核电机组供热安全性分析
核电机组供热安全性分析
林学忠;葛政法;吴元柱
【摘 要】核能作为清洁、安全、高效的能源,可以作为城市区域供热的热源.为解决中国北方地区供暖季节燃煤供暖导致的严重空气污染,中核辽宁核电有限公司开展核电供热专题研究,完成了徐大堡一期核能区域供热可行性方案.本文介绍了徐大堡核能区域供热的技术方案,分析了增加核能供热系统对机组核安全三要素的影响,得出徐大堡核电厂利用汽机抽汽进行区域供热不会影响到核电机组核安全三要素的结论.%Nuclear energy is a clean,safe and efficient energy,it can be used as a heat source for district heating.In order to solve the serious air pollution caused by the heating of coal in northern China during the heating season,CNNC Liaoning Nuclear Power Co.,Ltd.Completed the feasibility study of nuclear power regional heating in Xudapu by conducting nuclear power heating.This paper introduces the technical scheme of Xudapu nuclear energy district heating,and discusses the influence of increasing the nuclear power supply system on the three elements of nuclear safety of the unit.It is concluded that the district heating of Xudapu nuclear power plant will not affect the three elements of nuclear safetyt.
【期刊名称】《节能技术》
【年(卷),期】2017(035)004
【总页数】4页(P355-357,366)
鄂尔多斯盆地【关键词】核电机组;AP1000;区域供热;安全分析;一回路;二回路
【作 者】林学忠;葛政法;吴元柱
【作者单位】中核辽宁核电有限公司,辽宁兴城125100;中核辽宁核电有限公司,辽宁兴城125100;中核辽宁核电有限公司,辽宁兴城125100
【正文语种】中 文
【中图分类】TP242
近年来，大气雾霾作为一种新型灾害性天气，具有爆发频率大、持续时间长、影响范围广等特点。根据卫星观测结果，我国约有30%的国土面积受到雾霾天气影响，近八千万人口的健康遭到雾霾的威胁，其中最为严重的是北方地区[1-2]。
据中国新闻网报道：环保部监测显示，供暖季全国重点区域PM2.5平均浓度均比全年平均浓度高20%左右。2013年，长春市全年43天重污染天气中的41天出现在供暖期。2015年11月2日20时，哈尔滨6个监测点PM2.5的实时浓度爆表达到500，11个监测点全部为严重污染。
于晓英[3]等人通过对哈尔滨市近3年的环境空气质量变化趋势及污染特征进行分析，明确哈尔滨市雾霾现象的主要原因为冬季供热源增加。郭利利[4]对太原市采暖期大气碳颗粒物组成及污染特征进行研究，研究表明四个采样年度PM2.5中的有机碳和元素碳主要来源于燃煤和生物质燃烧。因此供暖是中国北方雾霾形成的重要因素之一。
在各种可能替代煤炭等化石燃料进行供热的清洁能源中，核能有着得天独厚的优势，据有关单位研究计算，核能的温室气体排放只是同等规模煤电链的百分之一左右[5]。使用核能供暖也一直是核能发展的重要方向。
在国外，瑞士、瑞典、俄罗斯等众多欧洲国家已有利用核能进行集中供热的成功案例，已经积累了丰富的运行经验[6-7],其中瑞士贝兹诺核电站已有30多年的核电机组热电联供的运行业绩。
5.8空难
在国内，随着北方核电厂的不断发展和壮大，地方政府希望核电厂能承担起地方更多的公共服务义务，而寒冷地区冬季供热便是其中最重要的一项。
为解决燃煤取暖造成的环境污染问题，提高经济效益，保障并提高北方地区人民众的生活质量，使得核电厂在供电的基础上实现供热，能够提高核电厂热能的综合利用。
根据徐大堡核能区域供热的方案，供热系统可以分为汽侧回路和热网循环水回路。
1.1 汽侧回路
酵母汽机抽汽取自低压缸进汽母管，通过热量交换，加循环水，疏水被凝结水冷却后，返回凝汽器。经过汽水换热器后，疏水温度75℃，每个机组包含2台疏水冷却器，热量由凝结水回收，冷却至35℃返回凝汽器。汽机两侧的低压缸进汽母管上各自设置抽汽管线，抽汽流量可以由抽汽管线上的阀门控制。
1.2 热网循环水回路
徐大堡核能区域供热的原理简图如图1所示。
南京有几个火车站热网循环水回路是一个闭式回路，主要设备是泵和热交换器。循环水被抽汽加热后，到最终用户还要进行一次热量交换，在绥中县城附近的二级换热站完成，首站和二级换热站的泵提供压头，克服系统的流阻。
每台机组设置一个供热首站，每座首站的热网加热器有2台管壳式汽-水换热器组成，每台换热器按照32.5%最大设计热负荷考虑。
首站的热网循环水系统由三台热网循环水泵、两台汽-水换热器、三台除污器、管道及阀门组成。热网65℃回水经除污器过滤后，由热网循环水泵升压，升压后的循环水经热网换热器加热至125℃，送至二级换热站。二级换热站的设备和功能与换热首站基本一样，将热网循环水的热量交换给市政热网。
核电机组供热有别于常规火电机组供热，核电机组的安全性是一项重要的指标[8]，故特做如下安全性分析。
2.1 热网循环水回路反应性控制的影响
核电机组功率运行时，反应堆的输出功率与一回路的温度对应，控制了一回路的温度也就
控制了反应堆的输出功率。一回路的温度整定值是根据汽机负荷转化的温度整定值。当汽机跳闸时，汽轮机旁排系统为一回路提供一个人为的负荷，将主蒸汽旁路到凝汽器， 排放能力为40%额定蒸汽流量。反应堆控制系统能够调节10%的阶跃降负荷或负荷每分钟线性变化5%。汽轮机旁排系统和反应堆功率控制系统总共能够满足50%的机组甩负荷。大于50%的阶跃甩负荷或汽轮机在50%负荷以上的跳闸工况， 超过了上述两个系统的调节能力，会导致一回路过热。这些工况下，快速降功率系统需要动作，快速降低核功率，防止一回路过热。
汽机正常运行时，汽机负荷按发电机输出功率闭环控制，汽轮机调门根据DEH中的发电机负荷整定值与实测值的偏差进行调节。反馈到一回路温度控制回路的汽机负荷是根据汽机高压缸进汽压力产生的温度整定值，因此该定值能够覆盖发电机负荷和供热抽汽负荷两部分。如反应堆保持满功率运行，此时反应堆的功率输出等于发电机负荷与抽汽负荷相加，则投入供热回路时，需根据供热负荷情况调整发电机功率整定值，保证反应堆功率不超限值。
反应堆功率调节时，根据一回路温度整定值与实测值偏差，通过控制棒的提升或插入，使
一回路和二回路的负荷匹配。控制棒动作时，其设定的速率保证了反应性的引入是受控的，不会威胁到反应堆的安全运行。
根据目前的供热方案，最大供热抽汽流量约占低压缸总进汽量的6%，考虑抽汽参数低，还有汽机调门进行调节， 并且AP1000核电机组设计有10%负荷阶跃的适应能力，抽汽回路的瞬态不会对反应堆安全造成影响。
2.2 堆芯冷却的影响
根据工况的不同，AP1000核电机组的堆芯冷却方式可以通过5种方式实现。
(1)蒸汽发生器(SGS);
(2)应急堆芯冷却系统(RXS)的非能动堆芯冷却热交换器(PRHR);
(3)余热排出系统(RNS);
(4)应急堆芯冷却系统的堆芯补水箱、安注箱对堆芯补水;
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(5)自动卸压系统动作后，反应堆换料水箱重力注入堆芯。
供热系统的抽汽位置在低压缸进汽母管，供热系统是否运行只可能对蒸汽发生器产生影响。当汽机停机后，供热系统抽汽回路与蒸汽回路隔离，即实现了与蒸汽发生器的隔离。而此工况下，蒸汽发生器产生的蒸汽还可以通过汽机旁排系统排入凝汽器、通过大气释放阀排入大气，即供热系统是否运行不会影响到蒸汽发生器对反应堆的冷却功能。
因此，目前的供热方案对正常运行及事故工况下反应堆的堆芯冷却没有影响。
2.3 放射性包容的影响
核安全是核能应用的先决条件。为了保证环境与公众的安全，在放射性裂变产物与环境之间会设置三道屏障，一是燃料元件的芯块和包壳，二是包括反应堆在内的一回路压力边界，三是安全壳。
新增供热系统后，对核电站设置的三道安全屏障没有影响，不会影响到核电机组原有设计对放射性产物的包容，但需要分析原有的安全屏障失效时，放射性物质是否会通过供热系统扩散。
综合考虑目前的供热方案，放射性物质可能进入热网循环水的途径为二回路蒸汽出现放射
性，同时供热抽汽与热网循环水进行热量交换的热交换器出现破口，蒸汽中的放射性可能会进入到热网循环水系统中。为避免出现这种工况，核电站的原有设计以及目前的供热方案中已考虑设置应对措施，下面进行详细阐述。养老保险补缴
2.3.1 正常运行时的放射性监测
AP1000核电机组的二回路系统设置的放射性监测包括3个系统的辐射监测仪表。蒸汽发生器系统 、蒸汽发生器排污系统、冷凝器抽真空系统。
蒸汽发生器系统的辐射监测仪表设置在安全壳外的主蒸汽管道上,测量蒸汽发生器是否破管导致放射性物质进入到主蒸汽中。
蒸汽发生器排污系统的辐射监测仪表设置在汽机厂房第一跨的管线上,测量蒸汽发生器排污管线中是否含有放射性物质。
冷凝器抽真空系统的辐射监测仪表设置在真空泵抽汽排出母管上，测量凝汽器汽侧是否含有放射性物质。
通过以上3个系统的放射性监测仪表，当二回路蒸汽中含有放射性时，辐射监测仪表能够及时探测并发出报警，提醒主控室操纵员及时采取有效措施，防止二回路蒸汽的放射性扩散到环境中去。
2.3.2 发生蒸汽发生器传热管破裂时的事故处理
蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)是AP1000机组的设计基准事故，核电厂的设计为SGTR事故提供的自动保护措施，包括反应堆停堆、非能动余热排出热交换器投入、启动堆芯补水箱、关闭稳压器电加热器以及防止蒸汽发生器满溢的各种保护性措施，确保反应堆冷却剂系统自动降温降压，以终止破口流量和向大气的蒸汽释放，并将机组长期保持在稳定状态下。这些保护措施可以使厂外放射性剂量在设计基准事故SGTR事故下保持在可接受范围。
发生SGTR后，事故处理规程第一步是识别并隔离故障的SG。故障SG隔离后，一回路含放射性的冷却剂向二回路的泄漏得到终止。事故处理规程中的停机操作，将隔离供热抽汽回路，使二回路蒸汽回路与热网循环水回路实现双重隔离，能够防止二回路蒸汽中的放射性向热网循环水回路的泄漏。甚至还可以再将二级换热站的用户回路隔离，这样，蒸汽到
用户回路实现三重隔离。

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