压水堆核电厂乏燃料水池控制系统改进设计
时间：2022-12-08 22:50:02 来源：雅意学习网 本文已影响 人 
穆昌洪，方 郁，牛新祥，齐宇博
（中广核研究院有限公司，广东 深圳 518000）
压水堆核电厂乏燃料水池是乏燃料组件储存、冷却、检查、修复、运输等水下操作的场地。压水堆核电厂的乏燃料在移出堆芯后仍具有很高的放射性和衰变热，需要在乏燃料水池中长期贮存。因此，对于核电厂而言，乏燃料的贮存安全是无法回避的重要问题。
某1000MW压水堆核电厂反应堆与乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）具有两个冷却回路[1]，每个冷却回路由一台冷却泵和一台管壳式热交换器组成，通过冷却回路排出已辐照燃料组件所释放的衰变热，并在反应堆冷却剂回路（RCP）开启后，在余热排出系统（RRA）不可用的情况下，作为其备用；
大修期间对反应堆水池进行充排水作业；
反应堆水池充水前，给换料水箱打循环净化水质[2]。
因为系统管路连接限制，在进行换料水箱循环净化时，需要中断对乏燃料水池的冷却，存在一定的安全风险，且系统运行灵活性较差；
在给RRA系统作备用时，只有一个冷却回路负责乏燃料水池的冷却，系统冗余不够。
此外，考虑乏燃料水池最大衰变热为10MW，计算表明：当海水温度不高于27℃，RRI温度可低于29℃，现有PTR系统需双列运行才能满足乏燃料水池温度不高于50℃的要求，泵和热交换器缺乏备用（不满足单一故障原则），也不能作为RRA系统备用。可见，在高温季节，随着海水温度的升高，以海水作为冷源的设备冷却水系统（RRI）的水温也升高，PTR系统换热器的换热能力将显著降低，如果在高温季节发生异常工况，导致非计划停堆需要全堆芯卸料时，现有PTR系统可能面临冷却能力裕度不足的风险[3,4]。
基于上述原因，电厂决定实施PTR系统的改进，以提升PTR系统的冷却能力，增加乏燃料水池冷却系统的运行灵活性和冗余度，保证乏燃料的安全存储。
为解决上述问题，增加PTR系统的冷却能力，本改进在原PTR冷却回路上并联新增一列由冷却泵和一台换热效率更高的板式换热器组成的冷却回路，同时优化其它功能回路（如图1所示），在提升PTR乏池的冷却能力同时，实现下列改进目标：
图1 系统改进方案Fig.1 System modification scheme
◇在不影响RRI管网其它用户的流量分配的条件下，增加PTR系统的冷却能力。
◇给换料水箱PTR001BA预净化时，PTR乏池保持必要的冷却能力。
◇PTR系统作为RRA系统备用时，PTR乏池保持必要的冷却能力。
◇通过新增一台泵的配置来提高PTR系统的运行灵活性。
1.1 基本要求
新增设备参考原PTR冷却回路设计，为实现系统设计目标和安全要求，控制系统需新增相关的控制机柜、温度/压力/流量等测量仪表、DCS逻辑组态及报警，所有新增或修改的管线级别与原设计保持一致，与新增泵控制相关的设备（如控制机柜、仪表）通过K3类鉴定；
其他仪表无安全和抗震要求。
1.2 系统功能设计
系统控制功能主要涉及新增PTR循环水泵控制，由B列380VAC配电盘供电，基于现有的DCS控制系统平台实现，根据执行功能的安全要求和分列不同，DCS平台包含安全级（1E），安全相关级（SR）和非安全级（NC）[5,6]，控制逻辑如图2所示。
图2 控制逻辑设计Fig.2 Control logic design
◇正常启停（B列SR级）：新增泵在KX厂房0 m，KX厂房20 m，RX厂房20 m通过手动方式启/停。
◇工艺保护（B列SR级）：根据系统工艺配置设置反应堆水池水位低低、泵入口压力低和乏池液位低跳泵保护。
◇RRA备用（B列SR级）：作为RRA备用时，禁止KX厂房20 m，RX厂房20 m远程停新增泵，同时也禁止泵入口压力低和乏池液位低跳泵保护。
◇在BUP及就地远方控制柜设置泵状态指示（B列SR级）。
◇主控室设置泵入口压力低/电气故障报警（B列NC级）。
◇LHB卸载（B列1E级）：在柴油发电机组投入LHB母线时，执行LHB卸载（即LHB Load shedding 20 s信号触发时停泵，并在持续时间内禁止手动启动。该信号消失后，不会自动再启动，需由运行人员就地手动启泵）。
此外，为便于系统运行和监控，在新增冷却回路设置相关的温度、压力、流量等仪表，修改就地系统简化显示盘（MIMIC）和主控DCS画面指示，实时监控新增回路运行过程中的温度、压力、流量等数据，并在异常时向主控发出报警。
1.3 改进对现有冷却回路影响
改进后，原PTR002PO所执行功能不变，相关的控制逻辑建议与改进前保持一致，但原冷却回路对RRA管线取水点发生变化（经新增的PTR920VB），为保证新增泵作为RRA备用同时，原冷却回路可用于乏池冷却而相关保护能继续投入，因此原冷却回路不作为RRA备用条件由PTR141VB全关变更为PTR141VB全关或 PTR920VB全关。
鉴于原冷却泵控制为SR级，因此PTR920VB安全级别设计为NC+，需抗震且送入A列SR机柜（KCP409AR）处理，并通过DCS网络送至B列原冷却泵的SR控制逻辑。改进后，原冷却泵作为RRA备用时存在因PTR920VB限位开关故障而导致误保护跳闸的风险。经讨论，该保护跳闸的风险和后果是可接受的（建议优先使用新增泵作为RRA备用）。
1.4 改进后系统运行方案
改进后，PTR系统具备3列冷却回路，增加了两泵三换及三泵三换两种冷却模式，系统运行灵活性增加，机组在不同运行阶段的运行分析如下：
◇机组正常功率运行阶段：3列冷却回路投入单独任意一列即可满足冷却要求，PTR系统冷却乏燃料水池的运行方式可与改进前保持不变。
◇在换料大修期间：可根据实际需求投入两台换热器或3台换热器对乏燃料水池进行冷却，确保乏池水温低于50℃[7]。
◇换料水箱（PTR001BA）循环净化水质：使用新增泵回路执行，乏燃料水池的冷却可由原A/B两列提供。
◇PTR作为RRA备用：在反应堆主回路处于开启状态时，原设计用B列给RRA做备用，此时只有A列用于PTR乏池冷却；
改进后乏燃料水池的冷却可由原两列冷却回路同时或任意单列提供，此时可以利用新增回路（PTR006PO+PTR003RF）给RRA做备用。
◇反应堆水池冲排水：在大修期间，原设计使用B列泵进行反应堆水池充排水作业；
改进后，新增列可执行反应堆水池充排水作业，原两列冷却回路可同时为乏燃料水池提供冷却。
经过分析，改进后系统在不同条件下的运行方式可以发现，正常运行工况下，仍可采用原两列其中任意一列作为乏燃料水池的冷却回路使用，其取水流量与原设计一致，乏燃料水池的充排水、净化及撇沫回路均无变化；
换料大修期间，利用新增泵执行换料水箱净化和反应堆水池撇沫，确保在冷却乏燃料水池的同时，净化回路和撇沫回路也不受影响。
根据方案设计的系统设备运行要求及现有DCS系统设计，改进控制系统相关的DCS实现方案如图3所示。
图3 DCS方案示意图Fig.3 DCS Schematic diagram
2.1 新增冷却泵控制功能实现
原DCS平台针对各个TXP控制机柜设置功能分组，将同一列（A列或B列）系统设备的功能集中处理，尽量减少不同机柜间的数据通讯[8]。根据PTR006PO的功能分级和现有KCP机柜功能分组设计，PTR006PO的1E级LHA/LHB load shedding卸载实现方式与PTR001/002PO及其他使用LHA/LHB Load shedding信号设备保持一致，新增泵的控制、报警及状态实现如下：
◇在KCP410AR（PSAS-SR train B）中新增泵的启停控制接口，执行SR级启停控制、保护、状态指示功能，并由Profibus网络与新增AV42模块通讯，并驱动BUP和就地机柜的设备状态指示灯。
◇在KCS118AR（PACS train B）新 增AV42模 块，执行新增泵的 1E级LHB卸载优选功能，并与SR部分进行Profibus网络通信，实现新增泵的启停驱动。
◇PTR060AR接收AV42的控制信号，并反馈泵的状态信息。
◇新增泵 NC级报警功能由非安全级DCS机柜KCP506AR（PSAS-NC train B）执行，完成新增泵的报警逻辑，并向就地控制柜PTR102AR发送报警状态指示。
针对安全级DCS部分，本改进结合电厂其他安全级DCS改进共同完成相关的软件验证和确认（V&V）[9]。
2.2 回路流量计算[10]
为测量新增回路在运行过程中的运行流量，在新增换热器入口设置差压流量计。结合现场辐射条件和设备成熟度，改进使用标准流量孔板测量含硼水流量，其流量和压差间关系如下；
式中，k为常量；
△P为孔板前后压差。
出于管路流体力学计算及压损要求，并对孔板进行设计，最终获得的k值约为73.03，刻度流量为400 m3/h，压差为30 kPa；
测量仪表压差与输出电流间成正比关系，并由安装在就地控制柜内的显示模块指示。
2.3 设备运行状态指示
为便于操作员掌握系统运行状态，原PTR系统循环净化换料水箱PTR001BA、反应堆水池充排水、乏池冷却、RRA备用、A/B列流量共享回路上的关键隔离阀状态在PTR001AR就地mimic上指示；
PTR冷却能力相关回路上关键隔离阀、泵运行状态还在操作控制及状态监视系统（OM690）画面中指示。
改进后，新增阀门状态信号通过PTR001AR内的继电器隔离后，分别送至就地系统显示面板（MIMIC）指示灯和KCP机柜，并由DCS处理后在OM690画面中指示。
换热器出口温度信号经KCP511AR热电阻通道处理，并在DCS设置换热器出口温度高报警，继而在主控室OM690画面中指示。
本改进涉及设备管路、仪表、控制柜等新增设备安装，也涉及新冷却回路与原系统间的连接，并完成安全级和非安全级DCS修改，需要在核岛厂房/燃料厂房/电气厂房等区域开展安装实施工作，存在较大的辐射防护风险。干涉设备移位、就地显示面板更换等部分工作必须在原有系统上进行改进，但实施过程中PTR系统必须不间断连续运行冷却乏燃料水池，无法对现有系统进行彻底隔离后进行设备更换和安装，且现场实施空间较为狭小，存在PTR冷却泵跳闸、直流48VDC系统短路接地、设备误碰、电缆损坏等，导致系统不可用而产生机组安全重要系统或设备相关的事件（I0）风险，施工难度较高。
控制系统设备的安装、调试，需与电气、系统专业同步实施，项目组制定严谨施工方案，将施工窗口分为大修和日常两个部分，分别针对各个施工工作进行工业和系统风险分析，制定防误碰、防绝缘短路、起重、高处作业等施工管控措施，结合电气和系统专业安装进度安排相关设备的安装和调试工作，主要包括：
◇机组日常运行窗口：仪控系统控制柜、仪表安装、PTR001AR继电器安装及MIMIC更换、干涉设备移位等离线工作结合新增冷却回路管路设备隔离安装窗口在日常进行，并在设备安装完成后进行仪表在线、机柜功能检查、运行切换等试验，分段验证相关的仪表和设备运行功能，并配合系统专业开展冷却回路相关的调阀开度、换热效率等试验。
◇机组大修窗口：核岛控制柜安装及安全级、非安全级DCS接线，逻辑组态下装等工作选择合适的大修窗口实施，并在安装完成后进行仪控逻辑调试试验、控制系统联调试验，验证改进后机电仪系统的控制功能和协调动作。
经一系列的试验验证表明，改进后的PTR系统新增冷却回路流量、泵出入口压力/性能曲线、换热能力、运行切换等指标满足设计要求。
本改进控制系统的设计和实施方案在某1000MW压水堆核电厂的成功实施，避免了换料水箱循环净化时乏池失冷的风险，在提高乏燃料水池的冷却能力和保证乏燃料的贮存安全的同时，增加系统运行灵活性和冗余，为换料大修提供额外的堆芯排水手段，缩短大修工期，并为同类型的安全级和非安全级DCS改进的设计和实施提供参考。
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