CN100341075C - 一种提高核电站安注系统整体可靠性的方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种提高压水堆核电站安注系统整体可靠性的方法，在所述安注系统内，与该压水堆中的反应堆回路相连接的管道上设有一个浓硼水箱，该方法还包括如下步骤：用结晶硼和去离子水进行混合配置，将浓硼水箱中的硼的浓度控制在7000ppm～9000ppm范围内的步骤，并将浓硼水箱中的低温报警值设为35℃。利用本发明，消除硼结晶造成的对管道系统的堵塞，并最终提高压水堆核电站安全系统的可用性。
Description
技术领域
本发明涉及一种提高压水堆核电站的安注系统整体可靠性的方法，尤指采用降低浓硼水箱的硼的浓度的来提高安注系统整体可靠性的方法。
背景技术
压水堆核电站是目前比较广泛采用的核反应电站。其特征是水在堆芯内不沸腾，因此水必须保持高压状态。图1示出了一种压水堆的示意图。在压力壳2中设有堆芯1(包括燃料元件棒)。压力壳2内压强可达100多个大气压。可把水加热到330℃以上。温度升高了的水进入蒸汽发生器内，该蒸汽发生器内有很多细管，细管中的水接收热量变成蒸汽进入蒸汽轮机发电。
从图1中可以看出，从反应堆出来的水是跟细管中的水分开的，即使堆中的水有少量放射性物质，也不会传递到细管中的水中。从反应堆出来的水在蒸汽发生器中温度降低后，经一回路的循环泵4驱动，又回到压力壳2的堆芯1继续加热，完成第一回路的循环。一回路和压力壳2组成第三道安全屏障。蒸汽发生器内的蒸汽进入蒸汽轮机做功后，再进入冷凝器冷却成水，经二回路循环泵5驱动，再回到蒸汽发生器继续使用，这就是第二回路循环。冷凝器中用三回路循环泵6抽来的江河水作冷却剂，冷却后又排回到江河中，组成第三回路循环。其中，水或蒸汽的流向如图中的箭头所示。
在该种压水堆核电站的反应堆中有两种反应堆或功率的控制手段。一种是利用控制棒3，另一种就是向反应堆注入硼水，因为硼水具有吸收中子的物理特性。我们把向反应堆注入硼水的系统称为安注系统，而浓硼水箱就位于安注系统向反应堆一回路连接的管道上。安注系统可以在正常运行时使用，但更主要是在事故工况下使用，以保证反应堆的安全性。核电站的设计基准事故之一是在热台零功率下发生主蒸汽管断裂事故，发生该事故时反应堆一回路被迅速冷却，由于慢化剂温度系数为负，当一回路冷却剂温度降低时会引入正反应性，从而使反应堆重返临界或超功率。由于发生事故时处于停堆状态，所有的控制棒3都已经插入反应堆，这意味着没有任何手段控制反应堆重返临界或超功率，这是非常严重的事故。如果在零功率状态下(控制棒已插入)有一束控制棒(Rod Cluster Control Assembly，RCCA)被卡在堆顶，则功率峰因子(FΔH)较高和偏离泡核沸腾比(Diviation from Nuclear BoilingRatio，DNBR)下降。设计浓硼箱的最终目的是在事故下通过安注系统注入一定浓度的浓硼酸以抑制反应堆重返临界或重返功率的时间和功率增长的幅度，以保证事故下反应堆的安全性。
为了达到控制的目的，在设计上一般选取21000PPM硼浓度，以便在发生主蒸汽管断裂事故利用硼水对中子的吸收控制反应堆功率。例如大亚湾核电站是从法国引进的90万瓩核电站。法国90万瓩(三回路核电站)的安注系统浓硼水箱都是21000PPM。而21000ppm是传统安注系统浓硼水箱设计的经典参数，过去的设计一直认为只有21000PPM才能保证安全。
但是，由于浓硼水箱需在高温下运行(否则会结晶)，故蒸发量大，补水频繁，长期使用导致安注系统杂质增多，相关设备及管道结晶堵塞，使安注系统可用性下降，IO(代指“设备不可用”)消耗多，也给正常运行与维修带来很大的困难。
发明内容
为了克服现有21000PPM硼浓度的浓硼水箱所引起的不足，现提供一种提高核电站安注系统整体可靠性的方法，其降低了浓硼水箱中的浓度，可使安注系统的可用性升高。
本发明所采用的技术方案为：本发明提供了一种提高压水堆核电站安注系统整体可靠性的方法，在所述安注系统内，与该压水堆中的反应堆回路相连接的管道上设有一个浓硼水箱，该方法还包括用结晶硼和去离子水进行混合配置，将浓硼水箱中的硼的浓度控制在7000ppm～9000ppm范围内的步骤。
所述压水堆核电站为三回路压水堆核电站。
进一步包括将浓硼水箱中的低温报警值设为33℃～37℃的步骤。
本发明的有益效果在于：本发明采用了降低浓硼水箱的浓度的方法，并降低了浓硼水箱的低温报警值，可以消除高硼浓度溶液带来的运行维护和对安全的不利影响，消除硼结晶造成的对管道系统的堵塞，并最终提高压水堆核电站安全系统的可用性，提高核电站的安全水平，提高核电站的发电效率。
附图说明
图1是现有的三回路压水堆核电站示意图。
图2是本发明中安注系统及浓硼水箱的示意图。
具体实施方式
图2是本发明中安注系统及浓硼水箱的示意图。安注系统是核电站最重要的安全系统之一，其是用于向反应堆注入硼水的系统。浓硼水箱7位于安注系统中与反应堆一回路相连接的管道上，图中以004BA标示。安注系统启动后具有一定浓度的硼水首先注入反应堆，以保证事故下反应堆的安全性。
本发明提供了一种解决以前21000ppm硼浓度的浓硼水箱所带来的问题的方法。即将浓硼水箱中的硼浓度降至7000～9000ppm，可以从根本上解决上述问题。将浓硼水箱中的21000ppm的硼水替代为7000～9000ppm的硼水并对相关系统进行改造，可以消除高硼浓度溶液带来的运行维护和对安全的不利影响，消除硼结晶造成的对管道系统的堵塞，并最终提高压水堆核电站安全系统的可用性，提高核电站的安全水平，提高核电站的发电效率。
独立重新分析了主蒸汽管断裂事故。浓硼水箱改造主要是硼浓度的下降，而硼浓度的下降会带来反应堆安全裕量的下降，因此对在硼浓度的下降后的反应堆堆芯、反应堆系统和安全壳的分析论证是该技术改造的主要路径和难题。经过可行性研究，该设计改进的关键之处是证明将浓硼水箱硼浓度从21000ppm降至7000～9000ppm，当发生主蒸汽管在安全壳内断裂时，堆芯DNBR满足安全准则，安全壳最高压力在设计压力限制值之内。分析了浓硼水箱改造对安全分析的影响(主要是堆芯DNBR计算和安全壳内压力响应计算)以及对电厂的其它影响，证明该改造是可行的，也就是说在这一设计改造既不降低核电站的安全性，还大大增加了设备和系统的可靠性。
浓硼水箱改造的安全再评价准则为：1)堆芯最小DNBR不得低于允许值；2)安全壳压力不得高于允许值。
当浓硼水箱的硼浓度降低后，主蒸汽管断裂事故重返功率幅度会有所升高。一方面，由于原来该事故的DNBR安全余量较大(安全分析报告中的DNBR值2.07，限值1.45)，因而降低浓硼水箱的硼浓度是有可能的。另一方面，降低浓硼水箱硼浓度后，如果主蒸汽管在安全壳内断裂，在前面一段时间内将使向安全壳的蒸汽质能释放率增加(因重返功率幅度增加)。
对浓硼水箱改造后反应堆安全的分析论证是应用核电系统分析程序对事故状况下的反应堆及安全壳的热工水力进行大量的计算分析后得出结论的。
在本发明中，需首先确定浓硼水箱中的硼浓度范围；
将硼浓度范围放宽为7000～9000ppm，消除因补硼、补水超标造成的IO问题。硼浓度的下限经过安全分析确定可以降为7000ppm(下限的确定)，而硼浓度的上限确定为9000ppm的原因是基于如下考虑：参考目前REA 4％硼酸浓度范围为7000-7700ppm；考虑到目前RIS(安全注入系统)再循环回路运行温度高、易蒸发、易泄漏，运行工况比REA(硼添加系统)更严劣的特点；考虑到每两月RIS004BA进出口阀的定期实验和每半年循环泵切换影响回路浓度(变小)；考虑到OPO(运行处)运行人员配制硼酸可能造成的误差范围等等综合因素。最后决定改进后RIS 4％硼酸浓度为7000-9000ppm(硼浓度＞9000ppm或＜7000ppm均进入IO)。
再者，确定RIS浓硼回路的低温报警值：
将进入IO的低温报警温度由68℃改为33℃～37℃，其中其佳值取35℃，消除低温报警。设计中考虑进入IO的低温报警温度为35℃的原因如下：RIS4％硼酸浓度为7000-9000ppm，对应的结晶温度为14.5℃-24℃；设计基本原则是取最不利的值，即24℃；按照RRB(硼加热系统)系统设计准则，温度控制整定值应为被热跟踪回路的结晶温度并至少加上4℃的安全裕量，则RRB低温报警整定值至少为30℃；考虑到目前浓硼再循环回路上业已存在的问题，如仪表、排水管道温度不均匀，即使主回路温度高达99℃，支管也常结晶，保温层拆装几次后难以复原，渗漏硼酸附着在管壁影响保温效果，RRB热跟踪工艺设计不合理、以点代面等综合因素，我们保守考虑不确定性5℃。最终确定进入IO的低温报警温度为35℃，即如果回路温度＜35℃，机组需在7小时后撤到双相中间停堆(原为68℃)。
本发明所提供的方法的具体实现过程并不复杂，主要是用结晶硼和去离子水进行混合配置，用化学分析的方案测量硼溶液的硼浓度，到达7000～9000ppm即可。其无需改变安注系统及浓硼水箱的结构。
Claims (3)
1.一种提高压水堆核电站安注系统整体可靠性的方法，在所述安注系统内，与该压水堆中的反应堆回路相连接的管道上设有一个浓硼水箱，其特征在于它还包括如下步骤：用结晶硼和去离子水进行混合配置，将浓硼水箱中的硼的浓度控制在7000ppm～9000ppm范围内。
2.如权利要求1所述的一种提高压水堆核电站安注系统整体可靠性的方法，其特征在于：所述压水堆核电站为三回路压水堆核电站。
3.如权利要求1所述的一种提高压水堆核电站安注系统整体可靠性的方法，其特征在于：进一步包括将浓硼水箱中的低温报警值设为33℃～37℃的步骤。
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