于 沛，李 博，王广飞，韩 旭

(中国核电工程有限公司，北京100840)

压水堆核电厂乏池冷却系统扩容改进研究

于 沛，李 博，王广飞，韩 旭

(中国核电工程有限公司，北京100840)

在分析国内二代改进型百万千瓦核电机组成熟技术的基础上，通过Flowmaster软件计算及设计优化等手段，针对目前已运行和在建核电站的乏燃料水池冷却系统的冷却能力进行评估，提出改进方案增加电站的乏燃料水池冷却系统的冷却能力，并提出满足第三代核电技术对性能及安全性的要求的乏燃料水池冷却系统设计方案。

冷却能力；乏燃料水池冷却系统；乏燃料冷却泵；换热计算

核电厂在整个寿期内需要不断更换新的核燃料并卸出已使用过的乏燃料。乏燃料有放射性并持续放出衰变热，在特定情况下还可能重返临界。因此，对于乏燃料的贮存、冷却等问题亟待解决。最近二十年，我国的核能事业迅速发展，核电装机总量不断提升，乏燃料的产量及累积量持续增加，这直接对乏燃料在厂内间贮存构成了压力。一方面多个核电厂采取了乏燃料密集贮存方式，另一方面对于乏燃料在厂内贮存的设计时限已从7至10年提升至最高20年，这意味着一座电厂最高的乏燃料元件贮存量可达几千件[1]。另外，随着燃料装卸机的改进，目前核电厂换料方式和换料周期相对于原设计基准出现了很大变化。换料方式由原设计基准的三分之一换料方式改为全装全卸-堆外倒料的换料方式，换料时间由设计基准考虑的14天缩短为6～8天，这样可能导致乏燃料水池冷却系统冷却能力不足的问题。在福岛核事故中，由于乏池冷却水丧失导致多根组件面临熔毁风险[2]。福岛核事故的教训凸显了乏燃料贮存安全和冷却的重要性，我国核安全局对该问题也格外重视，也曾多次在安全审查对话中被提出。因此，本文在分析国内二代改进型百万千瓦核电机组成熟技术的基础上，针对目前已运行和在建核电站的乏燃料水池冷却系统的冷却能力进行计算，提出改进方案增加电站的乏燃料水池冷却系统的冷却能力；通过分析、计算及设计优化，提出满足第三代核电技术对性能及安全性要求的乏燃料水池冷却系统设计方案。

1 乏燃料热负荷计算

对于已运行和在建核电厂一般按照年换料周期的燃料管理方案进行换料。乏燃料水池的热负荷包括停堆卸入乏池的整个堆芯和已卸入乏池超过一个循环的乏燃料的热负荷。

对于停堆卸入乏池的整个堆芯的衰变热如图1所示。

图1 停堆卸入乏池的堆芯衰变热曲线Fig.1 Core Decay Heat Curve

假设乏燃料水池20年能够存满，采用年换料方式一个换料周期为305天。对于之前已卸入乏池的超过一个循环的19批乏燃料组件，考虑到计算结果的包络性，不考虑过渡循环的乏燃料组件，全部按照进入平衡换料循环的乏燃料组件考虑，19批乏燃料组件全部卸入乏池的热负荷为1.115MW。由于不同批次卸出的组件经过的冷却时间不同，不同批次换料的衰变热占总衰变热的比例如图2 所示。

图2 对于超过一个循环的不同换料批次的衰变热比例Fig.2 Decay heat for different refueling batches over one cycle

由图2可知，越早卸入乏池的燃料组件对乏池热负荷的影响程度较低。因此，出于计算简化，对于已卸入乏池的乏燃料组件热负荷考虑19批乏燃料组件都卸入乏池的情况，即为1.115MW。

由于换料时间由14天缩短为6～8天，因此，需要分析不同换料时间乏燃料水池的热负荷，该负荷包括整个堆芯换料时的衰变热和乏池中已存储的乏燃料热负荷，计算结果见表1。

表1 不同换料完成时间的乏池中乏燃料组件衰变热

2 二代改进型压水堆系统冷却能力评估

二代改进型压水堆乏燃料水池冷却系统设计工况为：采用1/3堆芯换料方式，设备冷却水系统的温度为35℃时，乏燃料水池冷却系统单列运行(由于乏池冷却为安全功能，系统设计要保证单一故障原则，因此系统运行一备一用)，设备冷却水侧串联运行，保证乏燃料水池的温度低于50℃。流程简图见图3。

图3 二代改进型压水堆乏燃料水池冷却系统设计简图Fig.3 Concept flow diagram of generation two Reactor Spent Fuel Pit Cooling System

然而，随着换料技术改进，采用全堆芯换料方式导致热负荷提高，需要对系统冷却能力进行重新评估。热交换器热效率计算方法有4种，常用的是ε-NTU法和对数平均温差(LMTD)法。FLOWMASTER软件中热交换器计算单元采用的是ε-NTU法，具体方法如下[3]：

q=εCmin(thi-tci)

(1)

式中：h——热侧；c——冷侧；i——入口；o——出口；Cmin——两侧流体最小热容率(MCp)；ε——换热器效率；

当忽略换热器对周围环境的散热损失时，根据能量平衡，热流体所放出的热量应等于冷流体所吸收的热量。即：

q=Cc(tco-tci)

(2)

q=Ch(thi-tho)

(3)

本文应用FLOWMASTER软件建立系统模型，如图4所示。

图4 乏燃料水池冷却系统模型图Fig.4 Spent Fuel Pit Cooling System mode

每台热交换器乏池侧流量为361.5m3/h、设备冷却水侧流量为542.25m3/h，计算得出在保证乏燃料水池的温度低于50℃的要求下，不同换料时间对应的设备冷却水温度如表2所示。

表2 不同换料时间设冷水温度要求

根据上表分析：在考虑污垢系数的情况下，如果在停堆冷却后第7天完成，按照目前的乏燃料水池冷却系统单列运行方式，设备冷却水系统温度需要低于20℃可以满足乏燃料水池温度低于50℃的要求。针对目前核电站的厂址分布，上述要求在夏季换料时很难满足，如图5所示为国内某核电厂址不同月份设备冷却水温度。

图5 不同月份设备冷却水温度Fig.5 Sea temperature with different months

因此，本文针对已运行电站和在建电站布置条件固化和进度要求受限等特点，分别提出满足工程进度和冷却能力要求改进方案。

3 已运行和在建电站改进方案分析

3.1 已运行电站改变系统运行方式

针对已运行的电站，乏燃料水池冷却系统的主要设备包括乏燃料冷却水泵和管壳式换热器，它们布置在燃料厂房，厂房布置十分紧凑，增加设备和修改管路都会对电厂运行造成很大影响。因此，本文提出在不修改现有管路的情况下，修改乏燃料水池冷却系统和设备冷却水侧的运行方式增强系统的冷却能力。

图6 修改运行方式简图Fig.6 Concept flow diagram of the amended operation mode

如图6所示，由于系统中能动部件泵需要满足单一故障原则，只有一台泵可投入运行，因此只能采用一泵两热交换器的运行方式提高冷却能力。运行时开启列间隔离阀，并调整设备冷却水系统管路阀门将供水由串联改为并联，既增加了换热器换热面积，又降低了每台换热器的设备冷却水入口温度。即每台热交换器乏池侧流量为180 m3/h、设备冷却水侧流量为542.25 m3/h，经过计算在保证乏燃料水池的温度低于50℃的要求下不同换料时间对应的设备冷却水温度，如表3所示。

表3 改变运行方式后不同换料时间设冷水温度要求

根据上表分析：在考虑污垢系数的情况下，如果在停堆冷却后第7天完成，按照目前的乏燃料水池冷却系统一台泵两台换热器的运行方式，设备冷却水系统温度需要低于22℃可满足乏燃料水池温度低于50℃的要求。根据图5中海水温度，如果在夏季换料，保守考虑需要停堆后第11天完成换料可以满足乏池的温度要求。该改进方案对于缓解现场运行困难提供了很大帮助。

3.2 在建电站增加一台冷却泵

如图7所示在原有乏燃料水池冷却系统的基础上，增加一台泵(006PO)以及相应的连接管道、仪表和阀门。新增一台泵的类型和参数性能与现有泵相同(卧式轴流泵，流量为421.5m3/h)换料运行时， 002PO-002RF和006PO-001RF投入运行， 001PO作为两个系列的备用，设备冷却水侧并联运行，同4.1节。每台热交换器乏池侧流量为361.5 m3/h、设备冷却水侧流量为542.25 m3/h，经过计算在保证乏燃料水池的温度低于50℃的要求下，不同换料时间对应的设备冷却水温度如表4所示。

图7 增加一台泵流程简图Fig.7 Concept flow diagram of increasing one pump

天数121110987654Tci/℃353535353535343231

根据上表分析，乏燃料冷却系统通过增加一台泵即三台泵中的两台泵并联运行的方式，如果7天完成换料，设备冷却水温度35℃就能满足乏燃料水池温度低于50℃的要求。即使4天完成换料要求的设备冷却水温度低于31℃即可。该方案可以大幅提高乏燃料水池冷却系统的冷却能力，但对于在建电站来说，需要对燃料厂房泵房间重新布置，增加的泵和仪表及阀门等需要追加费用，另外也会导致各个节点的滞后。

4 新堆型中系统设计方案

目前，我国自主研发的第三代核电机组是以国内60万及100万千瓦核电机组成熟技术为基础，结合二代改进型核电厂的重要技术革新，吸收国际已有第三代核电系统优势技术而形成的。该堆型中对于乏燃料水池冷却系统设计进行了全新的策划[4]，如图8所示。

图8 三代核电机组下乏池冷却系统流程简图Fig.8 For third generation nuclear power unit spent fuel pit cooling system flow diagram

第一，采用了板式换热器，与管壳式换热器相比其具有更好的传热效果，在相同阻力损失的前提下，其传热系数一般是后者的2～4倍；板式换热器结构紧凑，占空间小，在相同热负荷条件下金属耗量是管壳式换热器的20%～50%；板式换热器还具有较小的污垢系数，相同条件下其污垢系数要比管壳式换热器小一个数量级。采用板式换热器，在有限的布置空间内实现较大的换热功率，从而显著提升系统单个系列的冷却能力。

第二，增加完整冷却系列，乏燃料水池冷却系统的第一及第二冷却系列由设备冷却水系统安全系列供水，第三系列由设备冷却水系统的公用系列供水，三个换热器在设备冷却水系统一侧并联供水。

上述方案从根本上提高了乏燃料水池冷却系统的冷却能力，提高了系统安全性和运行的灵活性。

5 结论

1) 本文通过FLOWMASTER计算所得的乏燃料水池热负荷对应的设备冷却水温度要求可以用于指导核电现场运行。

2) 通过对二代改进型压水堆乏燃料水池冷却系统的冷却能力评估，在设备冷却水系统温度低于20℃时可满足7天换料的乏燃料水池的温度要求。

3) 通过分析表明对于已运行电站通过改变乏燃料水池冷却系统和设备冷却水系统的运行方式提高系统冷却能力的方案和对于在建核电站通过增加一台乏燃料水池冷却泵提高系统冷却能力的方案可行。

4) 本文给出了我国自主研发的第三代核电机组中乏燃料水池冷却系统的设计方案，该方案彻底解决了冷却能力不足的问题，该设计方案更为先进。

[1] 核电厂乏燃料贮存设施的安全研究总结报告，A 2014年12月出版.

[2] 韩旭，常猛，翁方检.压水堆核电厂乏燃料冷却系统设计比较研究[J]. 核安全，2012.1：42-44.

[3] T.Kuppan 《换热器设计手册》[D]. 北京.中国石化出版社.

[4] 常猛，翁方检，韩旭. 浅析乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)的设计改进[J]. 核安全，2012.2.72-75.

Study on Improvement of Capacity Expansion of Spent Fuel Pit Cooling System in PWR Nuclear Power Plants

YU Pei，LI Bo，WANG Guang-fei，HAN Xu

(China nuclear power engineering CO.LTD,100840, China)

Based analysis of domestic two generation modified million kilowatt class nuclear power generating mature technology, by means of Flowmaster software calculation and design optimization, cooling capacity of spent fuel pit cooling system is evaluated, improved scheme is put forward to increase cooling capacity of spent fuel pit cooling system, and the design scheme meet the three generation nuclear power technology is put forword.Key words: Cooling capacity; Spent fuel pit cooling system; Spent fuel pit cooling pump; Heat calculation

2016-07-12

于 沛(1985—)，女，工程师，现主要从事核电站系统设计工作

TL371

A

0258-0918(2016)06-0729-05