王甲強(qiáng)，魏光軍

（山東核電有限公司，山東 煙臺(tái) 265116）

AP1000非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)瞬態(tài)工況分析

王甲強(qiáng)，魏光軍

（山東核電有限公司，山東 煙臺(tái) 265116）

非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)（PRHR）作為AP1000非LOCA情況下帶走堆芯熱量的安全手段，其設(shè)備可靠性對(duì)電廠安全和經(jīng)濟(jì)性極為重要，文章主要介紹PRHR結(jié)構(gòu)上的薄弱部分和在整個(gè)壽期的瞬態(tài)發(fā)生頻度，分析了溫度瞬態(tài)、流量瞬態(tài)等情況，為電廠的運(yùn)行、維修和役檢提供參考。

非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)；瞬態(tài)；運(yùn)行；維修；役檢

AP1000以非能動(dòng)系統(tǒng)取代以往壓水堆核電廠能動(dòng)設(shè)計(jì)。應(yīng)急堆芯余熱排出系統(tǒng)（PRHR）是非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)（PXS）的組成部分之一。非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)PRHR負(fù)責(zé)在瞬態(tài)、事故或任何正常熱量排出方式喪失時(shí)提供堆芯衰變熱排出。該熱量排出功能適用于包括停堆工況在內(nèi)的反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)的各種工況。

非LOCA事件，通過(guò)蒸汽發(fā)生器排出堆芯衰變熱的能喪失時(shí)，PRHR自動(dòng)動(dòng)作以提供冷卻，并防止水通過(guò)穩(wěn)壓器安全閥釋放，換熱器將熱量傳至安全殼內(nèi)換料水箱IRWST后，加熱水箱內(nèi)的水，隨后水沸騰蒸發(fā)，被安全殼冷凝，并依靠重力向下進(jìn)入收集槽返回IRWST。PRHR能夠在36 h內(nèi)將反應(yīng)堆冷卻劑降至216 ℃的安全停堆狀態(tài)，為啟動(dòng)正常余熱導(dǎo)出系統(tǒng)提供了條件。在SGTR事件中，PRHR排出堆芯衰變熱并降低

RCS壓力和溫度，平衡蒸汽發(fā)生器壓力，并最終終結(jié)破口流量,使SG不發(fā)生滿溢。

1 非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)

1.1 系統(tǒng)布置

系統(tǒng)的主要設(shè)備有非能動(dòng)余熱導(dǎo)出熱交換器和相應(yīng)的管道、閥門(mén)、儀表。非能動(dòng)余熱導(dǎo)出熱交換器布置在IRWST內(nèi)，換料水箱作為PRHR HX的熱阱。

熱交換器由一組C形傳熱管組成，傳熱管的兩頭分別連接在管板的頂部（入口）和底部（出口）。PRHR HX入口管線從冷卻劑回路熱管段的頂部引出（通過(guò)第四級(jí)自動(dòng)卸壓管線的一條），并經(jīng)過(guò)一個(gè)最高點(diǎn)連接到熱交換器管道入口部分，出口與SG冷腔室相連（反應(yīng)堆冷卻劑泵吸入口）。PRHR HX在設(shè)計(jì)上具有足夠的導(dǎo)熱能力，在發(fā)生喪失主給水或主給水管線破裂的情況下，與SG內(nèi)可用的水裝量共同作用，為RCS提供足夠的冷卻，冷卻劑通過(guò)穩(wěn)壓器安全閥向外泄漏。PRHR HX的流量、出入口管線水溫都有指示和報(bào)警。若需要，操縱員可以根據(jù)技術(shù)規(guī)格書(shū)要求或者按照應(yīng)急響應(yīng)規(guī)程控制PRHR HX的運(yùn)行。

PRHR HX入口管線的電動(dòng)閥是常開(kāi)的，出口管線上有兩個(gè)并列的常關(guān)氣動(dòng)閥，在喪失空氣壓力或有控制信號(hào)動(dòng)作時(shí)打開(kāi)。這種布置可以保證其在主回路壓力下充滿冷卻水，且熱交換器內(nèi)水溫與IRWST內(nèi)水溫相同，這樣可以確保在核電廠運(yùn)行期間熱力驅(qū)動(dòng)頭的建立和保持。

熱交換器高出反應(yīng)堆冷卻劑回路，以便在主泵不可用時(shí)通過(guò)熱交換器建立自然循環(huán)流動(dòng)。PRHR HX管道的布置允許其在主泵運(yùn)行時(shí)使用。當(dāng)Ⅰ環(huán)路主泵運(yùn)行時(shí)，在熱交換器中產(chǎn)生與自然循環(huán)流動(dòng)方向相同的強(qiáng)迫流動(dòng)。如果泵在運(yùn)行隨后停止，自然循環(huán)仍能繼續(xù)提供驅(qū)動(dòng)壓頭。

1.2 換熱器結(jié)構(gòu)及薄弱環(huán)節(jié)分析

PRHR HX結(jié)構(gòu)簡(jiǎn)材料為因科鎳690制造，共有689根，允許約有8%（55根）的堵管率。PRHR HX位于IRWST中，C形管淹沒(méi)在IRWST液面以下。PRHR HX是A級(jí)設(shè)備，滿足抗震Ⅰ類要求。

進(jìn)出口管與上下封頭的進(jìn)出口接管焊接連接，傳熱管與管板的連接采用全深度液壓脹并在一次側(cè)焊接和二次側(cè)機(jī)械脹的方法，上下封頭與管板為焊接連接，人孔為法蘭密封。出口管與蒸汽發(fā)生器下封頭為焊接連接，進(jìn)口管與ADS四級(jí)共用接管，并進(jìn)行焊接連接。由此可見(jiàn)，傳熱管與管板連接處存在泄漏風(fēng)險(xiǎn)，出口管與SG接管焊接處、進(jìn)出口管與上下封頭的焊接連接處都屬于薄弱環(huán)節(jié)。技術(shù)規(guī)格書(shū)對(duì)PRHR HX泄漏的限值為1.89 m3/d。

在制造過(guò)程中，對(duì)于傳熱管和管板的焊縫要進(jìn)行目視、液體滲透監(jiān)測(cè)、氦氣檢漏、渦流100%檢測(cè)。其余焊縫進(jìn)行目視、液體滲透、渦流檢測(cè)、射線檢測(cè)多種方式進(jìn)行檢查和驗(yàn)收。另外還要制作相應(yīng)的焊接見(jiàn)證件來(lái)進(jìn)行有損檢測(cè)，來(lái)保證焊縫的質(zhì)量。

2 PRHR瞬態(tài)分析

在設(shè)備瞬態(tài)分析中，定義瞬態(tài)時(shí)，僅考慮60年壽期可能發(fā)生的事件，其設(shè)計(jì)瞬態(tài)指溫度、壓力流量與時(shí)間的關(guān)系。由于PRHR與RCS系統(tǒng)相連，因此其壓力瞬態(tài)與RCS的壓力瞬態(tài)一致，此處不再加以介紹。

瞬態(tài)工況包括正常、異常、事故、故障以及試驗(yàn)這些電廠狀態(tài)。PXS系統(tǒng)試驗(yàn)包含在正常工況中。PXS閥門(mén)的意外打開(kāi)和PXS系統(tǒng)管線/設(shè)備的泄漏包括在異常工況中。

由于PRHR HX正常是暴露在RCS系統(tǒng)壓力下的，因此，要承受RCS壓力在整個(gè)不同的RCS瞬態(tài)下的壓力變化。對(duì)于非PXS觸發(fā)情況，設(shè)備僅經(jīng)受RCS壓力瞬態(tài)。

PXS設(shè)備初始條件可以在有限的范圍變化。每個(gè)設(shè)計(jì)瞬態(tài)的初始條件選擇都使瞬態(tài)嚴(yán)重性最大化。

2.1 前提條件

功率運(yùn)行、加熱、冷卻工況下，非能動(dòng)余熱換熱器（PRHR HX）是維持在RCS壓力下的。因此PRHR HX承受所有的壓力瞬態(tài)。ADS是否觸發(fā)，HX瞬態(tài)情況也會(huì)有所不同。對(duì)于ADS沒(méi)有觸發(fā)，PRHR運(yùn)行時(shí)間有限，此期間IRWST經(jīng)歷有限的加熱，安全殼工況維持正常。當(dāng)HX隔離后，HX管線中流量停止，SG管嘴中的水溫由于來(lái)自SG的熱浸泡而升高。對(duì)于ADS觸發(fā)工況，

HX會(huì)隨著RCS降壓，經(jīng)過(guò)長(zhǎng)時(shí)間，最終會(huì)與RCS/安全殼的工況平衡。無(wú)論哪種瞬態(tài)，都有以下的假設(shè)。

1）假設(shè)當(dāng)PRHR觸發(fā)后，入口溫度會(huì)逐步升高到RCS熱腿溫度。異常和事故工況下，初始溫度在21～49 ℃。核電廠故障狀態(tài)下，為10～49 ℃。假設(shè)PRHR HX入口管的水溫與熱腿溫度相同。

2）假設(shè)PRHR HX觸發(fā)后，入口溫度跟隨熱腿溫度。

3）出口溫度快速上升到PRHR HX能產(chǎn)生的溫度，該溫度在自然循環(huán)情況下約為95 ℃，主泵運(yùn)行時(shí)為149 ℃。

注意：如果主泵在運(yùn)行，RCS冷卻會(huì)根據(jù)Tcold信號(hào)引起安注。該信號(hào)觸發(fā)CMT，并停運(yùn)主泵。最終出口溫度會(huì)從10 ℃到149 ℃再到95 ℃的階躍變化。在149 ℃下的時(shí)間約為1 min。

對(duì)于PRHR 觸發(fā)而ADS沒(méi)有觸發(fā)時(shí)，PRHR在30 min內(nèi)隔離，并回到正常備用狀態(tài)。PRHR HX很快與IRWST達(dá)到平衡。對(duì)于PRHR運(yùn)行較長(zhǎng)時(shí)間的，IRWST會(huì)被加熱，此時(shí)RNS用來(lái)慢慢冷卻IRWST，此時(shí)假設(shè)HX會(huì)隨著IRWST冷卻。

2.2 瞬態(tài)工況討論

西屋公司對(duì)PRHR在各種瞬態(tài)工況下PRHR運(yùn)行情況進(jìn)行了計(jì)算分析。以下按正常、異常、事故、電廠故障4種工況，介紹各種瞬態(tài)的發(fā)生次數(shù)、初始條件，溫度、流量隨時(shí)間變化。

文中提到的入口管溫度為從RCS一環(huán)路熱腿到PRHR HX的入口管間的流體溫度。PRHR HX的溫度為PRHR HX入口至出口控制閥V109間的管線間的流體溫度。出口管線流體溫度為HX出口控制閥V109至SG 1下腔室之間管線溫度。

2.2.1 正常工況下的設(shè)備瞬態(tài)

正常工況（normal condition）指除了異常、應(yīng)急、故障工況之外，系統(tǒng)啟動(dòng)、設(shè)計(jì)功率范圍內(nèi)的運(yùn)行、熱備用和系統(tǒng)停運(yùn)。試驗(yàn)壓力不大于設(shè)備設(shè)計(jì)壓力的試驗(yàn)作為正常工況下的瞬態(tài)。

1）PRHR HX監(jiān)督試驗(yàn)（見(jiàn)圖1）

本實(shí)驗(yàn)設(shè)計(jì)上每10年在核電廠冷停堆時(shí)試驗(yàn)一次，整個(gè)壽期的試驗(yàn)次數(shù)為10次。實(shí)驗(yàn)時(shí)RCS溫度大于176 ℃，RCS壓力維持在10.34 MPa，IRWST溫度為10 ℃。

通過(guò)打開(kāi)出口隔離閥來(lái)試驗(yàn)換熱器性能。由于HX所在回路的主泵在運(yùn)行，因此PRHR在強(qiáng)迫流動(dòng)下運(yùn)行。假設(shè)初始溫度10 ℃，然后經(jīng)歷182 ℃的水進(jìn)入入口封頭。試驗(yàn)持續(xù)至HX達(dá)到穩(wěn)定狀態(tài)，參數(shù)測(cè)量完畢。保守估計(jì)約15 min。

圖1 PRHR HX監(jiān)督試驗(yàn)Fig.1 Surveillance test for PRHR HX

計(jì)算結(jié)果如圖1所示，閥門(mén)打開(kāi)后即建立穩(wěn)定流量，流過(guò)流量為340 kg/s，入口管線溫度從初始的182 ℃最終下降到113 ℃，即最終將RCS降溫到69 ℃。換熱器溫度從初始10 ℃迅速被加熱到135 ℃，在將熱量傳遞給IRWST的過(guò)程中，溫度下降至實(shí)驗(yàn)結(jié)束時(shí)的91 ℃。出口管流體溫度從無(wú)流量時(shí)的182 ℃迅速降至有流量時(shí)的10 ℃，這是因?yàn)榱髁繉Q熱器中原有的冷水排至出口管造成的，隨后逐漸上升至HX相同的溫度，后面所有的瞬態(tài)中都存在這個(gè)現(xiàn)象。實(shí)驗(yàn)結(jié)束后，出口管流體溫度又被加熱至RCS溫度。整個(gè)過(guò)程中換熱器中為穩(wěn)定的強(qiáng)迫循環(huán)流動(dòng)。

2） PHHR HX啟動(dòng)功能性試驗(yàn)（見(jiàn)圖2）

在電廠啟動(dòng)時(shí)，需進(jìn)行PRHR HX熱導(dǎo)出性能試驗(yàn)。該試驗(yàn)在電廠壽期內(nèi)預(yù)計(jì)發(fā)生5次。試驗(yàn)前，保持主泵運(yùn)行穩(wěn)定，熱腿和冷腿溫度不小于288 ℃，RCS壓力在15.17 MPa，安全殼溫度穩(wěn)定，IRWST液位在正常范圍內(nèi)，計(jì)算選擇為10 ℃。通過(guò)打開(kāi)PRHR出口閥，觸發(fā)所有主泵停運(yùn)后，PRHR運(yùn)行，直至熱腿溫度不大于204 ℃終止試驗(yàn)。

計(jì)算結(jié)果如圖2所示，初始溫度入口管為292 ℃，換熱器為10 ℃。試驗(yàn)過(guò)程中，入口溫度從最初292℃逐步下降至199 ℃。在61 s建立流量后，PRHR HX溫度從10 ℃迅速升至164 ℃，后緩慢上升，隨后逐漸下降至148℃。出口管流體溫

度由開(kāi)始的RCS溫度292 ℃流量建立后迅速下降至10 ℃，然后逐步與換熱器溫度一致，試驗(yàn)結(jié)束后，出口管流體被加熱至RCS溫度199 ℃。由此可見(jiàn)，該試驗(yàn)在試驗(yàn)開(kāi)始的1 min和結(jié)束時(shí)對(duì)設(shè)備造成的溫度瞬態(tài)最大。

圖2 PHHR HX啟動(dòng)功能性試驗(yàn)Fig.2 Startup functional test for PRHR HX

2.2.2 異常工況下的設(shè)備瞬態(tài)

異常工況（upset condition）指偏離正常工況的在設(shè)計(jì)壽期內(nèi)預(yù)期會(huì)經(jīng)常發(fā)生，對(duì)設(shè)備的運(yùn)行性無(wú)損害的工況。包括由單一操縱員錯(cuò)誤或者控制故障導(dǎo)致的瞬態(tài)。這些瞬態(tài)不會(huì)導(dǎo)致強(qiáng)制大修和任何機(jī)械損壞。

1）滿功率停堆且S信號(hào)觸發(fā)PRHR（見(jiàn)圖3）

該事件預(yù)計(jì)在整個(gè)堆芯壽期內(nèi)發(fā)生20次，假設(shè)初始功率為102%滿功率時(shí)，RCS熱腿溫度為322 ℃，冷腿溫度為279 ℃，IRWST溫度為21 ℃。

圖3 滿功率停堆且S信號(hào)觸發(fā)PRHRFig.3 Reactor trip at full power and actuation of PRHR by S signal

反應(yīng)堆停堆，S信號(hào)觸發(fā)導(dǎo)致PRHR HX觸發(fā)，延時(shí)約30 s后，主泵停運(yùn)，主泵惰轉(zhuǎn)結(jié)束后，PRHR HX為自然循環(huán)。

計(jì)算結(jié)果如圖3所示，瞬態(tài)過(guò)程中，在第16 s時(shí)，PRHR出現(xiàn)流量294 kg/s，22 s時(shí)流量達(dá)到最大，113 s時(shí)開(kāi)始下降，150 s時(shí)降至91 kg/s，30 min后流量終止。入口溫度由于PRHR熱導(dǎo)出作用而逐漸下降。流量建立后，HX溫度從初始21 ℃迅速上升至192 ℃，隨后逐漸下降。出口管流體溫度開(kāi)始279 ℃略微上升后，由于流量帶出初始積存在HX中的冷卻劑而導(dǎo)致快速下降至21 ℃，隨后與HX溫度一致。

其他異常瞬態(tài)如PRHR誤觸發(fā)和控制棒落棒伴隨停堆和S信號(hào)觸發(fā)該瞬態(tài)分析結(jié)果類似。

2）給水流量過(guò)大（見(jiàn)圖4）

該事件在整個(gè)核電廠壽期發(fā)生30次，屬于所有瞬態(tài)中發(fā)生頻率最高的一個(gè)事件。初始狀態(tài)為熱態(tài)零功率，RCS溫度為292 ℃，IRWST溫度為21 ℃。

圖4 給水流量過(guò)大Fig.4 Excess feedwater flow

由于給水流量過(guò)大，造成一回路過(guò)冷，RCS溫度下降，在53 s左右，冷腿溫度低至263 ℃觸發(fā)CMT，PRHR動(dòng)作。整個(gè)過(guò)程與前面滿功率時(shí)停堆觸發(fā)S信號(hào)類似，溫度瞬態(tài)沒(méi)有滿功率跳堆時(shí)變化劇烈。

3）RCS意外降壓（見(jiàn)圖5）

該事件在整個(gè)壽期中預(yù)計(jì)發(fā)生20次。事件后果包括一個(gè)穩(wěn)壓器安全閥打開(kāi)和小LOCA事件。瞬態(tài)發(fā)生前，RCS溫度為292 ℃，IRWST溫度為21 ℃。

圖5 RCS意外降壓Fig.5 RCS inadvertent depressurization

瞬態(tài)發(fā)生后，CMT觸發(fā)，PRHR逐漸建立自然循環(huán)流量，但由于RCS壓力下降帶走了堆芯的熱量，使得自然循環(huán)的能力間歇性下降。入口溫度隨著冷卻劑的降溫逐步下降。由于自然循環(huán)流量較低，換熱器的溫度也較低，最高時(shí)達(dá)到106 ℃。但由于流量時(shí)斷時(shí)續(xù)，造成換熱器溫度不斷上下波動(dòng)。

4）失去交流電源，自然循環(huán)（見(jiàn)圖6）

當(dāng)失去廠外電源時(shí)，同時(shí)無(wú)場(chǎng)內(nèi)交流電源，此時(shí)核電廠依賴自然循環(huán)冷卻。預(yù)計(jì)該事件在整個(gè)壽期發(fā)生次數(shù)為10次。瞬態(tài)發(fā)生前為滿功率運(yùn)行，冷卻劑溫度為323 ℃，IRWST溫度為21 ℃。

圖6 失去交流電源，自然循環(huán)Fig.6 Loss of AC power, and natural circulation

該瞬態(tài)假設(shè)失去所有交流電源后，失去SG給水。在啟動(dòng)給水啟動(dòng)前或PRHR啟動(dòng)前，依靠SG大氣釋放閥或安全閥已經(jīng)使電廠系統(tǒng)處于穩(wěn)定狀態(tài)。在1 918 s時(shí)，PRHR觸發(fā)。HX溫度由21℃被加熱至最高132 ℃后逐步穩(wěn)定。溫度波動(dòng)較大的地方為出口管線流量初始建立時(shí)，由于初始存在于換熱器中的冷水被帶到出口管，造成RCS溫度299 ℃迅速降至21 ℃。

2.2.3 應(yīng)急工況下的設(shè)備瞬態(tài)

應(yīng)急工況（emergency condition）指偏離正常工況，要求停堆來(lái)糾正或者修理?yè)p壞的系統(tǒng)。

蒸汽管線小破口在整個(gè)壽期中發(fā)生5次，瞬態(tài)發(fā)生初始條件為熱態(tài)零功率，RCS溫度為292 ℃，IRWST溫度為10 ℃。

瞬態(tài)結(jié)果如圖7所示，在約30 min時(shí)，PRHR出現(xiàn)流量，但流量很小，使得HX溫度變化較小，溫度最高升至44 ℃。出口管流體溫度由241 ℃迅速降到10 ℃，隨后緩慢回升至44 ℃，最終隨著流量的穩(wěn)定，溫度波動(dòng)變小。

圖7 蒸汽管線小破口Fig.7 Small break of steam line

2.2.4 核電廠故障工況下的瞬態(tài)

故障工況是指極端低概率假想事故的組合，其后果是核能系統(tǒng)的完整性和可運(yùn)行性受到損害，從而需要考慮公眾健康和安全。這種考慮要求遵守管理當(dāng)局要求的安全準(zhǔn)則。

1）蒸汽管線大破口（見(jiàn)圖8）

該事故設(shè)計(jì)上只在壽期內(nèi)發(fā)生1次。發(fā)生大蒸汽管線破口時(shí)，反應(yīng)堆處于熱態(tài)零功率，RCS溫度為292 ℃，IRWST為10 ℃。

事故發(fā)生后，在11 s時(shí)PRHR出現(xiàn)流量，在18 s時(shí)達(dá)到最大，隨后逐漸減小。換熱器溫度在流量產(chǎn)生后逐漸升高，在29 s時(shí)達(dá)到最高148 ℃，隨后逐步隨流量減小降低。出口管線溫度在流量建立后，從初始的292 ℃迅速降到10 ℃，低溫下保持短暫的9 s

后，隨后與換熱器流體溫度一致。

圖8 蒸汽管線大破口Fig.8 Large break of steam line

由于PRHR與RCS相連，因此其壓力瞬態(tài)與RCS系統(tǒng)壓力瞬態(tài)一致。

2）給水管線大破口（見(jiàn)圖9）

該事故在整個(gè)壽期內(nèi)發(fā)生1次。事故發(fā)生時(shí)堆芯處于滿功率，IRWST水溫為10 ℃。事故發(fā)生后，在37 s PRHR出現(xiàn)流量，整個(gè)瞬態(tài)的溫度和流量趨勢(shì)與蒸汽管線大破口類似，流量比蒸汽管線大破口時(shí)小，因此整個(gè)瞬態(tài)溫度變化較小。

圖9 給水管線大破口Fig.9 Large break of feed water line

3 結(jié)論

通過(guò)上述各種瞬態(tài)工況的計(jì)算結(jié)果可以得知以下結(jié)論:

1）上述分析中將PRHR HX的溫度作為一個(gè)均勻溫度點(diǎn)來(lái)進(jìn)行分析，實(shí)際上由于PRHR HX本身具有相當(dāng)高的尺寸，且與IRWST溫度一致，因此冷卻劑進(jìn)入傳熱管后上下封頭、管板、傳熱管要經(jīng)歷10～40 ℃上升至大于300 ℃的瞬態(tài)，在瞬態(tài)中還存在自然循環(huán)時(shí)斷時(shí)續(xù)的情況發(fā)生，PRHR HX的進(jìn)出口管板與傳熱管連接處要承受大的熱應(yīng)力。

2）溫度瞬態(tài)變化最大的是出口管線，由于出口管線初始無(wú)流量時(shí)為RCS冷腿溫度。當(dāng)流量建立時(shí)，換熱器內(nèi)原來(lái)積存的冷水被流量推至出口，造成出口管在幾秒鐘時(shí)間內(nèi)承受IRWST溫度相同的低溫流體，溫差高達(dá)200 ℃以上，隨后又經(jīng)歷高溫流體對(duì)管線的加熱，對(duì)設(shè)備造成極大熱沖擊，更加容易產(chǎn)生熱疲勞。

3）作為系統(tǒng)工程師和設(shè)備工程師應(yīng)密切關(guān)注針對(duì)PRHR相關(guān)的預(yù)防性維修和在役檢測(cè)的結(jié)果，并進(jìn)行趨勢(shì)性分析，及時(shí)發(fā)現(xiàn)異?，F(xiàn)象，確保核電廠的安全運(yùn)行。

4）由于焊縫處為薄弱環(huán)節(jié)，在制造過(guò)程中也進(jìn)行了嚴(yán)格的檢測(cè)。在后續(xù)的預(yù)防性維修中應(yīng)進(jìn)行目視檢查、以及上下封頭與管板、管板與傳熱管、進(jìn)出口接管的各焊縫連接進(jìn)行除渦流檢測(cè)等在役檢查項(xiàng)目。

5）PRHR承受著內(nèi)外15.4 MPa左右的壓差，在交替熱應(yīng)力作用下，極易發(fā)生熱疲勞斷裂。因此如果PRHR觸發(fā)后，在恢復(fù)系統(tǒng)運(yùn)行前應(yīng)對(duì)換熱器按照制造驗(yàn)收的檢查手段包括目視、液體滲透、渦流檢測(cè)、射線檢測(cè)、氦氣檢漏等方式進(jìn)行全方位檢測(cè)。如有必要還應(yīng)請(qǐng)?jiān)O(shè)計(jì)院進(jìn)行熱疲勞程度進(jìn)行分析計(jì)算。

6）瞬態(tài)在整個(gè)堆芯60年壽期內(nèi)允許發(fā)生的次數(shù)是有限的。PRHR的傳熱管是不可更換的，只能進(jìn)行堵管。在機(jī)組調(diào)試過(guò)程中一回路水質(zhì)、IRWST水質(zhì)應(yīng)嚴(yán)格滿足要求，避免PRHR傳熱管損壞、腐蝕現(xiàn)象發(fā)生。

7）PRHR HX安裝就位后，現(xiàn)場(chǎng)貯存應(yīng)滿足設(shè)備的現(xiàn)場(chǎng)存儲(chǔ)要求，并形成記錄，作為設(shè)備維護(hù)的參考依據(jù)。

[1] 山東海陽(yáng)核電廠一期工程1&2號(hào)機(jī)組PSAR，15章.（PSAR for Unit 1 & 2 of Shandong Haiyang NPP, Chapter 15.）

Analysis of Transients in Passive Residual Heat Removal System in AP1000

WANG Jia-qiang，WEI Guang-jun
（Shandong Nuclear Power Co.，Ltd.，Yantai of Shandong Prov. 265116，China）

In AP1000 design, the passive residual heat removal system (PRHR) is a safety system for removing core residual heat in non-LOCA accidents. Its reliability is very important to plant safety and economics. This paper focuses on the PRHR structure and temperature，flow transients and frequency in order to provide suggestion for plant operation, maintenance and in-service inspection.

passive residual heat removal system；transient；operation；maintenance；in-service inspection

TL38 Article character：A Article ID：1674-1617(2014)01-0036-06

TL38

A

1674-1617(2014)01-0036-06

2013-08-09

王甲強(qiáng)（1979—），男，山東聊城人，工程師，從事反應(yīng)堆運(yùn)行和系統(tǒng)技術(shù)工作。