核电机组大修期间换料水箱排空操作研究分析

核电机组大修期间换料水箱排空操作研究分析

核电机组大修期间换料水箱排空操作研究分析

孔志平

（中核核电运行管理有限公司 浙江省 海盐县）

摘要：换料水箱作为核电站存储安注和安喷系统所需硼水的关键设备，其底板焊缝的完整性直接关系到专设系统的安全运行。本文首先分析了换料水箱排空的必要性，介绍了同行电厂在排水方案上的实践经验，然后通过对方家山207大修期间换料水箱排空操作实践的分析，介绍了操作步骤、关键节点控制、技术创新以及遇到的问题与应对策略。

关键字：换料水箱；排水操作；风险评估与管理；

Research on the Emptying Operation of Refueling Water Tank during Major Maintenance of  Nuclear Power Plant

KongZhiPing

（CNNC Nuclear Power Operations Management Co.Ltd.，Production and Planning Department，Zhejiang province，Haiyan county）

Abstract: Refuelling tank is the key equipment to store boron water required for safety injection and safety injection system of nuclear power plant. The integrity of the weld seam of the bottom plate is directly related to the safe operation of the specially designed system. This paper first analyzes the necessity of refuelling tank emptying, and introduces the practical experience in the drainage scheme of the peer power plant. Then, through the analysis of the operation practice of refuelling tank emptying during the overhaul of Fangjiashan 207, it introduces the operation steps, key node control, technological innovation, problems 

Key words: refuelling tank; Drainage operation; Risk assessment and management;

1. 反应堆换料水箱的功能

反应堆换料水箱安装在反应堆厂房外，四周设有钢筋混凝土围墙，围墙可在发生事故情况下包容水箱的水容量。在反应堆出现失水事故情况下，换料水箱为堆芯提供应急水源。在反应堆换料时，换料水箱可实现反应堆水池的充水和排水。换料水箱总的水容积为1762m³，有效水容积为1664m³，贮水硼浓度正常为2400 ˜ 2600 ppm。

2. 换料水箱排空必要性分析

近年来，发现我国多个二代改进型核电机组的反应堆换料水箱底板焊缝存在超标缺陷，导致换料水箱渗漏。根据国家核安全局2024年4月17日发布的《关于加强二代改进型核电机组换料水箱底板焊缝在役检查工作的通知》，明确要求要在最近的一次大修中对换料水箱底板焊缝进行全面排查，后续至少每4个循环进行一次复查。

方家山机组属于二代改进型核电机组，此项排查工作安排在QF-OT207及QF-OT108大修期间开展。为进行换料水箱的底板焊缝排查，需要将换料水箱完全排空，由于受到技术规范和硼水存储容量的限制，该项工作存在占用大修关键路径的问题。

3. 同行电厂换料水箱排水案例分析
   1. 海南核电排水方案简介

海南核电在106大修期间进行了换料水箱排空工作，为便于排空换料水箱内的硼水，检修窗口安排在卸料完成之后，先不进行堆池排水待PTR001BA检修工作完成后再排水到低低水位。在卸料前，PTR001BA给反应堆换料水池和堆内构件池充水至19.5m，再通过PTR002PO向装载井传水，将PTR001BA大罐液位排至0.8m左右（约剩下87m³），最后这部分水通过PTR001BA底部疏水阀PTR159VB重力排至RPE006PS。这部分硼水使用三种方式进行排放：

通过RPE006PS内正式泵RPE028PO排放至TER。

通过W211房间地面孔洞用临时泵排至RPE016BA，最终排放至9TEU001/002BA。

海南方案最后的排水流量约6.5m³/h，不需改变工艺管线，但受限重力排水的速度，总用时约需15h。排水示意图见图一。

3.2红沿河核电方案简介

红沿河核电在108大修期间进行了换料水箱排空检修工作，检修项目安排在压力容器役检期间，此时反应堆水池充有14.5m的硼水，便于排空换料水箱。

第一阶段:通过临时泵向装载井排水约220m³;

第二阶段:通过临时泵向TEP中间储存箱传水约370m³;

第三阶段:通过PTR002PO排往堆池至 14.5m，约280m³ ;

第四阶段: 继续将剩余水通过临时泵传向TEP中间储存箱约230m³;残水通过重力疏水至RPE006CU-9RPE002PS-9TEUOO1/002BA。

红沿河方案临时泵排水流量约20m³/h，考虑管子切割、焊接等工序，总用时需8-10h。排水示意图见图二。

图 一                             图 二

4. 方家山207大修换料水箱排空操作实践
   1. 换料水箱排空的窗口选择

从RCS模式开始，技术规范对换料水箱水位已没有要求了。但是需要注意到的是，RCS模式时要求一列低压安注可用，其中包含PTR水箱到低压安注泵管线的可用性，隔离排空换料水箱将影响低压安注功能，产生第一组I0。RCD模式时，对安注系统无要求，所以要将换料水箱排空进行底板检修处理，需等到RCD模式才能开展。207大修属于十年大修，将换料水箱排空检修工作安排在高水位压力容器役检期间进行，一方面有利于暂存换料水箱内的硼水，一方面与役检工作并行开展，避免占用大修关键路径。

4.2排水方案的介绍

4.2.1确定总体排水方案

在机组卸料前，要先将反应堆水池（约520m³）、堆内构件池（约815m3）及转运仓（约235m³）充满水。此时反应堆水池充水至19.5米，换料水箱水位下降至约2.8米。当机组换料完成，进入RCD模式，为进行低低水位检修工作，须将一回路排水至低低水位，由于堆内构件池内需贮存上部堆内构件，故排水时仅将反应堆换料水池及主系统内的水排走。排水量约750m³，此时换料水箱水位将上升至约10米。

207大修中，PTR001BA排空检修窗口选择在压力容器役检高水位19.5m期间。此工况与卸料后排水前的工况类似。结合大修历史数据，此时换料水箱还剩约2.8m的水位，约305m³（按历次大修剩余最高水位计算）。

排水方案共分为5步：

1、卸料前给堆池充水阶段，通过低压下泄回路向硼回收系统（TEP）排水50m³。

2、卸料后堆池的排水阶段，通过核岛疏水排气系统（RPE）向TEP再排水50m³。

3、使用限制条件，通过2PTR002PO向装载井传水约100m3。

4、低低水位结束后将反应堆水池充水到19.5m，PTR001BA剩余约0.8m。

5、最后通过底部排水管线排水88m³。

207大修换料水箱排水示意图如图三所示：

图三                                      图 四

4.2.2确定底部排水方案

以上5步排水方案中的前4步都可以用现有的工艺管线来实现，但是第5步的88m³水按照现有的管线布置只能靠重力自流的方式排至2RPE006CU，再通过2RPE028PO传至地面疏水箱。

这种排水方式有三个缺点：

1）重力排水管线流量限制+排水泵流量限制+地面疏水箱容积限制，预计排水时间需要25h。

2）88m³硼水无法利用，造成硼酸浪费，也造成后期制硼压力增大。

3）由于卸料后的水部分回到了PTR001BA内，导致放射性水平很高，2RPE006CU排水是到地面疏水坑，这样会导致TEU地面疏水箱被污染，增加后期处理负担。

为此在207大修前实施了两项临时变更：“2PTR001BA排水管线变更”和“2RPE006CU排水管线变更”。如图四所示，红色管线是变更新增管线：前者可以实现通过临时泵排水至装载井复用，后者可以实现将箱底部残水排至TEU工艺疏水箱。既提高了硼水的回收率，又避免了地面水箱的污染。

4.3运行操作实施步骤、关键节点控制逻辑图简介

下图五是方家山207大修换料水箱排空隔离检修的工作逻辑图。经过前期的排水，当堆池充水到19.5m后换料水箱剩余容积88m³，待压力容器役检开始，使用临时泵将其中约78m³硼水传至装载井，现场记录传水时间约5小时。此时，装载井液位已接近乏池液位，专人监视液位差已不足10厘米。之后，使用重力输水将换料水箱剩余硼水排至2RPE002PS，现场记录排水时间约为2小时，实际记录排水量为8m³。至此，换料水箱中硼水已完全排空，由运行人员实施PTR01隔离，维修人员打开人孔后即可通知保健物理人员进行底部清理去污，完成后由技术支持人员对换料水箱内部进行烘干作业。具备条件后，由技术支持人员对底部焊缝进行检查和修复。

图 五

核电机组大修期间换料水箱排空操作研究分析

4.4实施中遇到的问题与应对策略

4.4.1换料水箱排空时间控制

换料水箱排空检修工作安排在大修压力容器役检期间，对时间控制要求严格，如果排空操作时间过长，可能会影响换料水箱整体检修进度，从而影响大修主线进度。为了尽量缩短隔离的时间，运行绘制了《2PTR001BA水箱排查运行工作逻辑图》，通过三次提前排水，尽量降低水箱水位，减少排空时的排水量，缩短主线排水时间10h；通过编写文件包《2PTR001BA排空检修文件包》，涵盖排水、隔离、恢复等步骤。控制排水和恢复的时间；排水加隔离总时间8h，均远远低于同行电厂调研数据。

4.4.2装载井液位控制

在换料水箱排空时，反应堆处于RCD模式，此时燃料均存放在乏燃料水池内。乏燃料水池与装载井间水闸门为单向开门，乏池液位高于装载井时水压方向为压紧水闸门。如果装载井液位高于乏池液位，将会造成水闸门两侧水压方向反向，可能会造成水闸门关闭不严密，如果乏池内硼水外泄，可能会造成以下影响：1、影响乏池内燃料组件的冷却效率；2、造成放射性物质的泄漏。因此，必须保证乏池液位高于装载井。在换料水箱排空期间，特别是排向装载井期间，安排一名工作人员在燃料厂房关注装载井液位，使其始终至少低于乏池10厘米。

4.5技术创新、安全管理方面的实践简介

4.5.1换料水箱间地面疏水坑变更为工艺疏水坑

在207大修之前，方家山机组换料水箱房间内原设计一个地面疏水坑：RPE006CU，地坑内的水主要来自换料水箱的溢流水、仪表疏水和底部疏水。RPE006CU液位高时通过RPE028PO自动启动将水打到TEU003/004BA，而换料水箱内的水具有放射性，且大修期间接收反应堆水池排水，放射性更高，一旦将水传输至TEU003/004BA就会导致污染地面疏水接受槽。为此需要手动停运RPE028PO，安排核清洁人员对地坑RPE006CU内的水进行抽取和去污。由于核清洁人员在对地坑内的水进行抽取和去污时需从燃料厂房20m的独立楼梯进入到0m，先将废水通过楼梯运送至KX厂房20m区域，再转运至NB281房间倾倒至相应的地坑中，转运过程中存在较大的安全风险和辐射防护风险，且人力成本较高。因此，提出变更：在RPE028PO出口气动阀RPE373VP上游增加一条疏水管线穿过W213/W 253房间后引到W215/W 255房间内工艺疏水总管RPE227IC上游，将RPE006CU的水排到工艺疏水坑9RPE002PS。实施本变更后，不仅避免了污染地面疏水槽，减少了核清洁人员的工作量，也降低了废物产生量，同时给换料水箱排空提供了条件。

4.5.2换料水箱底部排水管线临时变更

综合考虑同行电厂实施换料水箱排空操作时的方案，方家山机组本次操作采取针对底部余水实施增加临时排水管线变更的方案，在排水管上临时焊接增加一路排水管线和临时排水泵1，通过临时排水泵1将大部分余水排至装载井以便复用，剩余的水用临时排水泵1排至RPE006CU，通过正式泵RPE028PO打到9RPE002PS，将原先的重力疏水改为动力疏水，大大缩短了最后排空的时间。底部排水示意图见图六。

图 六                              图 七

4.5.3高水位役检期间实施排空操作及焊缝排查

因调查同行电厂排空换料水箱工作实践经验，排水总时长约为10-15小时，加上底部焊缝检查时间，预估至少120小时，相对于大修整体而言，这是一个不容小觑的时长，如不能妥善安排与其他相同机组状态下实施的检修工作并行实施，可能会影响主线计划。因此，趁着本次大修压力容器高水位役检的机会，实施换料水箱排空及底部焊缝检查工作。为使堆池尽量多存水，将压力容器在役检查水位由14.5m提升到19.5m。压力容器高水位役检时长约为150小时，能完全覆盖换料水箱排空和底部焊缝检查的时长，从而达到不影响主线计划的目标。

4.5.4提前排水操作

在换料水箱排空操作准备工作期间，绘制了《2PTR001BA水箱排查运行工作逻辑图》，通过三次提前排水，尽量降低水箱水位，缩短主线排水时间10h。

5. 年度大修期间PTR001BA检修优化的探讨

根据技术规范，RCD模式时，可进行换料水箱排空操作，而由于换料水箱水容积较大，将其排空时只能将硼水排入反应堆水池和装载井暂存。目前监管要求每4个循环要进行换料水箱底板焊缝检查，就会遇到在年度大修期间需要排空PTR001BA进行检查工作。由于存在水装量存储和废水产生量的问题，只能在堆池满水的情况下才能排空PTR001BA，目前只有两个窗口实施：一个是卸料结束后，另一个是装料前堆池充水到19.5m，但这两个窗口都存在PTR001BA检查工作占大修主线的问题。因排空+检修需要约150小时，对年度大修的工期影响将很大。通过调研，在卸料结束后安装抽真空一体化假大盖，假大盖密封住压力容器，可以单独对一回路主系统进行排水，而不排走反应堆水池内的硼水，这些水只需传到装载井和TEP中间储槽暂存即可，通过这种方式将少转移500多方的硼水。然后将低低水位检修工作与开展PTR001BA排空、底部焊缝检查工作并行，减少大修关键路径时间，可以实现在年度短大修期间进行换料水箱底部焊缝检查基本不影响主线时长的目标。示意图见图七。

6. 结论

通过对标同行电厂的良好实践，结合方家山机组的实际特点，优化了207大修PTR001BA排空操作流程，提高了操作的安全性和效率，还增强了运行人员的专业技能和团队协作能力。本研究成果不仅对方家山机组后续大修具有指导意义，也为同类型核电机组的换料水箱排空操作提供了借鉴和参考。

参考文献

[1]卢岳川：大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估：原子能科学技术[J]，2008（42）:648-651

[2] 丁强：M310核电机组大修过程中换料水箱水位变化分析，山东工业技术[J]，2019（11），：181-181

[3] 方家山核电厂运行技术规范001[S].2022.

[4]反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统（PTR)系统手册[S].2011.