系统浓硼水箱改造的安全分析及实施.doc

168 宝国反应堆热工流体会议文集1999 大亚湾核电站安注系统浓硼水箱改造的安全分析及实施 肖岷黄文有陈士荣胡承香 (广东校电合营有限公司) (上海棱工程研究设计院) 广东深圳大亚湾核电站，邮编：518124 E— mail：xiaom@gnpjvc．com cn 【抽要】大亚湾核电站现有安注系统浓硼水箱硼浓度为21000旭，g。浓硼水箱相关设备及管道易结晶 堵塞．使安注系统可用性下降，Io(设备不可用)消耗多，也给正常运行与维修带来很大困难。为此 提出将浓硼水箱的硼浓度从21000耀／g降至7000耀／g(常温下不结晶)，以便从根本上解决这一问 题。车文分析了浓硼水箱改造对电站的安全及其他方面的影响。本报告所用的分析程序和方法主要是 大亚湾棱电站引进的、经过NRC批准并经NNSA认可的西屋公司的程序和方法。大亚湾棱电站的浓 硼水箱改造从可行性研究、安全分析、执照申请到现场改造设计及实施都主要由大亚湾棱电站自行完 成。分析结果表明，将浓硼水箱硼浓度从21000 p,g／s降至7000,ug／g．当发生安全壳内主蒸汽管断裂 事故时，堆苍DNBR满足安全准则，安全壳最高压力在设计压力限制值之下。旅硼水箱硼浓度降低对 大亚湾擐终安全分析报告中的其他事故分析和电厂运行没有不良影响。大亚湾核电站浓硼水籍改造安 分析已经得到国家核安全局的批准。浓硼水箱的改造已经实施。安注系统浓硼水箱改造是一项投入 少、对提高安全系统可用性有明显效果的重大工程改进。 【关麓词】安全分析热工水力 反应堆安全壳DNBR 1背景 大亚湾核电站安注系统浓硼水箱即硼酸注入箱的设计硼浓度为21000 pg／g。设置浓硼箱主要 是为了对付主蒸汽管断裂事故时的冷却剂快速降温。当发生主蒸汽管断裂事故时，一回路被迅速 冷却，从而(因负的慢化剂温度系数)引入正的反应性，使反应堆重返临界或重返功率上升。如 果在零功率状态下(控制棒已插入)有一束RCCA被卡在堆顶，则功率峰因子(F“)较高， DNBR下降。设计浓硼箱主要是为了(通过安注)抑制反应堆重返l}占界即功率重新上升的时阐和 功率增长的幅度。 在大亚湾投产几年来的实际运行中，浓硼水箱相关设备产生了诸多难以克服的问题。例如浓 硼上充水箱的排水管因硼结晶而易堵塞，一旦产生堵塞，很难修复，从而影响安注系统的可用 性．Io消耗多。世界各国压水堆核电厂在运行中也遇到了类似的问题。解决这一问题的方法是 适当降低浓硼水箱内的硼浓度。在不明显降低事故下安全裕量的前提下，提高高压安注系统的可 用性，从而在整体上提高机组安全水平。当浓硼水箱的硼浓度降低后．主蒸汽管断裂事故重返功  大亚湾核电站安注系统漓硼水箱改造的安全分析厦实施 169 率幅度会有所升高。但由子原来该事故的DNBR安全裕量较大(FSAR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。降低浓硼水箱硼浓度后，如果安全壳内主蒸 汽管断裂．在最初一段时间内向安全壳的蒸汽质能释放率将增加(因重返功率幅度增加)。由于 在不同功率水平下蒸汽发生器二次侧总的水装量是一定的，所以后期质能释放率会减小。因此安 全壳最大压力有可能不会有较大的增加。 2浓硼水箱的设计目的与原则 设计浓硼水箱的目的是在发生最大的一回路冷却剂降温事故(即主蒸汽管断裂事故)时．通 过安注系统将浓硼水箱中高硼浓度(21000 ug／g)的硼水以及换料水箱中较低硼浓度(2100 pg／ g)的硼水注入堆芯．以确保反应堆的安全。浓硼水箱改造的目的是在保证原设计安全的条件下， 将浓硼水箱中21000 fg／g的硼水替换为7000 t-g／g的硼水，以消除高硼浓度溶液带来的运行维护 困难和对安全的不利影响。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。 3浓硼水箱改造对安全的影响 3．1与浓硼水箱有关的事故分析 浓硼水箱是安注系统的一部分。安注系统的主要功能是在反应堆冷却剂系统、主蒸汽系统及 主给水系统发生破裂时有效地冷却堆芯，防止燃料棒破损。从核电站安全角度来看，根据 FSAR．浓硼水箱涉及到下列几个与安注系统有关的事故的安全评价：LOCA事故、主蒸汽管断 裂事故及安全壳压力响应、主给水管断裂事故及安全壳压力响应、SGTR、稳压器安全释放阀误 动作、安注系统误动作。当浓硼水箱硼浓度从21000 P-g／g降到7000 btg／g后，对堆芯DNBR来 说，除主蒸汽管断裂事故以外，其他事故不会对DNBR产生不利影响。可以推断【7j，将浓硼水 箱的硼浓度改为7000 p-g／g主要影响主蒸汽管断裂事故的安全评价，包括堆芯(DNBR)响应、 向安全壳的质能释放和安全壳压力温度响应。 3．2主蒸汽管断裂事故的堆芯安全再分析 主蒸汽管断裂后的堆芯响应在零功