2 福建福清核电有限公司 福建福清 350318）
摘要：核安全的主要问题是要在任何情况下都能够保证核燃料的持续冷却，反应堆的物理特性决定了核电厂需要设置余热排出系统。本文主要对余热排出系统在M310机组和华龙一号机组中的差异进行分析，以期对相关人员有所帮助。
关键词：余热排出系统差异分析；调试试验；系统调试
引言：
核电厂正常运行时，核反应产生的能量由反应堆冷却剂经蒸汽发生器传递给二回路系统，并通过汽轮发电机转化成电能。反应堆停堆后，堆芯由于裂变产物的衰变，仍然会在很长一段时间内持续释放出功率，加之反应堆冷却剂和设备的显热及主泵运行产生的热量，这些热量都需要排出。停堆初期堆芯余热仍由蒸汽发生器通过二回路以蒸汽的形式排放，当二回路或蒸汽发生器不能再运行时则由余热排出系统来承担。余热排出系统带出的堆芯热量通过热交换器（设备冷却水系统）、重要厂用水系统传递到电厂的最终热阱—海水，使反应堆进入冷停堆状态[1]。在反应堆冷却剂系统小破口事故下和在冷停堆期间，通过余排系统的卸压阀在一回路超压时泄压，承担安全功能。同时可通过系统低压下泄管道在一回路压力下降到正常下泄系统无法运行时，承担下泄功能，并完成冷却剂的净化。因此，余热排出系统的差异分析和系统试验和系统调试显得尤为重要。
1.余热排出系统的组成及工作原理
余热排出系统由两台并联的6.6KV的电动泵、两台并联的管壳式热交换器、小流量管线、旁路和热交换器管路各一台气动调节阀及相关管道阀门组成。工作原理：系统从反应堆冷却剂系统2环路热段取水，经过余热排出泵，流经旁路和热交换器（通过3个气动调节阀控制通过旁路和热交换器的流量，从而实现升降温速率），经系统出口管道分别流经安全注入系统的安注箱出口管道打入反应堆冷却剂系统1、3环冷段。
2.余热排出系统总体设计差异
M310机组余热排出系统在反应堆厂房内，华龙一号机型系统余热排出系统除了和RCS的接口管道及先导式安全阀外，其余设备和管道均在核辅助厂房-12m。为满足0.3g抗震设计要求，华龙一号机组需要降低主回路标高，从而降低作用在主回路设备上的地震加速度，在反应堆厂房下部的空间被压缩，部分辅助系统物项无法布置，故在华龙一号现有布置空间条件下综合考虑将余热排出系统主要设备布置在辅助厂房，基于壳外布置，为了降低安全壳旁通型LOCA的发生，余热排出系统采用了全压设计，设计压力（6.21 MPa）和设计温度（180 ℃），采用同等级的材料来确保余排系统壳外部分的能承受反应堆冷却系统运行压力。
M310机组以《RCC-P 法国90 万千瓦压水堆核电站系统设计和建造规则》规定了余热排出系统相关的设计准则和安全要求；华龙一号以《ACP1000核岛主要系统设计准则》为标准规定了余热排出系统的相关设计准则和安全要求。
3.设备差异化分析
3.1 余热排出泵
余热排出泵的数量均为两台单级式电动泵，每台泵均由反应堆冷却剂润滑机械密封，润滑剂通过辅助热交换器由设备冷却水冷却；布置方面均采用卧式。M310机组余排泵额定流量为910 m³/h，再循环流量为120 m³/h，电机为风冷却。华龙一号机组余排泵额定流量为610 m³/h，再循环流量为130 m³/h，电机为设冷水冷却，但余排泵的机封在泵停运时，机封冷却水管道不能形成循环，故设冷水不能完成机封的冷却。
相比于M310机组，华龙一号余排吸入管道总长由3.5m左右延长到75m左右，余排返回管道总长由17m左右增加到130m；经力学计算热应力问题，在贯穿件附近管道布置有多个π型弯头。在额定流量下，基于华龙一号的布置，得出余热排出泵需要克服的阻力增大，初步估算余排系统阻力已经超过原有余排泵扬程77m。此外，在介质已经处于很高流速情况下，余排吸入和返回母管长度增大数倍，且有很多弯头，长距离输送高速流动介质存在很大危险性。一是冲刷腐蚀，管道壁厚逐渐变薄，增大了管道断裂的几率；二是管线如果长期处于振动状态，容易遭受疲劳破坏，进而引发管线破裂。故采用额定流量为610 m3/h的凯士比产的核级泵。余排泵扬程从115m降低到67m，可用汽蚀余量从10.2m提高到16.8m。
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3.2 余热排出热交换器
热交换器的数量一致均为两台；类型均为管壳式；M310采用立式布置，设计压力为4.75 MPa.g。华龙一号采用卧式布置，设计压力6.21 MPa.g，在热交换器的上下游各增加了排气排水管道，管侧的进口流量为610m3/h温度60℃，壳侧进口流量1000m3/h温度35℃，根据设备的换热能力进行校核计算后，得到降温速率转折点对应停堆时间9.8h、反应堆冷却剂温度100℃，从一回路开始冷却到一回路冷却至60℃停堆所需时间18.7h。满足20h停堆时间要求。
3.3 安全阀
M310机组余热排出系统设计为2组先导式安全阀，布置在余热排出泵下游，保护阀开启定值4.5、4.0Mpa.a关闭定值4.2、3.7Mpa.a。华龙一号机组余热排出系统设计为3组先导式安全阀，布置在余热排出泵上游，反应堆厂房内，保护阀开启定值3.4、3.5Mpa.a关闭定值3.1、2.5Mpa.a。华龙一号机组在热交换器下游新增了一个起跳压力为4.2Mpa.a，排量为2.3m3/h的安全阀。
4.主要控制逻辑差异
通过对比华龙一号RHR系统与M310机型在逻辑方面有所不同：华龙一号机组在自动补水触发后，启动RSI004PO，M310机组自动补水时启动RCV002/003PO。打开RIS013、029VP，关闭RCV034VP。华龙一号机组增加了余热排出系统自动隔离信号的逻辑，自动隔离信号触发后RHR001、021、030、031VP会自动关闭，若RHR001、002PO在运行会自动停运。华龙一号机组余热排出泵，增加了自启动逻辑（在运行中因断电等类似因素造成的停泵，在恢复启泵条件后会自动启动）。
5.调试试验差异分析
5.1 TP11试验（余热排出泵试验）
试验方法：M310机组从PTR001BA取水，关闭RRA114VP做小流量工况，然后打开RRA114VP打回PTR001BA做额定流量工况。华龙一号机组因换料水箱置于R厂房内部，且流经RFT管道时限流孔板RFT002\008DI限流300m3/h，不满足余热排出泵额定流量工况610 m3/h，故余热排出泵试验小流量工况可从内置换料水箱或RCS系统取水，额定流量工况必须从RCS系统取水，若RCS液位低于压力容器法兰面，为避免触发自动补水，还需闭锁自动补水信号。
5.2 TP12试验（先导式安全阀试验）
试验方法：M310机组是真实对RHR系统升压至安全阀起跳，试验中余热排出泵处于运行状态，华龙一号机组试验时不需使用RHR泵进行系统增压，仅关闭RHR030、031VP，打开一路使余排与RCS连通（开RHR001VP、RCS212VP或开RHR021VP、RCS215VP），让后对一回路升压直至安全阀起跳即可。由于试验方法的改变，本试验的试验平台由水压试验2.5MPa平台改为2.5MPa平台及后续升压阶段。
5.3 TP53试验（常压下RHR系统性能试验）
试验方法：在M310机组时，给一回路充水使用的是PTR001BA的重力充，使一回路液位增加，给一回路疏水是通过RRA114VP排到PTR016VB下游的临时排水管。华龙一号机组为内置换料水池，不能通过重力给一回路补水，只能通过RSI泵，或者运行中的RHR泵通过抽取IRWST的水打入一回路，使反应堆冷却剂系统液位增加。降低反应堆冷却剂液位通过RHR的疏水阀排水。试验窗口：M310机组试验是在冷试后疏水阶段进行，因华龙一号机组冷试后不开盖，故试验窗口变为冷试前的开盖功能试验期间进行。
6.总结
余热排出系统的调试是核电厂调试中重要的一环，针对M310机组和华龙一号机组的不同，通过本文分析可以快速得到系统的调试方法，出现缺陷可以快速查找原因，以缩短调试工期。本文针对余热排出系统的设计、设备、逻辑、试验方法等差异进行分析总结，形成具有参考意义的文件，对相关人员在系统调试中具有重要的参考借鉴意义。
参考文献：
[1]徐利根.华龙一号核电厂系统与设备.中国原子能出版社，2017年（1）：55-60
论文作者:王飞1,黄宇辉1,周海涛2,张少伦2
论文发表刊物:《电力设备》2019年第1期
论文发表时间:2019/6/3
标签：余热论文; 系统论文; 机组论文; 热交换器论文; 反应堆论文; 回路论文; 冷却剂论文; 《电力设备》2019年第1期论文;