杨锐

【摘 要】本文针对CANDU6机组除气冷凝器喷淋管线由于振动而导致断裂这一普遍存在的设计问题，从核电厂运行的角度，分析问题产生的根本原因及其影响，并指出在事件发生后的处理方法，以保证核电厂的安全和经济效益。

【关键词】除气冷凝器;喷淋管线;断裂;处理

中图分类号： TG441.7文献标识码： A文章编号： 2095-2457（2019）02-0169-003

【Abstract】This Paper aims to analyze the prime origin and effect of Degasser Condenser spray piping rupture from the perspective of nuclear power plant operation， which is the widespread design problem in CANDU6.It also indicate the solution to insure the safety and the economic benefit of the nuclear power plant.

【Key words】Degasser Condenser; Spray piping; Rupture; Process

0 概述

在CANDU6型重水反应堆中，为了保证堆芯燃料时刻得到充分的冷却，主热传输系统（Primary Heat Transport System，簡称PHTS）必须维持某些特定参数的稳定，其中包括压力和重水装量。但是主热传输系统不具备控制其运行参数的设备，压力与装量控制必须由压力和装量控制系统（Pressure and Inventory Control System，简称PIC）来完成。压力和装量控制系统是主热传输系统的重要辅助系统，其功能是控制主热传输系统压力、重水装量、以及提供超压保护。

除气冷凝器（Degasser Condenser，简称D/C）是压力与装量控制系统的重要组成部分，它是一个内径1.98m，高6m，体积约19.83m3的立式圆柱容器。正常运行时通过喷淋阀3332-PCV24/25和电加热器3332-HTR6/7将压力控制在1.0～1.05MPa之间，将温度控制在180℃左右，并通过液位控制阀3332-LCV8/15将液位维持在1.0m。其主要功能是用来除去PHTS的不凝结气体和冷凝从PHTS或稳压器排出的高温重水或蒸汽。由于D/C一面连接着高温高压的主热传输系统，一面又连接着低温的热传输压力装量控制系统，兼之D/C体积小、正常运行期间压力稳定，因此当主热传输系统与D/C相连的阀门出现意外开启或内漏等情况时，D/C就会出现非常明显的压力变化，这对于及时发现主热传输系统的设备缺陷有着重要的意义。

1 除气冷凝器喷淋管线断裂事件

1.1 背景

秦山三期两台机组投入商业运行后仅仅几个月，就发现稳压器蒸汽释放阀出现不同程度的内漏，D/C喷淋阀出现了频繁动作的现象。由于CANDU电站燃料设计燃耗低的特点，必须进行在线换料才能保持机组的功率运行，每次换料过程中都会引起PHTS压力瞬态。系统超压后，稳压器蒸汽释放阀动作，向D/C排放重水蒸汽进行卸压。通过与CANDU业主联合会、韩国月城电站、加拿大G-2电站、加拿大Point Lepreau电站的沟通和反馈，确认稳压器蒸汽释放阀在换料过程中频繁动作以及发生内漏后引起D/C喷淋阀门频繁动作等运行状况，是CANDU 6机组普遍存在的设计问题。

1.2 造成喷淋管线断裂的原因

（1）喷淋阀3332-PCV24/25前后压差大，阀前约14MPa，阀后只有1MPa，压差13MPa，3332-PCV24/25开启后，阀后压力突增，对管线造成很大冲击;

（2）喷淋阀3332-PCV24/25位置管线错综复杂，进D/C前有5个直角拐点和一个弧形的180°拐点，阀门开启后有很大的冲击力和横向作用力;

（3）D/C喷淋水取自上充泵（主要用于补充主热传输系统装量）出口，约40℃，D/C内介质温度约187℃，温差约147℃，这就造成D/C管嘴与喷淋管线的对接处在3332-PCV24/25开启后瞬间接受40℃冷水的冲刷，产生的热应力非常大。

2 除气冷凝器喷淋管线断裂的影响

2.1 重水泄漏

当D/C喷淋管线发生断裂后，D/C内的高温蒸汽由破口逸出，遇到环境中冷空气后迅速凝结成重水。由于D/C内压力约为1MPa，远高于反应堆厂房（R/B）内压力，所以不断有重水蒸汽逸出并冷凝为重水。从以往事件中看出，每次发生喷淋管线断裂，都造成了大量的重水泄漏和损失。

2.2 氚释放

氚是重水中的氘与中子反应的产物，具有放射性，会发生β衰变。氚可以通过呼吸或皮肤进入人体。一旦进入人体内，氚会被人体细胞用于细胞代谢，造成直接的内照射，大量吸入氚会严重危害吸入者的健康。随着重水泄漏，重水中的氚也随着重水蒸汽释放到反应堆厂房中，造成氚污染。

2.3 D/C压力异常降低

一旦发生喷淋管线断裂，由于D/C内外压差达到1MPa，D/C内的压力必然会下降。D/C内两个可调的电加热器，在发现D/C压力低于1MPa时会自动投入运行以维持压力。当破口较小时，电加热器能够维持D/C内的压力稳定，此时除了D/C电加热器输出增大、D/C压力小幅波动外，整个系统没有明显的异常。当破口大到超出了电加热器的补偿能力时，D/C内的压力便会下降。

当D/C压力下降到150KPa以下，由于重水储存箱3333-TK1比除气冷凝器位置高，在重力作用下，低温重水通过上充泵再循环管线注入D/C，引起D/C液位上升和D/C压力的进一步快速降低。

3 事故的分析与处理

对于D/C喷淋管线由于小裂纹发生重水泄漏的情况，因事件发展缓慢，除了反应堆厂房内重水浓度上升外，短时间内没有其他特别明显的特征。这时只能通过人员进入反应堆厂房内查漏来确定，在情况明确后，可根据综合运行规程GOP004（降功率至冷态泄压）停堆，再处理缺陷。

对于D/C喷淋管线发生完全断裂的情况，由于破口较大，D/C内的压力会快速下降，此时需要运行人员快速响应，以减少事故的后果，保证反应堆的安全。以下的分析全部是针对喷淋管线完全断裂的情况。

3.1 事故的诊断

D/C喷淋管线发生完全断裂后，D/C就有了一个对空的破口，D/C内的压力会快速下降，D/C电加热器HTR6/7在除气冷凝器内压力低于1MPa时会自动投入。同时，D/C液位异常升高，反应堆厂房内空气中的重水浓度快速上升，主控室会产生空气中重水浓度高的报警。另外，重水/轻水泄漏检测系统报警和反应堆厂房内空气中氚放射性高报警也有可能产生。

3.2 异常处理

主控室操纵员在确定D/C喷淋管线发生完全断裂后，需要立即响应：

（1）启动瞬态响应，广播反应堆厂房人员紧急撤离。

（2）手动脱扣1#停堆系统（SDS#1），执行应急运行规程EOP-001，确认停堆系统动作的有效性。

（3）通知保健物理人员对R/B各房间进行取样，确定R/B内各房间的放射性，操纵员根据放射性水平来决定相应的干预行动。

（4）监视R/B内放射性剂量，当R/B内剂量超过3000cps，确认安全壳隔离阀自动关闭，以阻止R/B内的放射性物质向外扩散。

（5）停运D/C电加热器3332-HTR6/7，以防止更多的重水蒸汽通过断裂管线出向环境逸出。

（6）隔离D/C，防止重水以其他方式进入D/C。

（7）打开3332-PV10对D/C进行疏水。

（8）参考GOP004（降功率至冷态泄壓）对PHTS降温降压。由于D/C已经被隔离，PHTS无法通过稳压器压力控制阀3332-PCV5/6来降低系统压力，因此在PHTS切换至水实体之前只进行降温操作，不进行降压操作。

3.3 对PHTS切换至水实体之前只降温不降压的可行性分析

对CANDU堆压力管的结构完整性构成最大威胁的是延迟氢化裂纹（DHC）。在特定工况（低温高压）的压力/温度环境下，延迟氢化裂纹崩裂会导致主热传输系统失去冷却剂事故（LOCA）。

在发生D/C喷淋管线断裂的事故工况下，防止延迟氢化裂纹（DHC）产生的对策有：

（1）采用最大允许的速率冷却PHTS。

（2）保证主热传输系统运行于PHTS压力/温度（P/T）包络线[5]之内（即图1中阴影部分）。

图1 保证压力管结构完整性的PHTS压力/温度（P/T）包络线

由图1裂纹稳定性线计算出的各温度点对应的反应堆出口集管（ROH）容许压力如下：

表1 由裂纹稳定性线计算出的各温度点对应的反应堆出口集管容许压力Ps ROH（T）

正常情况下PHTS的压力为9.89MPa，从表1中可以看出，在该压力下将PHTS的温度由260℃降至80℃是在PHTS压力/温度（P/T）包络线之内的。因此在PHTS切换至水实体之前只降温不降压是可行的。

3.4 避免重水从破口泄漏

在D/C完全隔离后，上充泵的再循环流量将全部进入D/C内，导致D/C内液位上升，甚至通过喷淋管线的破口泄漏到反应堆厂房内。所以，如何避免这种情况的发生成为了事故处理的重点之一。

（1）降温降压所需时间的计算

PHTS所允许的最大连续降温速率为2.76℃/分钟，将PHTS由260℃降至80℃需要约65分钟，随后切换至水实体模式，再将压力以500kPa/2分钟的速度降至500kPa，停运上充泵时，则至少还需要40分钟。所以，整个降温降压过程需要大约2小时。

（2）重水上升至破口所需时间的计算

D/C的内径为1.98米，喷淋管线位于D/C中部距其底部5米处。可以得出D/C内到喷淋管线位置处的容积约为14.38m3。正常运行时，D/C内有重水2.49m3[1]。

在正常情况下，两台上充泵的再循环管线节流孔板RO5和RO10的上游压力为13.6MPa，下游压力为1MPa，流量为1.65kg/s。在发生喷淋管线完全断裂的极端情况下，可认为D/C内压力为大气压，即RO5和RO10的下游压力为0。再循环管线内径为1英寸，重水密度为1091kg/m3[1]。根据伯努利方程和流体连续性方程，节流孔板前后的压差与流量的平方成正比，不考虑摩擦等因素的影响（简化计算，同时也出于保守考虑），可算出单台泵再循环最大流量约为1.71kg/s。由此可得出一台上充泵连续运行1小时，其再循环管线的水全部进入D/C内的体积约为5.64m3。

另外由2007年5月2日，1号机组通过3332-PV10对D/C（常压）疏水的操作可知，D/C由2.455米降至1.375米，用时1小时25分45秒，可以得出其疏水速率为2.33m3/h。

在发生喷淋管线完全断裂后，操纵员隔离D/C，打开3332-PV10对其疏水，并保持1台上充泵运行，此时每小时注入D/C内的重水体积为3.31m3。由此可以算出D/C内的液位上升到破口处需要3小时36分。如果保持2台上充泵运行，此时每小时注入D/C内的重水体积为8.95m3，D/C内的液位上升到破口处需要1小时20分。

因此在对PHTS降温降压的时候，只能保持一台上充泵运行，操纵员必须抓紧时间对PHTS降温降压。如果需求的上充流量超过一台上充泵的能力，可以要求换料人员将换料机连接到燃料通道上对PHTS供水。

3.5 保证主热传输系统的装量

主热传输系统从热态零功率降到冷态零功率这一阶段，由于冷却剂收缩而造成的重水容积的变化，需要重水储存箱提供约26.9m3的重水装量，而一条上充泵再循环管线在整个过程中旁路了约11.3m3的重水装量，这超出了重水储存箱的供水能力。因此需要操纵员在适当的时候从重水供应系统传输重水到重水储存箱内，以保证PHTS的装量。

4 结论

除气冷凝器喷淋管线由于振动导致的开裂已成为CANDU6型重水堆的重要缺陷和热点问题，严重影响到了核电厂的安全运行和经济效益。在发生除气冷凝器喷淋管线完全断裂的情况时，操纵员需要迅速发现并定位故障，及时停堆、隔离除气冷凝器并输水，尽早对主热传输系统进行降温降压。在只启动一台上充泵的情况下，操纵员有足够的时间将主热传输系统降至冷态泄压，并在必要时通知换料人员将换料机连接到主热传输系统以补充重水装量。另外，操纵员需要及时通过重水供应系统对重水储存箱补水。此时电厂的核安全和经济性都能得到有效的保障。

【参考文献】

[1]98-33300-DM-000：主热传输压力装量控制系统设计手册.

[2]98-33000-OM-001：主热传输系统及其辅助系统运行手册.

[3]98-33310-TMT-FB203：压力和装量控制系统培训教材.

[4]9801-33300-1-1-OF-A1：热传输压力装量控制及重水储存、传输系统流程图.

[5]98-98550-TMT-GO212：保持压力管完整性的PHTS运行导则.

[6]主热传输系统及其辅助系统标高图.