能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统调试方法与流程

本发明属于核电厂调试设计技术，具体涉及一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统调试方法。

背景技术

核电厂的调试是指安装工作基本完成后使构筑物、系统和部件进入某一运行模式将执行的所有活动，以对核电厂设计、设备制造、建造和安装质量进行全面验证，确保核电厂能在额定功率下连续、稳定的运行，整个过程主要分为非核试验和带核试验两大部分。调试既是核电厂的建造阶段的最后一步，又是运行阶段的第一步，调试试验的全面性、安全性、有效性对核电厂的安全、可靠运行至关重要。

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，国内新建核电站将采用安全性更高、抗事故能力更强的先进压水堆核电技术。先进压水堆核电站首先从设计角度提高核电站的整体安全性，引入新概念设计和具有新设计特性的物项，其中就包括能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统。堆腔注水冷却系统的功能在发生堆芯熔化的严重事故后，通过压力容器外冷却带走堆芯熔融物热量，降低反应堆压力容器外壁的温度，维持压力容器的完整性，实现压力容器内堆芯熔融物的滞留。先进压水堆核电厂的堆腔注水冷却系统由能动部分和非能动部分组成，能动部分依靠注水冷却泵将水注入堆腔内进行反应堆压力容器的冷却，非能动部分则在能动部分不可用的情况下，依靠重力将水注入堆腔进行反应堆压力容器的冷却。

作为先进压水堆核电厂中采用了新概念设计的工艺系统，在堆腔注水冷却系统正式投入运行前需对其功能进行调试。通过分析并设计完整的试验项目、准确且易于判断的验收准则和合理的试验逻辑及试验阶段来全面检验整个系统的设计、设备制造和安装符合设计要求和满足系统性能标准，从而确保整个系统在核电厂发生严重事故时发挥其固有作用来限制事故的后果。然而，在该系统的设计手册和有关文献中，并没有具体描述系统该如何开展调试试验，也没有有关调试技术要求的说明；并且像这样采用了全新设计的、能动与非能动相结合的系统，更没有任何的调试经验可以采用和借鉴。

技术实现要素：

本发明的目的在于针对先进压水堆核电厂堆腔注水冷却系统能动与非能动相结合的设计特点，提供一种先进压水堆核电厂堆腔注水冷却系统调试方法，从而保证系统调试工作的可执行性和合理性。

本发明的技术方案如下：一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统调试方法，包括如下步骤：

(1)对堆腔注水冷却系统的功能进行分析，并对系统配置进行分解；

(2)基于对系统的功能分析和配置分解，按照系统设备和部件的组成设计得到该系统单体设备试验的调试技术要求；

(3)按照系统的功能属性和系统子功能(能动的堆腔注水和非能动的堆腔注水)的构成，设计得到系统子功能独立试验调试技术要求；

(4)根据堆腔注水冷却系统在保证核电站安全或限制事故后果方面所发挥的作用，以及结合系统子功能独立试验调试技术要求的基础上，确定系统综合性能调试技术要求；

(5)确定系统调试的原则，即先开展单个部件和设备的单体试验，进而开展子功能的独立试验，最后开展系统的综合性能试验，根据各项试验执行所需的先决条件来设计堆腔注水冷却系统各调试试验项目执行的阶段和各调试试验项目执行的逻辑顺序。

进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统调试方法，步骤(1)中所述的系统配置包括能动部分和非能动部分，能动部分包括并联设置的两个系列，每个系列配备一台堆腔注水冷却泵和一台电动隔离阀，堆腔注水冷却泵从安全壳内置换料水箱或消防水池内吸水注入堆腔；非能动部分包括非能动堆腔注水箱和四台电动隔离阀。

进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统调试方法，步骤(2)所述的系统单体设备试验的调试项目包括：堆腔注水冷却系统的管道冲洗、仪表和模拟控制功能试验、逻辑控制通道试验、电动隔离阀试验、堆腔注水冷却泵的电机试验。

进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统调试方法，步骤(3)中所述的系统子功能独立试验的调试项目包括：堆腔注水冷却泵小流量试验和非能动堆腔注水箱试验。

进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统调试方法，步骤(4)中所述的系统综合性能调试的项目包括：能动堆腔注水流量验证试验、非能动堆腔注水流量验证试验、反应堆压力容器与保温层间隙验证试验。

更进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统调试方法，步骤(4)中所述的能动堆腔注水流量验证试验和非能动堆腔注水流量验证试验都是通过旁通引流管线完成的，冷却水不直接注入堆腔；所述的反应堆压力容器与保温层间隙验证试验是通过压缩空气注入的方式检查流道的通畅来补充验证堆腔流量的直接注入。

进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统调试方法，步骤(5)中根据系统设备和部件的安装进度、调试工作的计划和系统投入运行的时间需求来确定该系统各调试试验应执行的阶段以及各调试试验项目执行的逻辑顺序。

本发明的有益效果如下：

(1)本发明不仅要对系统功能进行分析，还需对系统配置进行分解。其目的是分别从系统的部件和设备构成，以及系统的子功能组成两个方面来解析能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，从而为后续系统单体设备调试技术要求设计、系统独立子功能调试技术要求设计和系统综合性能调试技术要求的设计提供参考和依据。对系统功能的分析和对系统配置的分解可保证调试试验项目设置和调试技术要求设计的全面性、完整性和合理性。

(2)本发明基于系统功能和配置解析的结果，对系统的单个设备和部件来设计单体设备调试技术要求。系统单体设备调试技术要求的设计过程，不仅涵盖了系统所有的设备和部件，保证了调试技术要求设计的全面性和完整性；还体现了核电站工艺系统从安装阶段向调试阶段工作内容的移交和责任的转移，确保安装单位责任和调试单位责任的界限分明、任务明确、工作内容衔接无遗漏。

(3)本发明以系统的功能属性和独立子功能构成为基础，设计必要的调试技术要求来验证系统的独立子功能满足系统功能设计的要求。该方法从系统功能的最小单元出发逐渐深入，本着先部分再整体的原则逐步开展调试工作，不仅能为下一步系统综合性能调试技术要求的设计提供蓝本，还能通过调试试验将系统的各项独立子功能尽可能地调整至最佳运行状态，为后续系统综合性能调试的开展提供保障。另外，为了在调试期间保护重要设备不被损坏，采用了小流量试验管线的方式来执行堆腔注水冷却泵流量试验，试验期间注水冷却泵出口管道内的水通过小流量管线返回至内置换料水箱，避免了因泵出口压力过高或憋压而造成的泵体部件损坏。

(4)本发明对于系统综合性能调试技术要求的设计，一方面要确保该系统在核电站安全保障或事故后果限制两方面的功能得到有效验证，另外一方面还需保证调试试验的执行不会造成核电站设备的损坏和工作人员的人身伤害。为了在两者之间找到一个合理的平衡点，通过旁通引流管线的方式来验证能动和非能动堆腔注水流量，再补充进行反应堆压力容器与保温层间隙验证试验(通过压缩空气注入替代水的直接注入堆腔来检查流道的通畅)来验证堆腔流量注入满足设计要求，从而有效地验证了系统功能，同时还避免了将水直接注入堆腔内而造成反应堆压力容器保温层的损毁和产生人员危害的风险。

(5)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求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为本发明先进压水堆核电厂堆腔注水冷却系统调试方法的逻辑示意图；

图2为先进压水堆核电厂堆腔注水冷却系统的配置示意图。

具体实施方式

下面结合附图和实施例对本发明进行详细的描述。

系统调试的目的是使核电厂的构筑物、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，核电厂所有系统及其功能需执行完调试试验且试验结果满足设计准则后方能投入运行。堆腔注水冷却系统作为先进压水堆核电厂中采用了新概念设计的能动与非能动相结合的系统，没有相关调试经验可以借鉴和参考。本发明给出了一种用于先进压水堆核电厂堆腔注水冷却系统调试技术要求的设计方法。该方法是基于堆腔注水冷却系统能动与非能动相结合的设计特点，通过解析系统的各项功能和配置，设计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、各项试验的验收准则和相互之间执行的逻辑顺序。如图1所示，本发明提供的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统调试设计方法包括如下步骤：

(1)系统功能和配置解析

能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统在发生堆芯熔化的严重事故后，通过压力容器外冷却带走堆芯熔融物热量，降低反应堆压力容器外壁的温度，维持压力容器的完整性，实现压力容器内堆芯熔融物的滞留。

如图2所示，系统能动部分设置了并联的两个系列，每个系列配备了一台堆腔注水冷却泵和一台电动隔离阀，在严重事故发生时，将安全壳内置换料水箱或消防水池内的水注入堆腔中压力容器保温层内，冷却反应堆压力容器外壁面，导出堆芯熔融物的热量，确保压力容器不被熔穿，维持压力容器的完整性，减轻事故的后果。

系统非能动部分设置在安全壳内，为保证非能动堆腔注水的可靠性和防止系统误投入，设置了四台并联的电动隔离阀作为隔离部件，在严重事故发生，且在能动注入部分不可用的情况下，安全壳内非能动堆腔注水箱内的水能够依靠重力注入堆腔中压力容器保温层内，淹没反应堆压力容器下封头到一定高度，并补偿堆腔内水的蒸发量，以“非能动”的方式实现反应堆压力容器的冷却。

(2)系统单体设备调试技术要求设计

能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统单体设备试验项目主要有：堆腔注水冷却系统的管道冲洗、仪表和模拟控制功能试验、逻辑控制通道试验、电动隔离阀试验、堆腔注水泵电机试验。其中：

堆腔注水冷却系统的管道冲洗是在系统的部件、设备和管道安装完毕后，进行除盐除氧水的冲洗，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。

电动隔离阀试验是在无流体情况下，对电动隔离阀进行功能试验，包括检验限位开关的可用性和阀杆的行程以及测定动作时间。

堆腔注水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)系统独立子功能调试技术要求设计

能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统独立子功能试验项目主要有堆腔注水冷却泵小流量试验和非能动堆腔注水箱试验。其中：

堆腔注水冷却泵小流量试验是通过能动部分的小流量试验管线来测量注水冷却泵的电气参数、振动参数、温度参数和流量，验证所得数据与泵的设备运行和维修手册中所提供的数值相同；

非能动堆腔注水箱试验是为了校验堆腔注水箱的水位整定值及相关的报警信号和验证净化补水功能。

(4)系统综合性能调试技术要求设计

能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统综合性能试验项目主要有能动堆腔注水流量验证试验、非能动堆腔注水流量验证试验和反应堆压力容器与保温层间隙验证试验。其中：

能动堆腔注水流量验证试验是在注水冷却泵额定工况下(即在泵的额定流量时)，通过旁通引流管线来验证泵的电气、水力和机械参数满足设计要求。

非能动堆腔注水流量验证试验是为了验证非能动堆腔注水流量、标定相关的孔板和验证电动隔离阀的隔离性能，该试验也是通过旁通引流管线来完成。

反应堆压力容器与保温层间隙验证试验是通过压缩空气注入替代水的直接注入来验证反应堆压力容器与保温层间隙是畅通的。

(5)系统调试试验项目逻辑顺序和执行阶段设计

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，要求能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统必须在机组进行一回路水压试验前完成，由于一回路水压试验是在初步试验子阶段结束后立即执行，因此堆腔注水冷却系统的所有试验必须在初步试验子阶段内全部完成。

本发明在确保核安全和核电厂工作人员及设备安全的前提下，通过分析堆腔注水冷却系统的设计特点和系统调试工作执行的实际需求，针对该系统的调试技术要求进行了详细说明，该调试技术要求的采用将能够全面地、高效地验证系统的功能以及与系统设计目标的符合性，为确保堆腔冷却注水系统在核电厂发生严重事故时充分发挥其固有作用提供了有力保障。

显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。