M310型核電廠持照人員熱工水力復(fù)訓(xùn)教材研究

1、M310型核電廠持照人員熱工水力復(fù)訓(xùn)教材研究摘要根據(jù)我國核電廠操縱人員培訓(xùn)及再培訓(xùn)大綱，主控室操縱人員在取得操縱人員執(zhí)照后，每年都需要進(jìn)行一定學(xué)時(shí)的熱工水力專項(xiàng)復(fù)訓(xùn)。目前核電廠通常使用的熱工水力教程，大多關(guān)注熱工水力根本理論，尚沒有一項(xiàng)充分結(jié)合主控室操縱人員工作實(shí)際的熱工水力復(fù)訓(xùn)教材。本研究旨在結(jié)合我國M310型核電機(jī)組的熱工水力特性，提出M310型核電廠操縱人員熱工水力復(fù)訓(xùn)教材編制方案，加深操縱人員對(duì)熱工水力理論知識(shí)和電廠實(shí)際運(yùn)行之間聯(lián)系的認(rèn)識(shí)。關(guān)鍵詞M310型核電廠;操縱人員;熱工水力;復(fù)訓(xùn)教材;編制方案中圖分類號(hào)：TM623     &#

2、160;    文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼：ADOI：10.19694/j ki.issn2095-2457.2021.08.79AbstractAccordingtothetrainingandretrainingprogramforoperatorsofnuclearpowerplantsinChina，operatorsneedtohaveacertainclasshourofthermal-hydraulicsspecialretrainingeveryyearafterobtainingtheoperatorlicense.Atpresent，mostofth

3、ethermal-hydraulicstutorialscommonlyusedinnuclearpowerplantspayattentiontothebasictheoryofthermal-hydraulics，butthereisnotacomprehensivethermal-hydraulicsretrainingtextbookcombiningtheactualworkoftheoperators.Thepurposeofthisstudyistocombinethethermal-hydraulicscharacteristicsofM310nuclearpowerplant

4、inChina，proposeaschemeofthermal-hydraulicsretrainingtextbookforoperatorsofM310nuclearpowerplant，anddeepentheunderstandingoftherelationshipbetweenthetheoreticalknowledgeofthermal-hydraulicsandtheactualoperationoftheplant.KeywordsM310nuclearpowerplant;operators;Thermal-hydraulics;Retrainingmaterials;F

5、ormulateprogram1研究背景對(duì)于核電廠而言，質(zhì)素合格的主控室操縱人員是關(guān)系核電廠平安的關(guān)鍵因素，也是保障核電廠正常運(yùn)行的必要前提。隨著我國商運(yùn)核電機(jī)組規(guī)模的持續(xù)提升，我國核電站操縱人員的數(shù)量也在不斷增長。僅2021年，國內(nèi)商用核電廠實(shí)施的操縱員RO和高級(jí)操縱員SRO執(zhí)照考試批次就超過60批次，合計(jì)約有750名RO和SRO通過考試參加主控室操縱人員的團(tuán)隊(duì)。根據(jù)我國核電廠操縱人員培訓(xùn)及再培訓(xùn)大綱【1】，主控室操縱人員在取得操縱員執(zhí)照后，每年都需要進(jìn)行一定學(xué)時(shí)的根底理論復(fù)訓(xùn)，其中就包括核電廠熱工水力專項(xiàng)復(fù)訓(xùn)。目前核電廠通常使用的熱工水力相關(guān)教程2-5，側(cè)重點(diǎn)各有不同，大多關(guān)注熱工水力根本

6、理論的介紹或公式定理的推導(dǎo)，與反響堆操縱人員的實(shí)際工作聯(lián)系并不緊密，尚沒有一項(xiàng)充分結(jié)合主控室操縱人員工作實(shí)際、重點(diǎn)闡述核電廠實(shí)際運(yùn)行中的熱工水力問題的綜合研究成果。本研究旨在結(jié)合我國M310型核電機(jī)組的熱工水力理論、反響堆熱傳輸過程、重點(diǎn)熱傳輸設(shè)備中的熱力學(xué)過程等方面的特點(diǎn)，提出M310型核電廠操縱人員熱工水力復(fù)訓(xùn)教材編制方案，使操縱人員獲得與本電廠堆型有關(guān)的熱工水力根底理論知識(shí)，對(duì)核電站反響堆運(yùn)行過程中出現(xiàn)的各種熱工水力現(xiàn)象有清晰的認(rèn)識(shí)，對(duì)可能出現(xiàn)的熱工水力相關(guān)問題能通過觀察、運(yùn)用所學(xué)知識(shí)初步分析其原因，預(yù)見其開展和后果，并能適時(shí)地提出對(duì)策和措施，從而防止盲目性，確保反響堆運(yùn)行的平安。2教材

7、框架通過對(duì)國內(nèi)各M310型核電廠調(diào)研，了解到現(xiàn)有主控室操縱人員熱工水力復(fù)訓(xùn)主要情況如下表1所示。根據(jù)上述對(duì)主控室操縱人員復(fù)訓(xùn)需求和現(xiàn)有反響堆熱工水力教材的調(diào)研，本研究提出M310型核電廠操縱人員熱工水力復(fù)訓(xùn)教材編制框架如圖1所示。該編制框架的根本指導(dǎo)思想是：1滿足主控室持照人員熱工水力4小時(shí)復(fù)訓(xùn)時(shí)長需求;2盡可能減少熱工水力根底理論局部內(nèi)容，僅保存操縱人員必須熟悉或了解的概念或現(xiàn)象;3增加熱工水力與機(jī)組運(yùn)行章節(jié)內(nèi)容，重點(diǎn)講解正常機(jī)組運(yùn)行工況下，各主要熱傳輸系統(tǒng)或設(shè)備的運(yùn)行熱工水力知識(shí);4增加熱工水力案例分析章節(jié)，分正常運(yùn)行瞬態(tài)、運(yùn)行事件經(jīng)驗(yàn)反響及事故運(yùn)行工況三個(gè)小節(jié)進(jìn)行案例分析講解。3教材內(nèi)容

8、概述3.1核電廠熱工水力必備知識(shí)本章應(yīng)從傳熱學(xué)、流體力學(xué)及工程熱力學(xué)的根本概念出發(fā)，對(duì)核電廠熱工水力相關(guān)的根本理論進(jìn)行簡單回憶。核電廠是將核能轉(zhuǎn)換成熱能，利用熱能產(chǎn)生蒸汽推動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)運(yùn)轉(zhuǎn)，進(jìn)而產(chǎn)生電能的大型工業(yè)綜合體。上述能量轉(zhuǎn)換過程，涉及反響堆堆芯傳熱、一回路冷卻劑導(dǎo)熱、蒸汽發(fā)生器換熱及汽輪發(fā)電機(jī)做功等環(huán)節(jié)。作為主控室操縱人員，為保障核電廠平安經(jīng)濟(jì)運(yùn)行，需對(duì)核電廠中能量傳輸?shù)母黝悷峁に^程有清晰的了解。本章共設(shè)三個(gè)小節(jié)，各小節(jié)主要內(nèi)容框架分別見圖2、圖3和圖4。3.2熱工水力與機(jī)組運(yùn)行本章應(yīng)結(jié)合機(jī)組的運(yùn)行工況和操縱人員的實(shí)際工作，對(duì)核電廠關(guān)鍵熱工水力部件或系統(tǒng)進(jìn)行深入解析，同時(shí)對(duì)其運(yùn)行監(jiān)

9、視、設(shè)計(jì)定值背后的熱工水力原理進(jìn)行一定的解釋。希望加深持照人員對(duì)反響堆堆芯、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器及二回路主要設(shè)備等部件的機(jī)理認(rèn)識(shí)，了解日常工作中運(yùn)行監(jiān)視參數(shù)所代表的熱工水力意義。第二章主要框架見圖5。3.3熱工水力案例分析本章結(jié)合M310型核電機(jī)組實(shí)際運(yùn)行過程中的具體熱工水力案例指涉及重要系統(tǒng)溫度、壓力、水位或流量等熱工水力參數(shù)急劇變化，對(duì)機(jī)組運(yùn)行造成劇烈影響的運(yùn)行瞬態(tài)、事件或事故，從操縱人員應(yīng)知應(yīng)會(huì)的角度出發(fā)，將各案例中涉及的熱工水力現(xiàn)象及其機(jī)理進(jìn)行解釋說明。本章分別從正常運(yùn)行、運(yùn)行事件和典型事故三類案例出發(fā)，對(duì)各類案例中的主要熱工水力瞬態(tài)，瞬態(tài)造成的影響及涉及的物理機(jī)理進(jìn)行討論分析，幫助主控

10、室操縱人員加強(qiáng)對(duì)此類案例的理解和認(rèn)識(shí)，提高操縱人員對(duì)此類案例的應(yīng)急處理能力。第三章框架如下圖6所示。以下列舉對(duì)某運(yùn)行事件的熱工水力具體分析。3.3.1事件描述【6】某日早班，主要方案工作：滅汽腔，T1RCP010，T1LHS001/003，方案開始冷卻時(shí)間15：00;8：30-11：30，完成滅汽腔工作;11：35，開始執(zhí)行T1LHS001，試驗(yàn)前按程序要求停運(yùn)X1RRA001PO，保存X1RRA002PO運(yùn)行;12：02，開始執(zhí)行T1RCP010;13：40，T1LHS001結(jié)束。由于一回路正在執(zhí)行T1RCP010，需盡量保持一回路溫度穩(wěn)定;此外一臺(tái)RRA泵運(yùn)行時(shí)，一回路溫度穩(wěn)定，X1RRA

11、024/025VP的開度約為34%，有較大的調(diào)節(jié)裕度;當(dāng)班值未恢復(fù)X1RRA001PO運(yùn)行，但未將此信息反響運(yùn)行經(jīng)理;14：02，完成T1RCP010;14：40，早班操縱員接機(jī)組長指令，開始進(jìn)行冷卻，并逐步調(diào)整冷卻速率;之后與中班進(jìn)行交接班。當(dāng)時(shí)早班機(jī)組長、操縱員、中班操縱員都未意識(shí)到單泵運(yùn)行后續(xù)可能存在冷卻流量缺乏的問題;運(yùn)行經(jīng)理雖然認(rèn)為應(yīng)該啟動(dòng)第二臺(tái)RRA泵，但并未明確做出要求;14：50，早班操縱員離開主控，中班操縱員繼續(xù)降溫，一回路壓力26.3bar.g，溫度梯度約為16/h，X1RRA024/025VP開度30%，X1RCV013VP開度32%;按D3規(guī)程要求“177以下時(shí)以最大速

12、率降溫28/h，不允許中止，中班期間為保證冷卻速率，繼續(xù)開大X1RRA024/025VP;據(jù)歷史經(jīng)驗(yàn)，一回路溫度在90以下時(shí)，一臺(tái)RRA泵無法保證28/h的降溫速率，當(dāng)班值接大修組指令，準(zhǔn)備啟動(dòng)X1RRA001PO;16：00，準(zhǔn)備啟泵，查詢S程序及操作總結(jié)，準(zhǔn)備按S程序啟動(dòng)。啟泵前X1RRA024/025VP開度70%，降溫速率24/h，一回路溫度133;X1RRA流量1230m3/h，X1RCV013VP開度32%，X1RCV310VP開度36%，X1RRIA列溫度29.4;當(dāng)班值分析認(rèn)為，啟動(dòng)第二臺(tái)RRA泵時(shí)對(duì)冷卻會(huì)造成一定影響，但由于X1RRA013VP開度設(shè)定值為1320m3/h，即

13、雙泵運(yùn)行后總流量會(huì)很快被調(diào)節(jié)在1320m3/h左右，啟泵引入的冷卻效果應(yīng)該不會(huì)過強(qiáng)。即使冷卻速率發(fā)生變化，操縱員可通過及時(shí)調(diào)節(jié)X1RRA024/025VP開度，控制一回路冷卻速率當(dāng)時(shí)為24/h;控制一回路冷卻速率后再調(diào)節(jié)X1RRA013VP設(shè)定值，以滿足雙泵運(yùn)行流量要求1800m3/h。由于D3規(guī)程中對(duì)冷卻的不間斷要求，啟泵前未調(diào)整冷卻速率。同時(shí)由于時(shí)間較短，當(dāng)班值未能對(duì)壓力下降的幅度做出預(yù)判。16：19：24，啟動(dòng)X1RRA001PO，X1RRA流量瞬時(shí)增大至1698m3/h，一回路壓力迅速下降，X1RCV013VP開始關(guān)閉;16：19：54，一回路壓力低于23bar.g，最低低至21.2b

14、ar.g;16：20：05，主控停運(yùn)X1RRA001PO，一回路壓力開始上升;16：20：40，一回路壓力上升至23bar.g以上，最終穩(wěn)定在26.3bar.g，主控檢查主泵運(yùn)行參數(shù)正常。期間主泵壓差最低低至20bar主泵軸封壓差低報(bào)警未觸發(fā)。后續(xù)檢查主泵運(yùn)行參數(shù)，無明顯異常。在后續(xù)主泵檢修過程中也未發(fā)現(xiàn)異常。3.3.2事件熱工水力分析本次事件中，操縱人員對(duì)啟動(dòng)第二臺(tái)RRA泵對(duì)一回路的壓力擾動(dòng)情況嚴(yán)重低估，在啟泵前沒有提前減小RRA024/025VP的開度，希望啟泵后再調(diào)節(jié)，結(jié)果啟泵后30s時(shí)間內(nèi)一回路壓力就下降到23bar.g以下，超出了技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)要求。這里對(duì)本次事件中的一回路冷卻工況進(jìn)行分析

15、。RRA系統(tǒng)泵與熱交換器主要連接管線見圖7。圖7中，RRA024/025VP用于控制通過相應(yīng)熱交換器的反響堆冷卻劑流量，操縱員通常根據(jù)一回路溫度及升降溫速率需要，手動(dòng)給出開度整定值。RRA013VP為熱交換器旁路閥，用來維持通過的流量在預(yù)定值，以保證泵的輸出流量恒定。但是，需注意的是，RRA013VP只是熱交換器的旁路上，其調(diào)節(jié)范圍僅限于熱交換器旁路流量，假設(shè)RRA024/025VP開度過大，那么可能出現(xiàn)即使將RRA013VP全關(guān)，也無法將總流量降低至預(yù)定值。在本領(lǐng)件中這點(diǎn)就尤為突出：“當(dāng)班值分析認(rèn)為，啟動(dòng)第二臺(tái)RRA泵時(shí)對(duì)冷卻會(huì)造成一定影響，但由于X1RRA013VP開度設(shè)定值為1320m3

16、/h，即雙泵運(yùn)行后總流量會(huì)很快被調(diào)節(jié)在1320m3/h左右。當(dāng)班值誤以為RRA013VP對(duì)流量的調(diào)節(jié)能力是不受限制的，認(rèn)為啟泵后流量也會(huì)快速下降，沒有考慮到此時(shí)RRA024/025VP開度較大，即使RRA013VP全關(guān)，僅通過此兩閥門，RRA總流量也會(huì)大于1320m3/h。除了上述誤判以外，操縱人員對(duì)此工況下一回路的熱平衡狀態(tài)的理解也有所欠缺。冷停堆工況下一回路的熱平衡狀態(tài)方程如下：上式中，左邊前兩項(xiàng)分別為堆芯余熱和主泵功率，第三項(xiàng)為冷卻劑溫度變化釋放或吸收的熱量，假設(shè)降溫那么冷卻劑釋放顯熱，假設(shè)升溫那么為冷卻劑吸收熱量;右邊分別為冷源RRA或SG帶走的熱量、環(huán)境散熱和下泄流熱損失。堆芯余熱主

17、要取決于停堆后的時(shí)間，在停堆后1周時(shí)約10MW;主泵功率取決于主泵運(yùn)行臺(tái)數(shù)，正常三臺(tái)運(yùn)行時(shí)約12MW;冷卻劑溫度變化釋放的功率可以根據(jù)當(dāng)前物性參數(shù)計(jì)算，在機(jī)組133時(shí)，以24/h降溫，大約對(duì)應(yīng)8MW。這樣，保持24/h降壓速率，需帶走的熱量約30MW。環(huán)境散熱和下泄流熱損失均較小，合計(jì)約2MW左右;主要熱量還是通過RRA熱交換器帶走，約28MW。此時(shí)假設(shè)啟動(dòng)第二臺(tái)泵，同時(shí)要求降溫速率不變，那么至少應(yīng)保證通過RRA熱交換器的總流量不發(fā)生大的變化。然而，根據(jù)泵的管路特性，假設(shè)不改變閥門開度，啟動(dòng)并聯(lián)的一臺(tái)泵后，在揚(yáng)程根本不變的情況下，管路流量會(huì)增大1.62倍。也就是說，本領(lǐng)件中，RRA熱交換器冷卻

18、能力在啟泵后約增加一倍，到達(dá)50MW左右，遠(yuǎn)大于一回路產(chǎn)熱量和降溫需求。這樣，一回路冷卻劑溫度迅速下降，水體積收縮，導(dǎo)致一回路系統(tǒng)壓力快速降低。因此，正確的做法是需在啟泵前適當(dāng)減小RRA024/025VP開度，保證啟動(dòng)后通過熱交換器的流量不發(fā)生大的變化。3.3.3針對(duì)熱工水力因素的糾正行動(dòng)1在RRA系統(tǒng)培訓(xùn)教材中增加章節(jié)對(duì)RRA013VP的流量調(diào)節(jié)能力進(jìn)行補(bǔ)充說明，特別是針對(duì)RRA024/025VP閥門開度較大的情況。2對(duì)操縱人員進(jìn)行NS/RRA模式下一回路的熱平衡關(guān)系的理論培訓(xùn)，讓操縱人員對(duì)該狀態(tài)下的堆芯余熱、設(shè)備顯熱及冷卻劑顯熱有定量的概念，加強(qiáng)操縱人員對(duì)RRA冷卻流量變化對(duì)一回路溫度壓力影響的理解。4結(jié)束語截止到2021年10月，我國在運(yùn)的47臺(tái)商運(yùn)核電機(jī)組中，M310型核電機(jī)組有34臺(tái)，占全部機(jī)組的70%以上8。在主控室操縱人員數(shù)量上，M310型核電機(jī)組也是遙遙領(lǐng)先的，目前M310機(jī)組持照人員已有3000人以上，而且每年仍在以200人-300人的速率在持續(xù)增長。本研究期望給M310型核電廠操縱人員熱工水力復(fù)訓(xùn)教材的編制帶來新的思路，能提高核電廠操縱人員熱工水力復(fù)訓(xùn)質(zhì)量，加深操縱人員對(duì)熱工水力理論知識(shí)和電廠實(shí)際運(yùn)行之間聯(lián)系的認(rèn)識(shí)，更好的保障核電站的平安運(yùn)行。參考文獻(xiàn)【1】國家能源局電力司，?壓水堆核電廠操縱人員培訓(xùn)