秦山三期CANDU核电厂热传输系统

1、第20卷第6期1999年12月核动力工程NuclearPowerEngineeringVol.20.No.6Dec.1999秦山三期CANDU核电厂热传输系统宫宏起(秦山第三核电有限公司,浙江海盐,314300)R.S.Hart(,5)摘要,产生蒸汽去推动汽轮机。,需要一些辅助和控制系统的配合。本文介绍。核电厂热传输系统泵蒸汽发生器稳压器控制1概述CANDU堆热传输系统(HTS)由主热传输(1)在反应堆运行、停堆和维修的整个期系统和热传输辅助系统组成。加压重水在主热传输系统中循环,经过燃料通道,导出铀燃料中核裂变产生的热量。重水冷却剂携带热量到蒸汽发生器,把热量传递给二次侧的轻水,并使其变成蒸

2、汽驱动汽轮发电机发电。热传输辅助系统支持主热传输系统运行,并且保持运行参数在限值内。CANDU堆堆芯采用重水作为冷却剂的主要优点是它有很低的中子吸收截面和高的热容量。由于热传输系统对结构材料有特殊要求限制腐蚀(如最低铬含量的限值)和减少放射性产物及传输(如材料中低的钴含量),CANDU堆热传输系统广泛采用具有好的可延性、相对易于焊接和在役检查的碳钢材料。在热传输系统冷却剂控制方面有两点主要要求:保持溶解氧的低浓度,以确保锆合金和碳钢低的腐蚀速率;合适的碱性,以保证可接受的低的碳钢腐蚀速率。主热传输系统和其辅助系统的主要运行特征如下:间,反应堆冷却剂始终循环通过燃料通道。(2)对所有正常运行模式

3、主热传输系统的压力由压力与装量控制系统控制。(3)主热传输系统超压由释放阀、反应堆调节系统和安全停堆系统提供保护。(4)对所有正常运行模式主热传输系统的装量由压力与装量控制系统控制。(5)停堆冷却系统可以在热态零功率的主热传输系统温度和压力下运行。停堆后,有能力导出堆芯衰变热,降低主热传输系统的温度,以便于系统维修。这个系统允许从主热传输泵和蒸汽发生器疏排重水冷却剂,以便进行在役检查和/或维修,而又保持燃料的冷却。(6)通过过滤、离子交换的净化及化学添加方法保持主热传输系统冷却剂的水化学和纯净度。(7)在主热传输系统发生失水事故时,应急堆芯冷却系统向主热传输系统供给轻水,以提供燃料的长期冷却。

4、(8)尽可能采用焊接结构和波纹管密封阀将重水泄漏减到最小。在检修和/或在役检查期间1999年7月19日收到初稿,1999年8月18日收到修改稿。宫宏起等:秦山三期CANDU核电厂热传输系统497要求疏水的设备,以及有潜在泄漏源的设备被连接到热传输重水收集系统。2主热传输系统在设计CANDU26核电厂主热传输系统(图1)时,考虑了发生极小概率的失水事故时要限制引入堆内的正空泡反应性速率。CANDU26主热传输系统由两个环路组成,作为中小型CAN2DU堆,这种安排是有效的。每个环路的加压重水循环通过位于反应堆垂直中心面一侧的190个燃料通道。因此,LOCA于经受LOCA的环路。这样,引入的速率,由

5、22个入口集管、2,形成一个“8”字型。在这种布置中,每个环路的泵和蒸汽发生器都是串联的,反应堆供水管将燃料通道的入口、出口端分别连接到反应堆的入口、出口集管上。通过燃料通道的流动是双向的(即相邻通道流向相反)。反应堆供水管尺寸大小的选择是使每个通道的冷却剂流量正比于按时间平均的通道功率。因此,每个通道冷却剂的时间平均焓升大致相同。蒸汽发生器、主热传输泵和集管位于反应堆的上方,有利于冷却剂产生虹吸自然循环。因此,在主热传输泵失效而事故停堆后,仍可确保燃料冷却。这种布置也允许主热传输系统疏水到一个刚好高于集管的水位,以便对主热传输泵和蒸汽发生器进行在役检查和维修。主热传输系统的运行压力是优化CA

6、NDU。主热,因,主热传输,这将导。CANDU26主热传输系统出9.9MPa,代表了一个比较好的经济性综合平衡结果。为了提高全厂的经济性,减少蒸汽发生器的尺寸和重水装量,高功率运行时,允许燃料通道出口段出现沸腾。在反应堆寿期末满功率时,最大出口集管蒸汽含量为4%。不同CANDU堆的热传输系统设计参数概况列于表1。主热传输泵由立式含有密封空气2水冷的鼠笼感应电机驱动。因为泵的电机机组有足够的转动惯量,当电机丧失电源时,冷却剂流量减少的速率与停堆后反应堆功率下降速率相匹配。在主热传输泵停转后,自然循环维持燃料冷却;然后,停堆冷却系统可以投入运行。图1CANDU26核电厂主热传输系统498表1核动力

7、工程不同CANDU堆的热传输系统参数概况Vol.20.No.6.1999蒸汽发生器结构示于图2。反应堆冷却剂流经传热管内,将热量传给传热管外的二次侧并使其产生蒸汽。CANDU蒸汽发生器由圆柱壳体内垂直倒U型管束组成,汽水分离器布置在蒸汽发生器上部的汽鼓内。给水进入蒸汽发生器二次侧的折流式预热器,流过U型管束的出口端。从预热器出来的饱和水和流过管束热段的再循环水相混合,从U型管束上端上升的汽2水混合物通过旋风汽水分离器,将分离出来的水通过环形下降腔再循环到管束,而分离出来的湿度小于0.25%(wt)的蒸汽则通过出口管嘴离开蒸汽发生器。根据蒸汽发生器液位、蒸汽流量和给水流量测量值,使位于每台蒸汽发

8、生器给水管上的给水流量控制阀将蒸汽发生器的水位控制在给定的运行限值内。对所有间接循环式的核电厂,防止传热管故障是很重要的。因此,要特别注意二次侧的水化学,控制不希望的化学物质因蒸汽或给水系统泄漏而进入蒸汽发生器的二次侧。CANDU堆二回路系统用全挥发处理(AVT)和高质量补水,采用不泄漏的钛合金冷凝器和最佳化学控制方法,以减少腐蚀产物进入蒸汽发生器。高的再循环比和相对低的热流密度,结合全面的化学控制、材料精选和细致的设计,确保CANDU堆蒸汽发生器的长寿命和相对低的保养要求。3.1重要的热传输辅助系统压力和装量控制系统压力和装量控制系统(图3)为主热传输系统提供压力与装量控制和超压保护。主要系

9、统设备有稳压器、除气冷凝器、重水供给泵以及相关的控制与安全阀、仪表。主要系统功能如下:将主热传输系统压力控制在主热传输系统和反应堆运行模式的设计范围之内;将主热传输系统装量控制在主热传输系统和反应堆运行的设计范围之内;将由瞬态引起的主热传输系统压力增减限制在可接受的范围;调节主热传输系统冷却剂在升温、启动、功率变宫宏起等:秦山三期CANDU核电厂热传输系统499图2蒸汽发生器结构示意图动、停堆和冷却过程中的热胀和冷缩所引起的容积变化;为主热传输系统冷却剂除气。一个公用稳压器连接到两个主热传输系统环路,在通向每个环路的连接管上装有快速动作隔离阀,一旦出现失水事故信号,这些阀门立即关闭。稳压器内始

10、终装有重水和重水蒸汽,在核电厂运行期间用于减少主热传输系统的严重压力瞬态(正、负波动)。在带功率正常运行期间,主热传输系统的压力由稳压器来保持;当需要增加压力时,由位于稳压器底部的电加热元件为稳压器加入能量;当需要降压时,靠蒸汽排放阀从稳压器上部蒸汽空间排放蒸汽而释放能量。为了维持主热传输系统的装量在给定的运行界限内,由一台100%容量的重水供给泵给主热传输系统供水,并用重水供给阀(或重水排放阀)自动调节。装量控制的依据是稳压器液位(这个液位被设定成反应堆功率的函数)。稳压。(如稳压器释放阀、主热传输系)都连接到除气冷凝器。除气冷凝器释放阀的设定压力高于主热传输系统运行压力,所以,连接主热传输

11、系统到除气冷凝器的阀门在开启状态下的故障并不导致主热传输系统重水的损失。除气冷凝器释放阀排量的大小决定于在与主热传输系统串联的液体释放阀开启时能否对主热传输系统提供超压保护。3.2停堆冷却系统停堆冷却系统(图4)用于停堆后导出堆芯衰变热,并将主热传输系统冷却到适于维修主热传输以及辅助系统设备的温度。在蒸汽发生器丧失热阱事故中,停堆冷却系统可以在主热传输系统热态零功率的温度与压力下投入运行,确保燃料冷却。在正常运行中,如果主热传输系统需要冷却,先从蒸汽发生器排放蒸汽,使其得到部分冷却;然后用停堆冷却系统将其冷却到希望的温度,并可无限期的保持这个温度。当反应堆冷却剂被疏水位略高于集管的位置时,停堆

12、冷却系统能够给燃料提供冷却,以便于对蒸汽发生器和主热传输系统泵内构件进行维修和在役检查。停堆冷却系统由两个分离回路组成,分别位于反应堆的每一端。每一个回路包括一台停堆冷却泵和一台停堆冷却热交换器。停堆冷却系统回路连接到反应堆出、入口集管。在反应堆每端一个回路中,停堆冷却泵从反应堆出口集管引出冷却剂,经过停堆冷却热交换器后将其送回反应堆入口集管。该泵和热交换器位于反应堆集管的下部,当主热传输系统疏水到集500核动力工程Vol.20.No.6.1999图3压力与装量控制系统图4停堆冷却系统宫宏起等:秦山三期CANDU核电厂热传输系统501管位置时,泵的净正吸入压头是有效的。停堆冷却系统热交换器中的

13、热量经循环冷却水系统排出。3.3重水收集系统重水收集系统收集机械设备泄漏的重水及检修前疏排的重水。收集的重水经提浓后返回热传输系统的重水贮存箱。3.4热传输净化系统在主热传输系统中,热传输净化系统将放射性沉积物的积累降到最小。在热传输系统中产生的放射性物质很少。这是由于该系统所采用结构材料受到限制(如很低的钴含量),而且没有破损燃料在反应堆内运行(一旦燃料发生破损,可以被发现并且通过不停堆换料系统迅速将其更换掉)。冷却剂由净化系统连接过滤和净化。净化流由每个环路的一台主热传输泵出口引出,经过再生热交换器、冷却器、过滤器和离子交换柱冷却净化,。pystemofQinshanPhaseCANDUN

14、uclearPowerPlantGongHongqiR.S.Hart(TheThirdQinshanNuclearPowerCompany,314300,Haiyan,Zhejiang)(AtomicEnergyofCanadaLimited,L5K1B2,Canada)AbstractThissystemtransportsalargeamountofthermalenergyfromthereactortothesteamgenerators,usinghigh2pressureheavywaterasthetransportmedium.Steamgeneratorssendthisener2gytowardtheturbineintheformofsteam.Severalauxiliaryandcontrolsystemsarerequiredtooper2atethistransportsystemsafelyandreliablyunderdynamicconditionsofplantoperation.Thispaperdescribestheh