錢虹，辛浩，秦士民

（上海電力學(xué)院電力與自動化工程學(xué)院，上海 200090）

AP1000核電站的設(shè)計理念是在傳統(tǒng)壓水堆核電技術(shù)的基礎(chǔ)上，引入安全系統(tǒng)非能動理念，使核電廠安全系統(tǒng)發(fā)生了重大的變化，屬于創(chuàng)新型設(shè)計.由于采用了非能動安全系統(tǒng)，大大降低了發(fā)生人為錯誤的可能性，使AP1000核電站的安全性能得到了顯著提高，操縱員寬限處理時間高達72 h.

本文針對目前自主化、國產(chǎn)化的需求，對核電站非能動堆芯冷卻系統(tǒng)及其觸發(fā)邏輯進行分析，并基于虛擬平臺進行仿真和調(diào)試，以期為我國現(xiàn)階段安全系統(tǒng)的研發(fā)提供參考.

1 非能動堆芯冷卻系統(tǒng)分析

AP1000的非能動堆芯冷卻和余熱排出系統(tǒng)由非能動余熱排出子系統(tǒng)、非能動安全注水子系統(tǒng)和安全殼內(nèi)的pH控制子系統(tǒng)組成，主要包括一個非能動余熱導(dǎo)出熱交換器、兩個堆芯補水箱（CMT）、兩個安全注水箱（ACC）、一個pH調(diào)整化學(xué)藥品的籃筐、一個安全殼內(nèi)換料水箱（IRWST），以及相關(guān)的閥門、管道和儀表等設(shè)備，這些設(shè)備均被安置在鋼制安全殼內(nèi)部.該系統(tǒng)的功能與傳統(tǒng)壓水堆類似，在發(fā)生LOCA事故、彈棒事故、二回路主給水或主蒸汽管道破裂等設(shè)計基準(zhǔn)事故時，為一回路提供硼化和冷卻.

1.1 非能動余熱排出系統(tǒng)

該系統(tǒng)又稱為應(yīng)急堆芯余熱導(dǎo)出子系統(tǒng)，其主要設(shè)備是非能動余熱導(dǎo)出熱交換器［1］.該熱交換器布置在換料水箱內(nèi)，并將水箱內(nèi)的水作為其冷卻介質(zhì)和熱源.換料水箱的位置高于反應(yīng)堆，熱交換器入口管線與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)1環(huán)路的主管道熱段相連接，入口管路上裝有一個常開的電動閥，以保證在正常運行時熱交換器中的壓力與冷卻劑（RCS）壓力相同，以防止在熱交換器最初啟動時發(fā)生水錘現(xiàn)象.同時，由于熱交換器的傳熱管浸沒在IRWST中，使得熱交換器中的水溫與換料水箱中的水溫相同，因此在電廠運行期間就可以由溫差和重力差建立并保持自然循環(huán)驅(qū)動壓頭.熱交換器的出口管線與1#蒸發(fā)器冷段腔室相連接，出口管線上有兩個并聯(lián)常關(guān)氣動閥，當(dāng)這兩個閥門收到安全驅(qū)動信號時，它們就會自動打開.這時，由于熱交換器和反應(yīng)堆之間存在著位差和溫差，因此氣動閥打開后將導(dǎo)致反應(yīng)堆RCS的自然循環(huán)流，其方向與主泵產(chǎn)生的強制流方向相同.主泵脫扣前，能同時為熱交換器提供強制流;主泵停止后，反應(yīng)堆的衰變熱繼續(xù)由自然循環(huán)方式傳至換料水箱.

當(dāng)熱交換器運行一段時間后，換料水箱內(nèi)的水達到飽和溫度，箱內(nèi)產(chǎn)生的蒸汽進入鋼制安全殼內(nèi)，并由安全殼的壁面進行冷卻.冷凝水沿鋼殼內(nèi)壁向下流，最終由集水槽收集，并引回換料水箱內(nèi)，繼續(xù)作為熱交換器的冷卻介質(zhì).鋼安全殼外壁由非能動安全殼冷卻系統(tǒng)噴灑水形成的水膜和安全殼外自然對流的空氣進行冷卻，最后將反應(yīng)堆的衰變熱排入最終熱阱——大氣.

非能動余熱排出子系統(tǒng)只在一回路RCS沒有嚴(yán)重喪失的情況下（CMT的低2水位之上）才能發(fā)揮其作用，否則就失去了自然循環(huán)的動力.相對于傳統(tǒng)壓水堆，AP1000的應(yīng)急堆芯余熱導(dǎo)出子系統(tǒng)是一個新增設(shè)的系統(tǒng)，正是這個子系統(tǒng)彌補了傳統(tǒng)壓水堆余熱導(dǎo)出手段的不足.當(dāng)發(fā)生非冷卻劑嚴(yán)重喪失事故時，如果AP1000的啟動給水系統(tǒng)不可用，則應(yīng)急堆芯余熱導(dǎo)出子系統(tǒng)將自動投運，并最終將反應(yīng)堆熱量通過鋼制安全殼排向大氣.

1.2 非能動安全注水系統(tǒng)及安全殼內(nèi)pH控制系統(tǒng)

該系統(tǒng)主要由兩個CMT，兩個ACC，一個IRWST，以及相應(yīng)的管道和閥門組成.CMT位于安全殼內(nèi)，其位置稍高于RCS主泵［1］.當(dāng)反應(yīng)堆正常運行時，箱內(nèi)充滿濃度較高（約3 400 PPM）且低溫的含硼水.每臺CMT的入口壓力平衡管上裝有一個常開電動閥，使入口管與RCS的冷段連接.壓力平衡管線正常運行時是連通的，以保持CMT內(nèi)的壓力等于RCS壓力，從而避免在CMT安全注水時發(fā)生水錘現(xiàn)象.每臺CMT出口的注射管上裝有兩個并聯(lián)的常關(guān)氣動隔離閥和兩個串聯(lián)的逆止閥，使出口管經(jīng)壓力容器直接與反應(yīng)堆壓力容器相接.當(dāng)CMT接收到動作信號時，出口管上兩個常關(guān)的氣動隔離閥會自動開啟，使CMT以水循環(huán)注射或者蒸汽補償注射的方法向一回路注入濃硼酸.

兩個ACC同樣位于安全殼內(nèi)，充有含硼水（約2 600 PPM），其氣腔由壓縮氮氣加壓（約4.9 MPa），當(dāng)一回路壓力低于ACC的壓力時，就可以實現(xiàn)快速注射.ACC的出口管上裝有一個常開的電動隔離閥和兩個串聯(lián)的止回閥，使出口管與反應(yīng)堆壓力容器的直接注射管相接.IRWST的位置略高于一回路主管道，箱內(nèi)充滿2 100 m3濃度為2 600 PPM左右的硼酸.每個系列的注射管上各有一個常開的電動閥、兩個并聯(lián)的止回閥和兩個并聯(lián)的爆破閥.其中，爆破閥根據(jù)自動卸壓系統(tǒng)第4級閥門的動作信號自動開關(guān)，只有在RCS完全卸壓后，才能實現(xiàn)換料水箱的重力注射.

安全注水子系統(tǒng)的順利運行還需要自動卸壓系統(tǒng)（ADS）的輔助.在整個安全注水系統(tǒng)中，CMT是借助重力和密度差作為其安全注水的驅(qū)動力，而ACC是利用壓縮氣體（即加壓的氮氣）作為驅(qū)動力，IRWST則是利用重力作驅(qū)動力.因此，AP1000的安全注水子系統(tǒng)的驅(qū)動力采用了非能動的自然力，并且取消了安全級的交流電源，采用了可由蓄電池供電的1E級的直流電源.安全殼內(nèi)pH控制子系統(tǒng)的主要設(shè)備是pH控制籃筐，其布置高度低于事故后最低的淹沒水位，當(dāng)淹沒水位達到籃筐高度時，即形成非能動的化學(xué)物添加.

2 非能動堆芯冷卻系統(tǒng)仿真

本文基于虛擬集散控制系統(tǒng)P3DCS平臺，對反映非能動堆芯冷卻系統(tǒng)工藝流程的監(jiān)控界面，以及安全系統(tǒng)動作的觸發(fā)邏輯進行了仿真，并設(shè)置了調(diào)試面板，形成了一種可調(diào)試的檢驗觸發(fā)邏輯正確性的驗證手段.

2.1 非能動余熱排出系統(tǒng)

非能動余熱排出系統(tǒng)的監(jiān)控界面見圖1.

圖1 虛擬P3DCS平臺非能動余熱排出系統(tǒng)監(jiān)控組態(tài)界面

圖1中，兩個并聯(lián)的常關(guān)氣動閥FO是打開的，這表示余熱排出熱交換器可以非能動地排出堆芯熱量.

滿足下列任一條件，均能使非能動的余熱排出熱交換器投入運行［2］.

（1）CMT注入信號;

（2）第一級降壓閥門（ADS）觸發(fā)信號;

（3）蒸汽發(fā)生器寬量程低水位;

（4）蒸汽發(fā)生器窄量程低水位與啟動給水低流量相符;

（5）穩(wěn)壓器高－3水位;

（6）手動觸發(fā).

同時，上述任一條件也將開啟非能動的余熱排出下泄隔離閥，關(guān)閉IRWST的水槽隔離閥，并向入口隔離閥發(fā)送一個開啟確認信號.其中，條件（3）由任一臺蒸汽發(fā)生器寬量程水位低于低整定值的4取2符合信號產(chǎn)生.條件（4）由蒸汽發(fā)生器窄量程水位低于低整定值4取2信號，并經(jīng)過一段預(yù)置時間延遲后，與相應(yīng)的蒸汽發(fā)生器啟動給水低流量相符.而且兩臺蒸汽發(fā)生器都有這樣的功能.條件（5）由穩(wěn)壓器水位高于高－3整定值4取2產(chǎn)生.當(dāng)反應(yīng)堆RCS的壓力低于P－12整定值時，可以手動閉鎖該功能，并在電廠冷態(tài)時允許穩(wěn)壓器液體處于密實化狀態(tài).除了能夠觸發(fā)非能動的余熱排熱交換器外，條件（5）還可以閉鎖穩(wěn)壓器的加熱器.

條件（6）包括兩個自復(fù)位開關(guān).手動觸發(fā)任一開關(guān)都能使非能動的余熱排出熱交換器投入運行，以排出堆芯熱量.

非能動的余熱排出熱交換器的投入觸發(fā)邏輯組態(tài)仿真見圖2.系統(tǒng)中，輸出的非能動余熱排出熱交換器的運行信號，通過實時數(shù)據(jù)庫的連接，將打開圖1中的兩個并聯(lián)常關(guān)氣動閥門FO，從而形成一個非能動的堆芯余熱排出過程.

2.2 非能動安全注水系統(tǒng)

非能動安全注水系統(tǒng)的監(jiān)控畫面如圖3所示.其中，4級降壓閥門（ADS）堆芯補水箱的兩個并聯(lián)常關(guān)氣動閥FO是打開的，這表示CMT可以非能動地將硼水注入堆芯，以控制其負反應(yīng)性.

圖2 非能動余熱排出熱交換器的投入觸發(fā)邏輯仿真

圖3 非能動安全注水系統(tǒng)監(jiān)控組態(tài)界面

非能動安全注水系統(tǒng)觸發(fā)邏輯包括CMT注入邏輯、ACC注入邏輯、IRWST注入邏輯，以及與這些邏輯相關(guān)的自動降壓系統(tǒng).其中，自動降壓系統(tǒng)觸發(fā)邏輯仿真如圖4所示.

第1，2，3級ADS的卸壓可以確保ACC向一回路安全注水，而第4級ADS的卸壓可以保證將IRWST中的硼酸注入一回路［2］.滿足以下任一條件，可以產(chǎn)生第一級ADS的觸發(fā)信號.

（1）CMT注入觸發(fā)信號與任一臺CMT的4個序列水位中的2個水位低于低－1（78.5%）的整定值信號相符;

（2）長期喪失交流電源（1E級蓄電池充電器低輸入電壓）;

（3）手動觸發(fā).

圖4 非能動安全注水系統(tǒng)降壓觸發(fā)邏輯仿真

ADS按次序開啟4級并聯(lián)閥門.其中，前3級ADS各由兩條并行管線組成，每條管線包含一個隔離閥和一個卸壓閥.前3級管線系統(tǒng)和穩(wěn)壓器相連，并向IRWST排放.第4級管線系統(tǒng)與RCS熱管段相連，向安全殼內(nèi)排放.

在第1級降壓閥開啟后，經(jīng)過一個設(shè)定時間的延遲，第2級隔離閥才開啟.與第1級相同，在第2級隔離閥開啟后，經(jīng)過一個設(shè)定時間的延遲，開啟第3級ADS降壓閥.將第2級降壓閥的觸發(fā)信號和第1級的降壓觸發(fā)信號聯(lián)鎖，使第1級觸發(fā)信號產(chǎn)生后才能觸發(fā)第2級，第3級的觸發(fā)可以此類推.

第4級ADS包括4條管線，每條管線由一個常開隔離閥和一個降壓閥組成.在第3級降壓閥開啟后，經(jīng)過一個設(shè)定時間的延遲，當(dāng)CMT與低－2（20%）水位和RCS低壓力信號相符時，則觸發(fā)第4級ADS，這一系列的動作為RCS提供了可控的降壓過程.除了啟動可控的降壓過程外，第4級ADS觸發(fā)信號也向IRWST發(fā)送了一個觸發(fā)信號.

第4級ADS可以通過手動觸發(fā).手動觸發(fā)信號起初被聯(lián)鎖，以防止誤觸發(fā)，只有當(dāng)反應(yīng)堆RCS系統(tǒng)壓力已降至預(yù)置整定值以下，或當(dāng)產(chǎn)生第1，第2，第3級閥門打開順序的信號時才能觸發(fā).

3 結(jié)語

本文通過對AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)的分析和仿真，以及操作測試面板的設(shè)置和組態(tài)，建立了對非能動余熱排出系統(tǒng)和非能動安全注水系統(tǒng)的觸發(fā)邏輯的測試驗證方法，為非能動安全系統(tǒng)進一步的集成調(diào)試驗證奠定了基礎(chǔ).

［1］林誠格.非能動安全先進核電廠AP1000［M］.北京：原子能出版社，2008：395-423.

［2］歐陽予.世界核電技術(shù)發(fā)展趨勢及第三代核電技術(shù)的定位［J］.發(fā)電設(shè)備，2007（5）：325-331.

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［4］林誠格.IVR其在大功率壓水堆的應(yīng)用［M］.北京：中國電力出版社，2007：257-591.

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（編輯白林雪）