事故)。另外一系列超DBA工况也逐步引入辅助给水系统的设计,如主控制室撤离;全厂丧失交流电源和严重事故等。针对DBA 类工况,辅助给水系统必须能够迅速建立起二次热阱,维持主回路的自然循环,其触发信号必须考虑到主给水丧失后的现象,如蒸汽发生器低液位、主给水泵脱扣等。另外辅助给水系统必须考虑有应急电源的支持。对于DBA 类工况,特别是主给水管道破裂和蒸汽发生器传热管破裂事件,辅助给水系统既要满足向完好的蒸汽发生器供应额定流量的给水(对一回路进行降温降压),又要有能力在三十分钟之内隔离破损回路的辅助给水,终止破管处给水的流失,以及防止蒸汽发生器的满溢。对于超设计基准事件,辅助给水系统必须考虑动力源、水源、启动信号源的多样性和多重性,依靠二回路的充排水运行,建立起事故后长期冷却的手段。2.3系统容量要求辅助给水系统的设计流量在不同的事故条件下有最大和最小流量的制约,即应具有一个最佳流量范围。根据文献3,辅助给水的最小流量指任何事故或瞬态下,为维持电站热备用和冷却所需的最低蒸汽发生器给水量,为此,必须考虑下列因素的影响:主给水管破裂后,手动隔离破损回路前30分钟内破口流失水量;失电或单一故障造成的辅助给水系统流量的失效;辅助给水最高设计温度、蒸汽发生器安全阀最低整定压力工况下的给水量;带出堆芯最大功率下的停堆衰变热、全部冷却剂系统(包括冷却剂及金属结构)的热容量和全部主泵运行的发热量;辅助给水泵再循环流量、蒸汽发生器最小初始水装量以及辅助给水延迟时间对给水量的影响。辅助给水的最大流量必须保证在安全壳内的主蒸汽或主给水管道破裂事故下,安全壳内最大能量释放值不超过设计压力;在蒸汽发生器传热管破裂事故下手动隔离破损蒸汽发生器前(30分钟内)不造成蒸汽发生器满溢。2.4水源要求辅助给水水源的设置,一般应有如下三种:(1)第一水源:辅助给水泵正常连接的水源,其提供的水量应能满足维持电站零功率热备用至少4h决策时间,以及小于30/h的降温速率,把反应堆冷却剂系统从热停堆状态冷却到余热排出泵能投入运行的温度水平。该水源应为短期、安全三级、抗震类别安全停堆地震SSE。水质不低于除盐水级别。一般为专设应急给水箱水。(2)第二水源:辅助给水系统自动或手动切换水源,能维持约24小时的电站热备用时间以及随后的冷却。该水源为非安全级、非抗震类、除盐水级水源。(3)第三水源:辅助给水系统非正常接通水源。能维持一周左右的反应堆热备用时间以及随后的冷却。第三水源允许并有能力从其他水源获得补水,以作为事故后长期性冷却手段。该水源应为安全三级长期水源,抗震类别SSE,水质要求可适当降低(如消防水池水)。3秦山300MW核电站辅助给水系统设计中的不足及其改进秦山300MW核电站是我国自行设计的第一座核电站,其中辅助给水系统设计是在参照国外资料和结合自己的实践,在不断研究和探索中完成的。在辅助给水系统初期审评和调试 1994-2010 China Academic Journal Electronic Publishing House.All rights reserved.http:/210核动力工程Vol.19.No.3.1998过程中,暴露出了一些设计上的缺陷,主要有原设计辅助给水柴油泵容量尚不能完全满足安全功能要求,系统水源除氧器和应急给水箱在调试切换过程中辅助给水泵有急剧振动和噪音等汽蚀现象。通过对国内外一系列核电标准和规范的不断深入理解,对现有设计进行了改进(见文献4),在不大规模修改硬件的基础上,在较短时间内既经济又安全可靠地完善了设计,较好地满足了安全评审和现场调试运行的要求。3.1柴油机泵设计容量拓展秦山300MW核电站辅助给水系统设计为两系列,共有两台电动泵及一台柴油泵。柴油泵回路的两路支管分别与两列电动泵出口回路相接。原设计中柴油泵容量与电动泵容量均为48.2m3/h,扬程为9.12MPa(930mH2O)。原设计故障模式分析为:当主给水管A发生假想管道破裂,伴随B系列电动泵回路故障失效,系统仅依靠柴油泵就能向完好的蒸汽发生器供水以带走衰变热。但由于破口处背压迅速下降,大部分流体将从破口处流失。考虑柴油泵的最大运行流量为59m3/h,破损回路支管流量超过55m3/h时能关闭该支管的隔离阀以终止破口流量,完好回路支管的流量由调节阀根据蒸汽发生器(SG)液位进行调节,但热工水力计算结果表明:在主给水管各种破口尺寸下,仅在大破口时流量超过59m3/h,限流阀起作用;在各种破口条件下向SG完好供水量均达不到带走衰变热所需的流量要求;在各种破口尺寸下,流向破损回路的流量均达不到关闭隔离阀的整定值55m3/h,无法终止破口流量。因此原设计辅助给水柴油泵容量尚不能完全满足安全功能要求。国外同类型布置的辅助给水柴油泵(或汽动泵)容量均为电动泵的两倍,且均采用限流手段限制损失流量,从而提高有效给水流量。故系统设计进行了如下改进:(1)对主给水管道破裂事故进行再分析,确定辅助给水系统去除衰变热的最小供水量为35m3/h。(2)根据供货商三菱公司提供的辅助给水泵能在较大流量范围内运行的特点,设法降低柴油泵回路的阻力以提高泵的出力。(3)根据系统水力计算和泵性能曲线分析可得:当蒸汽发生器最高背压为7.13MPa时,柴油泵工作点可拓展为流量79m3/h,扬程8.00MPa(816mH2O),功率262kW;当蒸汽发生器正常背压为5.65MPa时,柴油泵工作点可拓展为流量101m3/h,扬程6.62MPa(675mH2O),功率286kW。(4)修改支管回路液位控制阀为流量限制阀,限流量为40m3/h。(5)取消支管隔离阀大流量关阀的自动控制,改为主控室遥控手操。(6)对柴油机拖动部件进行分析计算,以实现拖动部件满足泵流量修改后的功率要求。设计改进后的热工水力计算结果表明(见表1),柴油泵支管回路流量可达39.75m3/h,能够去除全部堆芯余热,满足电站的安全和可靠性的要求。同时,经过秦山一期调试运行经验证明,辅助给水系统柴油泵容量拓展改进是成功的。4139.057.7328.00(815.7)4238.357.7137.99(814.2)4337.647.6937.97(812.7)4436.937.6837.96(811.7)4536.217.6647.94(809.8)4635.497.6547.93(808.3)4039.757.7428.01(817.2)参数名支路限流流量/m3h-1流向完整SG流量/m3h-1限流阀压降/MPa泵扬程/MPa(mH2O)参数值4734.307.644791(806.9)表1改进设计后柴油泵回路流量分配 1994-2010 China Academic Journal Electronic Publishing House.All rights reserved.http:/阚强生等:核电站辅助给水系统设计211序 号切换时流量/m3h-1除氧器水温/切换时情况反应切换平稳124848120126785012613034切换时流量、压力均有下 降,泵进口有较大响声,但经约10 s钟后恢复平稳。切换时泵出口压力、流量均急剧下降到零,泵有较大响声,经约10 s钟后仍未能恢复,试验停止。132675表2秦山辅助给水泵汽蚀试验结果3.2泵汽蚀问题及修改辅助给水系统原设计运行程序为:接到启动信号后,3台泵首先从二回路除器水箱吸水;当除氧器低2低液位时,自动切换到应急给水箱吸水,而应急给水箱低 2低液位时,手动切换至二回路除盐水箱或消防水系统。系统水力计算说明:在除氧器和应急给水箱分别吸水情况下不会发生汽蚀,但除氧器和应急给水箱在水源突然切换过程中泵可能产生汽蚀现象。为了解泵汽蚀问题,进行了如下水力计算分析:Nav=H+(Pv-P0-P)Nre(1)其中,H 应急水箱液位与泵入口高差,m;Pv 应急水箱内绝对大气压,MPa;P0 泵进口管段除氧水饱和汽压,MPa;P 回路管道阻力,MPa;Nre 要求的泵净正吸入压头,MPa;Nav 系统实际净正吸入压头,MPa。计算表明,在切换过程中,由于水源压力突然下降,回路提供的有效汽蚀余量不能满足泵的净正吸入压头的要求。秦山现场调试也完全证明了这个结论(见表2)。因此,避免运行过程中高温除氧水与低温应急水箱给水的相互切换是防止汽蚀产生最重要的手段。系统改进从运行模式着手,将正常启停工况下使用的除氧器水源与事故应急处理工况下的应急水源完全区分开来,从而消除热冷水的突然切换。运行模式改为:在电厂正常启动停堆过程中,主给水泵投运后,辅助给水泵在主控室置于除氧器水源相接位置。一旦该工况结束,辅助给水泵停运后,泵连接水源在主控室切换至应急给水箱,处于事故备用状态,把安全级短期水源作为事故处理第一水源,从而根本上避免了切换引起的泵汽蚀问题。而且在设计中只需取消泵进口隔离阀的自动控制要求,避免进行大范围的硬件修改。实践证明,这种设计修改是成功的。4恰希玛电站辅助给水系统主要参数的确定巴基斯坦恰希玛电站辅助给水系统的设计,是在总结秦山300MW核电站辅助给水系统设计经验的基础上,经过多次比较和优化而完成的,其设计流程、工艺参数、设备容量和安全指标均有着不同程度的改进和完善,而其中系统主要参数的确定更是辅助给水系统设计的重要环节,因此讨论辅助给水最小水量、泵出口回路压降分布等重要的系统参数也具有十分重要的意义。4.1辅助给水最小水量的确定本计算用来确定辅助给水将冷却剂温度从热态零功率水平(280)降至余热排出投运水平(180)所需最小水量。根据主泵运行情况,分为工况(一台主泵运行,辅助给水4小时热备用,4小时冷却)和工况(无主泵运行,辅助给水4小时热备用,8小时冷却)。计算内 1994-2010 China Academic Journal Electronic Publishing House.All rights reserved.http:/212核动力工程Vol.19.No.3.19981工况项目热备用阶段冷却阶段1211109234567813.81313.81313.50013.50013.17913.17912.85312.85312.53612.53612.21812.21811.89411.57811.25710.9420.840.840.843.9611.9833.9641.9813.9911.9811.9811.9821.9892.0023.8381.9193.8381.9193.8381.9191.9191.9191.9191.91921.49216.75521.17816.43620.88716.11815.79415.47915.16514.86314.96714.12719.63118.50619.20318.07828.54622.29128.21221.84527.99321.40321.01220.62120.26619.91729.03022.94420.05918.93314.45314.45314.12714.127表3工况 和 辅助给水最小流量计算主泵发热/kW堆芯衰变热/kW辅助给水最小流量/th-1总热量/kW停堆时间/h0.840.840.840.84冷却剂显热/kW20.48719.361容为:反应堆衰变热量Qd=PtCr(2)主泵发热量Qp=(1-)Np10-2(3)冷却剂显热QS=0.277V1/2(t+t+1)1/2(Cpt+Cpt+1)gra10-3(4)一回路金属显热Qm=0.277GmCmgra(5)一回路总热量Q=Qd+QP+QS+Qm(6)应急给水量G=3.6103 Q/(i2)(7)以上式中,Qd 反应堆衰变热量,kW;Pt 反应堆热功率,kW;Cr 停堆时间系数;Qp 主泵发热量,kW;Np 主泵热功率,kW;热功率转换系数,(工况 取=0.79,工况 取=1);QS 冷却剂显热,kW;V 一回路总装水量,m3;t 冷却时间范围,h(工况:t=48h,工况:t=412h);t,t+1 tt+1小时内冷却剂平均比重,kg/m3;Cpt,Cpt+1tt+1小时内冷却剂平均比热,kJ/kg;gra 降温梯度,/h(工况:gra=25/h,工况:gra=12.5/h);Qm 一回路金属显热,kW;Cm 金属平均比热,kJ/kg;Gm 一回路金属设备总量,t;i 各时间段内饱和水焓,kJ/kg;I 应急给水焓(20 时),kJ/kg;Q 一回路总热量,kW;G 应急给水最小流量,t/h。各工况下辅助给水最小流量计算结果见表3。4.2辅助给水泵出口回路压降分布本计算确定辅助给水泵在不同的事故工况下出口回路压降分布,并确定其中两只流量调节阀(限流阀、调节阀)调节特性(见文献5,6)。计算工况分为:蒸汽发生器正常背压;蒸汽发生器零背压、最大流量;蒸汽发生器零背压、正常流量;蒸汽发生器最高背压。各工况下回路阻力及限流阀、调节阀特性计算结果见表4。一回路金属显热/kW0.843.9721.9883.8381.91921.82917.08614.34013.50014.65313.81315.29614.453 1994-2010 China Academic Journal Electronic Publishing House.All rights reserved.http:/阚强生等:核电站辅助给水系统设计213表4各工况下回路阻力及限流阀、调节阀特性参数值5.6548.20.1460.652.496状态正常正常全开调节工况 背压/MPa流量/m3h-1回路阻力/MPa限流阀压降/MPa调节阀压降/MPa工况 工况 工况 参数值7.1348.20.1460.651.016状态最大正常全开调节状态最低正常限流调节参数值048.20.14635.796状态最低最大限流全开参数值0710.3166.531.41参考文献1NUREG0800 SRP Chapter 10.4.9 Auxiliary Feedwater System.2ANSI/ANS251.1021979 Auxiliary Feedwater Systemfor Pressurized Water Reactors.3Westing House.Design Manual Section 424 Auxiliary Feedwater System.Design of Auxiliary Feedwater System forNuclear Power PlantK an QiangshengHuang Canhua(Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute,200233)AbstractThis paper discussed the Optimum design of the typical auxiliary feedwater system(AFS)for 300MW nuclear power plant,including the general requirements of the system on aspect ofsystem function,condition limits,capacity and water sources.Certain design deficiency and its modifiedcontent of the AFS for Qinshan NPP have been described,and the calculation and analysis of the majorprocess parameters of the AFSfor Chashma NPP have also been given.Key wordsNuclear power plantAuxiliary feedwater systemOptimum design作者简介阚强生,男,工程师。1997年上海核工程研究设计院反应堆工程及安全专业硕士,1985年上海电力学院热能动力系毕业。黄灿华,男,高级工程师。1968年华南工学院化工机械专业毕业。