(上海交通大学 上海 200030)
摘要：本文对AP1000非能动核电厂化学和容积控制系统(简称化容系统)独有的功能和特点进行了初步地研究，并与第二代核电厂的化容系统进行了简要的比较，分析两者的差别。通过对AP1000化容系统设计理念的梳理和综合，来展现第三代核电厂的先进技术成果。
关键词：化容系统；简化；反应堆补水控制系统（RMCS）
1 前言
核能作为一种绿色安全的能源，使人们对核能发电有了新的认识并提出了更高的要求。在压水堆核电厂中化学和容积控制系统（Chemical and Volume Control System, CVCS, 简称化容系统）是重要的辅助系统之一，保证了核电厂系统稳定经济运行。
化容系统一般具有下列功能：
— 反应堆冷却剂的水化学控制；
— 反应堆冷却剂的容积控制；
— 反应堆冷却剂的清洗和净化；
— 反应堆反应性控制；
— 提供反应堆冷却剂泵的轴封注水；
— 提供稳压器的辅助喷淋。
西屋经10年的设计和试验，开发了AP1000，并得到了美国核安全当局的批准，这个成果也促进了核电技术的重大突破和发展。本文分析比较了AP1000和第二代压水堆核电厂的化容系统，对第三代AP1000化容系统独有的功能和特点进行了初步的研究，也展现了第三代核电技术的先进技术成果。
2 AP1000非能动核电厂与第二代核电厂的化容系统的比较
2.1 系统功能的比较
由于非能动安全设计的应用，AP1000化容系统不再执行安注安全功能，而是在原有的功能基础上增加了非安全有关的纵深防御功能，能够减少非能动安全系统运行或作为安全有关系统的备用。这些功能提供保护以防止因非能动安全系统的不必要动作或因安全系统启动失败而导致电站不可利用率的增加。纵深防御功能虽然为非安全相关，但它有助于减少计算的电站堆芯损坏频率和大量放射性物质释放频率，减少了员工的操作量和失误几率，增加了核电厂的稳定性和安全性。
2.2 系统流程的比较
AP1000在第二代化容系统设置的基础上有了较大改进，由于一回路的每个环路上各安装了2台并联布置的屏蔽泵，代替了传统的单台轴封主泵，不需要轴封水系统和其他相关系统支持。屏蔽泵立式倒置于蒸汽发生器底部汇水腔下，省去了中间管段。而且在事故工况下，蒸汽发生器U行管内的凝结水可以靠重力流入堆芯，解决了设计中的水封问题，大大地简化整个化容系统流程。
第二代核电厂中，容积控制箱与稳压器共同承担反应堆冷却剂由于温度改变引起的容积变化，在负荷变化瞬态时，容积控制箱可以接纳稳压器不能容纳部分的反应堆冷却剂波动容积；通过容积控制箱中的喷嘴将下泄流在容积控制箱上部气空间喷淋雾化，使得下泄流中的放射性气体分离出来，并可排往废气系统，从而降低下泄流的放射性；而在AP1000化容系统取消了容积控制箱，取而代之的是通过放射性废液系统（WLS）的脱气装置来去除溶解在RCS中的裂变气体。在冷停堆启动期间，AP1000的氧控制方式同第二代电站化容系统一样，通过化学添加箱把联氨加到补给泵吸入口来控制氧含量。在正常运行时，第二代化容系统同添加联氨一样的方式，添加氢来控制氧含量，而AP1000的化容系统是通过电站气体系统（PGS）高压气瓶内的高压氢气直接注射入化容管道，将氢直接补充入RCS系统。AP1000稳压器的液位控制是靠RCS稳压器控制系统来完成，而不再是通过传统的容积控制箱来接纳。
在取消容积控制箱的同时，AP1000化容系统也取消了与之有接口关系的硼酸驳运泵。在第二代核电厂中，硼酸从硼酸贮存箱通过硼酸驳运泵进入容积控制箱（或直接进入上充泵），对RCS进行稀释硼化。而在AP1000中，此流程被简化，如果需要稀释RCS,操作员在RMCS中选在“稀释”模式，该模式将添加一定量的除盐水。此时三向混合阀全开，转换除盐水入口水源，达到需要的硼水浓度，通过补给泵,补水流可到达PXS安注箱，堆芯补水箱（CMT）和安全壳内置换料水箱（IRWST）中。
相比第二代核电厂化容系统，AP1000化容系统的流程中增加了注锌系统，向RCS连续添加醋酸锌溶液，大大地降低环路中冷却剂的放射性污染和腐蚀。
由于AP1000一回路中采用了屏蔽泵，进行密封注水，因此取消了化容系统补给泵的轴封注水功能，而补给泵也只用作主系统补水。由于采用了先进的非能动堆芯冷却系统，补给泵也不再兼顾高压安注功能，不再承担安全相关功能；同时补给泵是间断运行的，而不像第二代核电厂化容系统中必须持续进行上充的运作。
在第二代核电厂化容系统中，往复上充泵用于反应堆冷却剂系统的水压试验以及必要时RCP的轴封注水，AP1000中取消了此泵，设置了临时水压试验泵的接口。通过一台CVS补水泵出口线上DN80的法兰接口来满足水压试验要求，进行初始水压试验时，只需一台临时水压试验泵连接法兰接口，需要比补水泵能达到的压力更高的压力，这样做也大大地简化了流程。
综上所述，AP1000化容系统在保证一回路正常运行及执行其安全功能的前提下，大大简化了系统流程，减少了许多设备，降低了成本，并对简化厂房布置，运行人员的操作等都有明显的优势
2.3 系统运行和性能的比较
AP1000化容系统由以下子系统组成：下泄子系统、净化回路子系统、补水子系统、除盐床树脂冲洗和反冲洗子系统、锌/氢注射子系统、辅助喷淋子系统，并且支持安全壳隔离的安全相关部分组成了反应堆冷却剂压力边界，提供意外硼稀释保护和下泄隔离。
第二代核电厂化容系统正常运行时，下泄流依次经过再生热交换器、降压孔板和下泄热交换器降压冷却后，通过净化床及过滤器，进入容积控制箱中，上充泵再从中吸水注入反应堆冷却剂系统，在这整个过程中要做到下泄-净化-上充的持续性及流量平衡；AP1000化容系统在此基础上进行了改进，下泄流经过再生和下泄热交换器冷却后，经过一台混床(需要时通过阳床)，再经再生热交换器壳侧，加热后返回反应堆冷却剂泵的吸入口。AP1000净化回路的驱动力为反应堆冷却剂泵的压头，因此不需要持续运行化容补水泵就可以提供连续的净化。需要降低稳压器液位时，反应堆补水控制系统（RMCS）与稳压器液位控制程序一起维持稳压器在正常预期的液位范围内，控制下泄系统部件，从净化回路移出下泄流，经下泄孔板降压，通过下泄隔离阀流出安全壳排往放射性废液系统（WLS）暂存箱，需要时可通过补水返回反应堆冷却剂系统。
AP1000化容系统的化学控制中，改变了通过容积控制箱加氢的方式，而是通过高压钢瓶直接把氢气注入RCS的环路中。除了通过添加传统的氢氧化锂和联氨来控制pH值外，还增加一套加锌的组件，包括注锌泵和注锌箱，通过注入醋酸锌可以有效的减少在奥氏体不锈钢和镍基合金上腐蚀的产生，添加锌后使腐蚀层的结构发生变化，锌进入材料中的氧化层后使氧化层更薄更坚固，主要目的是为了缓解辐射剂量产生的速率和减少管道裂缝的产生，同时发现添加锌也可以缓解一回路应力腐蚀，更进一步提高了核电厂的安全性。
AP1000化容系统通过先进的控制手段，使系统在简化流程的同时，也满足电厂的运行要求，但是净化回路由传统的低压回路上升为高压回路，对设备制造及维护增加了一定的要求和困难，同时排往废液系统的一回路系统水经处理后直接排放，造成了一定的浪费。
AP1000化容系统减少了包括轴封回流热交换器，过剩下泄热交换器，容积控制箱，往复式上充泵，硼酸驳运泵等设备，无核级设备，这样降低设备、管道的材料等级和质量等级，也大幅降低了制造的成本。
2.4系统布置要求的比较
第二代核电厂中的再生热交换器，下泄热交换器，下泄孔板，以及与它们相连的管道、阀门布置在安全壳内，其他包括净化床等设备均布置在核辅助厂房内。
AP1000的设计中，再生热交换器、下泄热交换器及整个净化回路都被设置在安全壳内，降低了放射性物质泄漏至安全壳外的可能，并保证压力边界的完整性，但同时对过滤器滤芯和离子交换树脂的性能，提出了更高的要求（24个月的使用寿命）。 AP1000取消了轴封下泄热交换器，过剩下泄热交换器，轴封过滤器等许多设备，使化容系统需要布置的设备及相关管道非常少。由于AP1000没有硼回收功能，硼酸贮存箱也不需要废气覆盖，其含有的硼酸溶液并无放射性，所以硼酸贮存箱的位置并无特殊要求，可位于室外
2.5系统的控制比较
第二代核电厂的化容与主系统运行相关的仪表控制主要包括背压控制阀前压力控制、下泄热交换器出口温度控制、补给水控制等。
背压控制阀前压力控制是通过改变控制阀的开度来维持阀前压力2.5MPa，保持压力恒定；下泄热交换器出口温度控制在45℃，当进入净化床的下泄流超过50℃时，为保证树脂床的工作寿命，通过三通阀直接旁通到容控箱，在下泄流温度恢复到45℃时，三通阀自动复位；补给水控制系统通过主控室送出信号控制相应的泵、阀来启动或者终止补给过程，共有6种工况：
自动补给： 按反应堆冷却剂系统的硼浓度配制硼酸溶液。
手动补给： 按预定的硼浓度向反应堆冷却剂系统提供配制的硼酸溶液。
慢速稀释： 允许按预定的流率通过容积控制箱向反应堆冷却剂系统添加补水。
快速稀释： 启动一台补给水泵，补给水同时喷淋进入容积控制箱和输送到上充泵入口侧。
硼化： 以一定数量的硼酸溶液（4%硼浓度）和流率加到反应堆冷却剂系统中去。
手动： 运行人员手动启动或停止和开或关反应堆补给控制系统中的设备和阀门。
AP1000拥有保护和安全监测系统（PMS）,电站控制系统（PLS）和多样性驱动系统（DAS）来提供电厂的控制和保护。这些系统可发送各种隔离信号到各处隔离阀，在收到信号后，隔离阀自动关闭，达到隔离管线的目的。通过包括阀门联锁，泵联锁，加热器联锁以及反应堆补水控制系统（RMCS）等来进行对设备和阀门的控制。
反应堆补水控制系统（RMCS）是通过PLS系统来实施，典型的运行包括化容系统硼浓度的日常测量，然后测量值进入RMCS用于确定补水泵入口管线三向混合阀所需的位置以匹配正确的硼酸浓度，并且可以触发3种其他的运行模式：“硼化”，“稀释”和“混合”。通过输入预期添加到RCS的硼酸总量和速率，可启动“硼化” 模式，三向混合阀开启，联通硼酸箱吸入管线，除盐水隔离阀关闭防止意外稀释以满足预期容量，下泄管道上的隔离阀在稳压器液位显示到高值点时被控制打开。
“稀释”模式和“硼化”模式很相似，三向混合阀由硼酸箱转到除盐水贮存箱吸入管线。
除盐水隔离阀接到信号保持打开，通过补水泵进行“稀释”运行。
混合:三向混合阀置于适当的位置以匹配期望的RCS硼浓度，两条吸入管线同时打开，并且在下泄管道上的隔离阀在稳压器液位显示到高值点时被控制打开。
3 结论
通过比较，表明了AP1000核电厂设计中的非能动堆芯冷却系统对核电厂事故和意外具有足够的缓解和应对能力且由于AP1000化容系统的安全等级比第二代核电厂低，可降低设备、管道的材料等级和质量等级，并且取消了一些设备的需要，其同比造价也会相应降低。
AP1000的非能动安全系统是在安全管理理念上的一个提升，增加了核电站的安全可靠性，简化流程也能大大减少主观的操作失误，这个是核安全管理思想发展的必然结果。AP1000在安全设计理论上是先进成熟的，相信在以安全理念指导下，必将继续优化改进，成为今后中国大力发展核电厂的主流方向。
参考文献
[1]Chemical and Volume Control System (CVS) Makeup Performance.
[2]Chemical and Volume Control System (CVS) System Specification Document.
[3]Pressurized Water Reactor Primary Water Zinc Application Guidelines,K.Fruzzetti,2006.
论文作者:胡晓春
论文发表刊物:《电力设备》2015年第11期供稿
论文发表时间:2016/4/26
标签：系统论文; 核电厂论文; 反应堆论文; 控制箱论文; 冷却剂论文; 热交换器论文; 硼酸论文; 《电力设备》2015年第11期供稿论文;