压水堆核电厂事故后中长期排热厂用水系统调试设计方法与流程

本发明涉及核电厂调试设计技术，具体涉及一种先进压水堆核电厂事故后中长期排热厂用水系统调试设计方法。

背景技术：

在核电厂的基本部件和系统安装完毕后，便进入核电厂调试阶段，在这个阶段要使构筑物、部件和系统运转并验证其性能符合设计要求和满足性能标准。因此，调试是指从核电厂构筑物、系统和部件安装完毕到核电厂满功率商业运行的过程中，为确保电厂满足设计要求和性能标准的一系列活动。由此可见，调试不仅是验证核电厂能够安全、可靠运行的过程，同时也是连接核电厂建造和运行两大阶段的最重要、最关键的过程之一，因此在此期间所有安全方面的问题都必须加以考虑，所有调试活动必须遵循经过审批的书面文件，因此必须编制调试文件，如系统调试大纲等，以指导这一工作的顺利进行。

日本福岛核事故后，根据我国核能政策的调整和国际趋势的发展，国内新建核电厂将采用安全性更高、抗事故能力更强的先进压水堆核电技术。先进压水堆核电厂首先在设计过程中引入较多的新概念设计和新设计特性，从设计角度提高核电厂的整体安全性，其设计理念大多是以二代改进型压水堆核电厂设计、制造、建设和运行经验的基础，引入新概念设计和具有新设计特性的物项，这些新物项的引入势必将引起调试技术指导文件相关内容的变化。

先进压水堆核电机组的设计要求根据新版核安全法规，参考已经开工的同类机组的安全相关重要改进，开展进一步提高机组的安全性的设计修改。因此，相比同类型机组为提高应对严重事故的措施，先进压水堆核电机组设计了安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统。由于安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统为先进压水堆核电机组为提高应对严重事故而新增设的系统，需要在调试阶段对系统执行的严重事故处理相关功能及部件性能进行验证。

技术实现要素：

本发明的目的是为了保证先进压水堆核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统调试工作顺利且有序的开展，提出一种针对中长期排热厂用水系统的调试设计方法，从而验证安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统调试大纲的正确性和与设计的符合性，从而确保调试工作的安全性、高效性以及有序性。

本发明的技术方案如下：一种压水堆核电厂事故后中长期排热厂用水系统调试设计方法，包括：

(1)对安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统的功能和系统配置进行解析，确定系统调试试验的主要部件；

(2)进行系统调试大纲初步试验阶段设计，系统初步试验阶段包括供电和保护装置的检查和初调、阀门和电机的试运行、实体模拟控制试验、冲洗；

(3)进行系统调试大纲功能试验阶段设计，系统功能试验阶段包括子系统试验及运行工况下的系统试验；

(4)进行系统调试大纲试验顺序设计，根据系统设备和部件安装进度、调试工作的计划安排和系统投入运行的时间来确定安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统各调试试验应执行的阶段。

进一步，如上所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试设计方法，步骤(1)中所述的安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统(sew)的功能包括，在“全厂断电(sbo)+丧失最终热阱(luhs)+一回路小破口失水事故(sb-loca)”、“全厂断电(sbo)+丧失最终热阱(luhs)+异常全堆芯卸料”工况下以及在乏燃料水池失去设备冷却水系统或重要厂用水系统(rri/sec)正常冷链冷却且有效补水丧失的情况下将安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热设备冷却水系统(rrw)收集的热负荷传递至环境大气。

进一步，如上所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试设计方法，步骤(1)中所述的系统调试试验的主要部件包括终端循环泵、机械通风冷却塔风机、手动阀、热交换器、集水池，调试试验需考虑验证部件的性能及系统的换热功能。

进一步，如上所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试设计方法，步骤(2)中系统调试大纲初步试验阶段包括的项目包括：仪表和模拟控制系统试验、逻辑控制通道试验、阀门试验、系统冲洗试验与终端循环泵(sew泵)电机试验。

更进一步，所述仪表和模拟控制系统试验对系统内仪表和控制系统的传感器和执行机构的性能进行试验，并验证硬件和软件均符合要求；所述逻辑控制通道试验是对仪表和控制系统的执行器和接触器性能以及信号处理正确逻辑进行试验；所述阀门试验是在无流体的情况下，对电动阀和气动阀进行功能试验，包括检验限位开关的可用性和阀杆的行程；所述系统冲洗试验是自系统的部件、设备和管道安装完毕后进行冲洗，排出系统中的杂质、污垢和异物并达到规定的清洁度要求；所述终端循环泵电机试验是检查电机的转动方向、电气参数和振动水平以及稳定运行后的轴承和绕组温度。

进一步，如上所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试设计方法，步骤(3)中系统调试大纲功能试验阶段考虑的试验项目包括：终端循环泵和风机启动试验、通风冷却塔系统综合试验。

更进一步，所述终端循环泵和风机启动试验是验证通风冷却塔内风机能否正常启动，需要校核泵启动情况、检查泵的正常运行并完成通风冷却塔风机的初次气动；所述通风冷却塔系统综合试验是检验冷却水管能否喷淋均匀、检验系统的正常运行以及饮用水(sep)系统的补水功能。

本发明的有益效果如下：

本发明基于先进压水堆核电厂的设计特点和调试工作执行的实际需求，分析并设计得到先进压水堆核电机组安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统调试的设计方法，使用该方法来验证安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统调试大纲的正确性和与设计的符合性，从而确保调试工作的安全性、高效性以及有序性。

本发明不仅需要对系统的功能与配置进行分析，还需要从系统的部件和设备构成等方面来解析先进压水堆核电机组安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统，从而为后续的调试大纲初步试验阶段设计、功能试验阶段设计以及调试试验顺序设计提供参考和依据。该技术方案可保证调试试验项目设置和具体试验内容的全面性、合理性和完整性。

本发明在调试工作执行的基本原则和各项试验执行的先后匹配关系的基础上，综合分析了系统设备和部件安装进度、调试工作的计划安排和系统投入运行的时间需要来确定各项调试试验实施的阶段及逻辑顺序，保证了该系统调试工作的可执行性和合理性。

附图说明

图1为依据本发明方法设计的核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热冷却水系统的试验内容及执行顺序示意图；

图2为本发明具体实施例中sew系统流程示意图。

具体实施方式

为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本发明进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅用以解释本发明，并不用于限定本发明。

先进压水堆核电机组为提高应对严重事故的措施、进一步提高机组的安全性，应对在发生全厂断电时，为了在长期丧失最终热阱工况下应对可能的一回路小破口或乏燃料水池长期失去冷却的工况，可以排出事故后堆芯、安全壳及乏池的余热，从而新增设了安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统。

本发明提供一种用于先进压水堆核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统调试设计方法，并且基于先进压水堆核电机组设计要求，参考已经开工的同类机组的安全相关重要改进编制，通过解析系统的各项功能和配置，系统应开展的调试试验项目、调试试验具体实施的方案和内容以及各项试验之间的执行逻辑顺序等内容来描述如何对安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统内的设备和部件开展调试工作。由此方法得到的先进压水堆核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统调试大纲的设计方法，可对后续同型机组的全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统调试大纲提供设计经验。

本发明基于安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统的设计特点，从调试工作的实际要求出发，通过分析系统的功能与配置来确定调试试验的具体内容，由此研究得出安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统的调试试验方法，具体步骤如下：

(1)系统功能和配置解析

安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统(sew)主要用于在“全厂断电(sbo)+丧失最终热阱(luhs)+一回路小破口失水事故(sb-loca)”、“全厂断电(sbo)+丧失最终热阱(luhs)+异常全堆芯卸料“工况下以及在乏燃料水池失去rri/sec正常冷链冷却且有效补水丧失的情况下将安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热设备冷却水系统(rrw)收集的热负荷传递至环境大气。

该项功能通过一条与安全无关的系列来完成，它们用淡水(当淡水水源丧失时，使用海水)来冷却rrw系统的rrw/sew板式热交换器。

sew系统设计成只有一个系列的非安全相关二次循环冷却回路，回路的设计保证可以冷却设备冷却水系统/重要厂用水系统(rrw/sew)板式热交换器；先进压水堆核电机组均有属于自己的sew系统，单台机组sew系统为二次循环冷却回路。系统从机械通风冷却塔集水池自流沟道平板滤网后取水，进入机械通风冷却塔辅助泵房经sew泵提升后，进入rrw/sew热交换器，换热后通过机械通风冷却塔进水廊道进入机械通风冷却塔配水系统，经气水换热后，将热量排放至大气，循环冷却水进入塔底集水池，系统流程如图2所示。

sew系统包括格栅和平板滤网、sew泵、rrw/sew热交换器、机械通风冷却塔以及阀门管道等部件。

(2)系统调试大纲初步试验阶段设计

初步试验是指对建造、安装好的系统和设备进行独立试验和检查，一般包括仪表初始标定、冲洗、清洁以及部件功能试验，同时对供电、供水、通风、供气等系统进行启动试验。安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统调试大纲初步试验阶段包括的项目主要有：仪表和模拟控制系统试验、逻辑控制通道试验、阀门试验、系统冲洗试验与sew泵电机试验，见图1所示。其中：

sew系统的管道冲洗是自系统的部件、设备和管道安装完毕后进行冲洗，目的是排出系统中的杂质、污垢和异物并达到规定的清洁度要求；

仪表和模拟控制功能试验在对系统内仪表和控制系统的传感器和执行机构的性能进行试验，并验证硬件和软件均符合要求等；

逻辑控制通道试验是对仪表和控制系统的执行器和接触器性能以及信号处理正确逻辑进行试验；

阀门试验是在无流体的情况下，对电动阀和气动阀进行功能试验，包括检验限位开关的可用性和阀杆的行程；

sew泵电机试验主要检查电机的转动方向、电气参数和振动水平以及稳定运行后的轴承和绕组温度。

(3)系统调试大纲功能试验阶段设计

本阶段的试验要模拟反应堆从换料冷停堆到热停堆的核蒸汽供应系统(nsss)全部运行工况(无核燃料)。安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统调试大纲够功能试验阶段包括的项目主要有：sew泵和风机启动试验、通风冷却塔系统综合试验，见图1所示，由于在调试阶段无法引入用户或等同于用户产热的热源，因此换热器性能仅在出厂试验中进行验证，不做调试试验。

其中：

sew泵和风机启动试验的试验目的是验证通风冷却塔内风机能否正常启动，需要校核泵启动情况、检查泵的正常运行并完成通风冷却塔风机的初次气动。具体试验内容包括在启动时记录电机的电气参数，并与泵电机运行维修手册中的规定值进行对比，在运行期间按系统手册、运行与维修手册验证电气、水利和机械性能，启动风机并检测风机的振动和轴承温度，单独启动每台风机以检查机械和电气特性，之后检查气流方向；

通风冷却塔系统综合试验的试验目的为检验冷却水管能否喷淋均匀、检验系统的正常运行以及饮用水(sep)系统的补水功能，具体的试验内容包括启动终端循环泵并运行系统，使冷却水进入通风冷却塔，验证sew泵和冷却塔风机能够稳定运行，采用目视检查的方法来确认流经冷却塔的冷却水在气水换热时能够喷淋均匀，并验证sep系统的补水功能，保证冷却塔集水池的水量始终高于最低水位。

(4)系统调试大纲试验顺序设计

根据系统设备和部件安装进度、调试工作的计划安排和系统投入运行的时间，安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统调试大纲中的试验要求在首次装料试验之前完成。

对于本领域技术人员而言，显然本发明方法不限于上述示范性实施例的细节，而且在不背离本发明的精神或基本特征的情况下，能够以其他的具体形式实现本发明方法。因此，无论从哪一点来看，均应将实施例看作是示范性的，而且是非限制性的，本发明方法的范围由所附权利要求而不是上述说明限定，因此旨在将落在权利要求的等同要件的含义和范围内的所有变化囊括在本发明方法内。不应将权利要求中的任何附图标记视为限制所涉及的权利要求。

此外，应当理解，虽然本说明书按照实施方式加以描述，但并非每个实施方式仅包含一个独立的技术方案，说明书的这种叙述方式仅仅是为清楚起见，本领域技术人员应当将说明书作为一个整体，各实施例中的技术方案也可以经适当组合，形成本领域技术人员可以理解的其他实施方式。