华龙一号核电厂内置换料水箱低液位排水方案研究_黄若琳.pdf

2022年第21卷第24期产业与科技论坛2022（21）24Industrial&Science Tribune华龙一号核电厂内置换料水箱低液位排水方案研究黄若琳豆朝宗龚钊朱京梅【内容摘要】对华龙一号核电厂内置换料水箱进行优化改进，实现低液位排水，能有效提高含硼水的利用率，降低放射性废液排放量。本文介绍了背景与改进需求，提出了三种改进方案，经比较后选取了下沉过滤器方案，完成下沉过滤器的设备结构设计并确定了匹配的工艺导水方案，经分析该方案不会影响核电厂的安全功能，可用于华龙一号堆型核电厂。【关键词】内置换料水箱;过滤器;低液位;排水方案【作者简介】黄若琳(1991 10)，浙江人，中国核电工程有限公司工程师，硕士;研究方向:核电厂核岛设备设计豆朝宗，龚钊，朱京梅;中国核电工程有限公司一、引言华龙一号核电厂机组换料与检修期间，水箱底部约600m3的水源不能快速排出，未能得到有效利用。若对内置换料水箱、过滤器及工艺系统进行优化改进，实现低液位排水，能显著提高含硼水的利用率，进而避免从外界补水并降低放射性废液排放量。(一)背景描述。华龙一号堆型核电厂将换料水箱设在安全壳内，在 LOCA 事故后承担地坑功能，避免了直接注入(喷淋)向再循环注入(喷淋)的切换操作，增强了水箱对外部灾害的防护能力，提升了核电厂的安全性。内置换料水箱计划并在设施的整个寿期内相应改进退役计划，以表明可以安全地实现符合规定终态的退役”。因此，建议尽早开展退役关键技术研究，包括铯阱、排钠专用装置等退役关键设备研发、沾钠设备处理处置工艺研究和台架建设、放射性废钠处理工艺研究和台架建设、设备去污技术研究、设备解体切割工艺研究和装置研发等。(三)对退役技术采取全面模拟验证和充分的同行审查。钠冷快堆退役需面临钠化学活性和放射性的双重挑战，退役方案的选择需确保有效。因此，建议退役所涉及的活动和操作需要经过充分的同行审查，关键技术需在非放钠环境下进行完全模拟验证。国外钠冷快堆退役中偶有发生退役方案失败的情况，失败原因往往是工艺设计未考虑机械、热工等其他问题，因此退役方案需进行足够的同行审查，经过包括钠操作经验背景、化学工艺背景、机械背景、热工背景专业的专家进行评估后再执行。【参考文献】1 IAEA CN 176，International Conference on Fast eactorsand elated Fuel Cycles:Challenges and Opportunities，Kyoto，Ja-pan，7 11 December，2009 2 罗上庚，张振涛，张华 核设施与辐射设施的退役 M 北京:中国环境科学出版社，2010 3 IAEA TM 27329，Technical Meeting on“Decommission-ing of Fast eactors After Sodium Draining”A Working Mate-rial of technical meeting held in Centre dEtudes de Cadarache C France，2630 September，2005 4 IAEA TECDOC 1633 Decommissioning of Fast eactorsafter Sodium Draining A Proceedings of technical meeting heldin Vienna C Austria，2009 5IAEA TECDOC 1405 Operational and decommissioningexperience with fast reactors A Proceedings of technical meet-ing held in Cadarache C France，11 15 March 2002 6 David Wells UK contributions to the decommissioning of theBN 350 reactor in Kazakhstan Z 20022011 IAEA 7 刘勇，刘迎林，沈桢棋等 国外快堆退役中废钠处理经验及启示 J 广东化工，2022，49(8):118 120 8 MTNGES J，CHEDON W，SCHUTZ W，“Short re-port of an accident during sodium cleanup with ethyl carbitol in astorage tank of a research facility”，IAEA IWGF SpecialistsMeeting on Sodium emoval and Disposal from LMFs in NormalOperations and in the Framework of Decommissioning Aixen Provence，France，3 7 Nov，1997 9LEVILLAIN C，LAFON A，“NOAH Experimental plantfor treating contaminated sodium”，International patent，No8606266 P 1986 Decommissioning，Aix en Provence，France，37 Nov，199775产业与科技论坛2022年第21卷第24期Industrial&Science Tribune2022（21）24过滤器设置在水箱内，用于在安全壳内发生高能管道破口事故后对水中的纤维和颗粒等碎渣进行过滤，保证水质满足安全系统的运行要求。内置换料水箱过滤器由拦污栅、滞留篮、末级过滤器三级过滤设备组成，其中末级过滤器布置在安喷泵、安注泵的吸入管道地坑上方，如图 1 所示。根据过滤器的设计方案及现场安装情况，滤网底部(700mm 高度)以下的水被汇流槽拦截难以从水箱快速排出。因此这部分含硼水(约 600m2)未能在换料期间获得有效利用，水源利用率低;且因未能利用这部分水量，换料期间还需要从外界补水，会导致换料后产生一定量低放射性废水的排放。(二)改进需求与限制条件。对内置换料水箱、过滤器及工艺系统进行设计改进，实现内置换料水箱低液位排水，可显著提高水源利用率。改进方案应实现下列需求:一是至少排水至 200mm 液位，避免换料期间从外界补水，尽量实现排空;二是提高排水流量以节约排水时间，并便于实现下游泵流量的匹配;三是不影响内置换料水箱、过滤器乃至安全系统的安全功能。此外，由于钢覆面、过滤器已完成安装与无损检测，因此改进方案还应满足:设备不能直接焊接在钢覆面上，避免影响钢覆面的完整性;过滤器此前已完成性能鉴定，方案需尽量减小对过滤器结构的影响;尽量减小核电厂现场的改造工作量。图 1内置换料水箱过滤器及液位示意图二、改进方案比选图 2取水泵方案示意图(一)增设取水泵方案。在内置换料水箱上层(3.2m)设置一台取水泵，向下设置取水管道从 6.7m 的水箱底部抽水，并将出口管道连接至 FT 系统泵返回换料水池的管线上，实现将水从内置换料水箱输送至反应堆换料水池，如图 2所示。在该方案中，取水泵通过自吸水箱与离心泵的组合，能够实现自吸功能，综合考虑布置空间、电机功率，泵的额定流量可达到 50m3/h。可在 16m 换料操作平台实现取水泵的启动和停运操作，但需要人员到 3 2m 层完成自吸水箱的灌水与阀门的启闭操作。该方案能够实现内置换料水箱排水至 200mm，但由于取水管道高于水箱底面，无法实现水箱彻底排空，并且存在泵难以定期检修、泵组及阀门采购成本高等问题，因此未采用该方案。(二)汇流槽设置滤网方案。对泵吸入口地坑上方的汇流槽进行改造，在其框架上设置滤网使水能够进入汇流槽内;此外将汇流槽底部的弹性密封板改造为滤网密封板，提供改造 200mm 以下的排水通道。滤网允许通过的流量由自然的重力差提供，需对不同液位高度下滤网允许通过的排水流量进行计算。计算公式如下所示:Qp=Si2gHikfin(1)其中:kfin为滤网的局部阻力系数，根据已有的清洁滤网试验数据，kfin=17836。Hi 为水箱液位到液位下滤网中心点的高度差，Si为液位下的滤网面积。水箱液位 200mm、50mm时的排水流量分别为 12 04m3/h、4 92m3/h。该方案能够实现水箱低液位排水直至排空，但滤网面积小导致流量较小;此外，该方案还需对过滤器汇流槽进行改造，在核电厂现场实施难度较大，因此未采用该方案。图 3下沉过滤器方案示意图(三)增设下沉过滤器方案。在末级过滤器下方的泵吸入管道地坑口设置一个方形篮状的下沉过滤器提供排水通道，如图 3 所示。其滤网的滤孔尺寸与上部的过滤板一致，保证事故后大的碎渣不会旁通进入流道内。在上部汇流槽结构上增加两块方 C 型钢板，钢板与下方下沉过滤器的内部方框形状一致，二者中间设置一个弹性密封板进行密封。在换料与检修工况下，当内置换料水箱位降低至汇流槽以下时，水流可通过下沉过滤器进入地坑并被泵输送至换料水池;在发生 LOCA 事故后，含有碎渣的水流主要依靠上部的滤网过滤，经汇流槽汇流后通过下沉过滤器内框中间的流道进入地坑内，不影响核安全功能。考虑下沉过滤器侧面滤网面积 3.5m2，底面滤网面积0.78m2，根据公式(1)计算获得液位 200mm、50mm 时的排水流量分别为 341m3/h、133m3/h。该方案能够实现水箱低液位852022年第21卷第24期产业与科技论坛2022（21）24Industrial&Science Tribune排水直至排空，且排水流量较大，对内置换料水箱、过滤器、工艺系统改造影响较小，最终执行该改进方案。图 4下沉过滤器设备图三、下沉过滤器设备设计过滤器主要由框架结构与过滤板组成，如图 4 所示。框架结构由角钢焊接而成，过滤板固定在框架的底部及外框、内框的侧面，在外框的顶部设置有角钢翻边。设备可座落在坑口钢覆面上，垂直方向依靠重力固定在坑口;框架底部安装可调节的顶块，与地坑的侧壁压紧固定，以保证下沉过滤器在地震工况下不产生移动或碰撞。下沉过滤器事故后的载荷包括设备自重、过滤板的内外压差、内框表面弹性力、地震载荷、内含水与附加水质量、附着的碎渣质量。针对框架与过滤板建立板壳单元模型计算了在上述载荷下的应力，其强度满足 CC M 关于 S2 级板壳型支承件设计规范要求。四、工艺导水方案水箱处于低液位时，滤网通过的流量依靠自然重力差建立，若泵流量大于滤网排水流量，将导致泵入口处无水可抽并引发故障，因此下游泵的流量需要与滤网排水流量匹配。以福清6 号机组为例，最终确定的工艺导水方案如表1 所示，实现泵与过滤器运行排水流量的匹配。表 1工艺导水方案阶段液位/mm过滤器允许排水流量福清 6 号机组导水方案换料第 1 阶段:反应堆开盖7001000m3/h采用乏池泵 FT002PO 充水，流量 360m3/h，时间 1h。换料第 2 阶段:低压安注泵快速充水7001000m3/h采用低压安注泵 SI001PO 或 SI002PO 进行充水，流量 1000m3/h，时间 1 3h。换料第 3 阶段:中压安注泵充水700 200341m3/h采用 FT002PO 取水，注入换料水池，流量约300m3/h，时间 1 41h。排空第 1 阶段200 50133m3/h采用 FT002PO 将约 130m3的水送往乏燃料容器装载井，流量 75m3/h，时间 1 73h。排空第 2 阶段50较小通过 VD 系统排出，利用地坑泵排水至废液处理系统，流量约 3 1m3/h。五、核电厂安全影响分析安全注入系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统需对系统手册进行调整，修改反应堆换料水池充水和内置换料水箱排空的相应操作。对于上述安全系统，改进方案不影响系统的安全功能、泵的汽蚀余量与性能。新增的下沉过滤器座落在钢覆面上，对泵吸入管道地坑坑口及坑壁的钢覆面产生一定的压应力，但不超过钢覆面及下方混凝土的强度限值，因此改进方