田湾核电站失去厂外电源事故处理

张 迅，顾颖宾

（江苏核电有限公司，江苏 连云港 222042）

田湾核电站失去厂外电源事故处理

张 迅，顾颖宾

（江苏核电有限公司，江苏 连云港 222042）

考虑到核电站在安全方面的重要性，在核电站的厂用负荷电源的设计中，通常设计为多电源的冗余配置，以保证在事故工况下维持核反应堆的安全和放射性的包容。因此，在田湾核电站的设计中，厂外电源就包括了从500 kV侧引入的主电源和从220 kV侧引入的备用电源。如果两路外电源同时失去的情况下，将只能依靠电站本身的安全系统柴油机来维持反应堆堆芯的安全，将对机组的安全系数产生较大的影响。针对2009年10月31日田湾核电站1号机组满功率情况下发生的同时失去所有厂外电源的事故情况，阐述运行人员应如何应对和处理这种事故，以达到反应堆安全停堆的效果；并针对实际过程中发生的异常，探讨系统改进及操作方面的优化。

核电站；厂外电源；满功率；安全停堆

田湾核电站一期工程建设有两台俄罗斯ASE－91型压水堆核电机组，装机容量为2×106万kW，设计寿命40年，年发电量达140亿kW·h，1号机组于2007年5月17日投入商业运行，2号机组于2007年8月16日投入商业运行。2009年1号机组完成了第二次换料大修之后，开始第三个燃料循环的运行。

田湾核电站厂用负荷电源设计如图1所示，1号机组发电机—变压器组通过发电机出口开关接入二分之三接线形式的500 kV系统第一串，厂用工作母线分为4段，正常通过两台高压厂用变压器供电，而220 kV备用电源高备变作为4段工作母线的备用电源。

当1号发电机并网运行时，厂用母线的供电来源为:1号发电机出口——两台高压厂用变压器A/B——4段厂用工作母线；

如果1号汽轮机组发生故障停机，导致1号发电机无法对外供电，厂用工作母线的供电来源为:500 kV系统——1号主变压器——两台高压厂用变压器A/B——4段厂用工作母线；

当500 kV系统故障或1号发-变组（包括1号发电机、1号主变、两台高压厂用变压器A/B）故障跳闸时，4段厂用工作母线的电源自动切换为220 kV备用电源带。

另外，如果上述两路外电源全部丧失，厂用电负荷中，将只有部分负荷能通过接有应急柴油发电机的4段应急母线和接有机组柴油机的2段可靠母线来维持供电，以达到将反应堆转入安全停堆的目的。

1 事故过程介绍

1.1 事故前的机组状态

事故发生前，应电网线路检修要求，220 kV备用电源线路及1号高备变转入检修状态。1号机组满功率运行，通过1号主变向500 kV电网供电。

图1 田湾核电站电气主接线示意图Fig.1 Main electrical wiring diagram

1.2 事故过程

2009年10月31日2时34分19秒115毫秒，1号机组主变A相重瓦斯保护动作跳闸，由于220 kV厂外电源线路处于检修状态，导致1号机组失去两路厂外电源。反应堆自动保护停堆正确动作，所有控制棒顺利落入堆芯，反应堆进入次临界状态。值长根据电站应急行动水平“S.1.1 任何一台机组的所有6 kV正常运行供电系统失电或故障，持续时间超过15 min。”的规定，经请示当值应急总指挥同意，于2时47分宣布进入应急待命状态。4台应急柴油发电机与两台机组柴油发电机启动，相关设备分级启动正常。所有主泵停运，一回路自然循环正常建立，机组转入热态。在机组瞬态结束后，开始对一回路注硼，至6时10分，一回路建立停堆硼浓度，随后开始从220 kV恢复厂用电及机组冷却操作。

事件发生后，反应堆保护正确动作，反应堆功率迅速降到衰变热水平。一回路自然循环正常建立并稳定，堆芯余热通过二回路导出。一回路冷却剂放射化学水平及厂房辐射水平监测表明，四道屏障完好。整个事件过程中堆芯状态参数满足安全要求，反应堆堆芯处于安全状态。

主变压器A相重瓦斯保护动作，按照保护设置:重瓦斯保护直接触发汽轮机保护停机。经查事件序列，导致汽轮机停机的信号为反应堆跳堆保护引起，停机前没有找到重瓦斯保护触发汽轮机保护停机的信号。2时34分28秒才触发电气保护信号。在停机过程中，汽轮机最高转速达到3 176 r/min。在停机后由于触发了汽轮机瓦振高破坏真空保护，汽轮机惰转时间较短，整个惰转时间在半小时左右，顶轴油系统和盘车在惰转期间正常启动。

2 运行人员的事故响应

事件发生后的第一时间内，当班运行值长启动了应急组织，向华东网调和江苏省调汇报了事故的情况。同时，要求维修处电气人员现场检查主变的情况及保护动作的情况。在确认了事故发生的初始信号后，一方面稳定机组的状态，一方面安排对主变、主泵等重要设备的取样工作，以确认主设备是否处于安全的状态。

2.1 一回路部分

当反应堆跳堆保护动作后，操纵员监视控制棒全部顺利下落到堆芯底部，反应堆功率快速降低。冷热腿温差首先快速降低，之后随着自然循环的逐渐建立，一回路冷热腿的温度差由逐渐上升转为稳定下降趋势。由于3号主泵惰转异常，在其他主泵正常惰转情况下，三环路出现了反向流动，导致热腿－冷腿的温差出现负值。

操纵员按照事故规程连接了反应堆—稳压器间的事故排气系统管线，在堆内监测和诊断系统MCDS中确认自然循环已经建立并且稳定:燃料组件出口饱和裕量50 ℃左右，冷热腿温差15 ℃左右，冷腿温度接近二回路饱和温度且基本稳定。停堆后最小DNBR迅速变大，大于安全限值1.18。堆芯冷却剂饱和温度裕度最小值为24 ℃（大于安全限值4 ℃）。燃料组件出口最高温度短时上升到332.8 ℃，小于限值335 ℃，随后下降并稳定在304 ℃左右。堆芯处于安全的状态。

2.1.1 主泵

在稳定机组状态的第一时间结束以后，运行人员安排对主泵径向止推轴承回路取样，结果见表1。

表1 主泵径向止推轴承取样结果Table 1 Main pump radial thrust bearing sampling results

由取样结果确认，1号、4号主泵径向止推轴承状态正常。在后期的注硼完成后冷却一回路过程中，运行人员选择启动了4号主泵来加快对一回路的冷却。

2.1.2 应急柴油机

四列厂用工作母线失电以后，4台应急柴油机分级启动带载。在第一时间内运行人员确认四列母线电压恢复正常，确认应急柴油机本身的冷却水保障系统八台泵运行正常，确认分级启动的重要安全系统泵运行正常。

在分级带载中发现的缺陷是，应急母线1段上游两个开关中的一个没有分闸成功，有开关故障报警。由于应急母线1段已经成功带电，因此这个缺陷保留到机组状态稳定以后再做处理。

2.1.3 稳压器液位、注硼及搅混

反应堆保护动作停堆后，一回路的压力、平均温度及稳压器的液位变化趋势如图2、图3所示。

由于一回路平均温度下降，稳压器液位下降，之后由于主蒸汽母管压力升高导致一回路平均温度回升，稳压器液位同样升高。当二回路侧应急给水启动注水后，一回路平均温度下降，导致稳压器液位再次下降，最低下降到4.22 m，随后二回路压力回升，一回路平均温度回升，稳压器液位回升，并逐渐趋于稳定。

在失去厂外电源情况下，一回路平均温度下降不大，水位也会降得很少，启动大流量上充泵反而有负面影响，因此在逻辑中设置了在失去厂外电源情况下闭锁跳堆后启动大流量上充泵信号。

操纵员在2时37分25秒手动启动一回路大流量上充泵，进行一回路注入浓硼工作。由于没有主泵运行，搅混作用仅依靠一回路自然循环，使上充管线与一回路温差超过30 ℃，在稳定注硼阶段温差约40～50 ℃。系统上充下泄阀门的逻辑完全按照优化后的全厂失电逻辑动作正常。

由于主泵全部停运，稳压器电加热器无法供电，稳压器内无法维持正常压力，导致一回路压力因散热而缓慢下降，这时必须跟踪二回路压力的变化，以保持一二回路的饱和温差。

由于搅混作用仅依靠一回路自然循环，堆芯和4个环路内的硼酸浓度与稳压器内的硼酸浓度相差较大。化学实验室内化学显示终端失电，控制区内分析仪表断电，部分取样阀门断电，无法进行正常取样，只能从手动旁路取样，致使化学分析结果严重滞后于注硼的进程。最后运行人员根据以前多次注硼的经验，手工计算了需要的注硼量，经核安全工程师确认后共向一回路注入40 g/kg的浓硼酸134 t，一回路取样硼酸浓度约19 g/kg，达到停堆硼浓度大于16 g/kg的要求。

图2 一回路压力及平均温度Fig.2 The pressure and average temperature of 1st loop

图3 稳压器液位及一回路上充下泄流量偏差Fig.3 The water level of regulator and the deviation between the highest level and lowest level of 1st loop

2.2 二回路部分

主变A相重瓦斯保护动作，操纵员监视汽机打闸后，转速降至2 666 r/min时触发汽轮机瓦振高破坏真空保护（经查为10号、11号轴瓦轴向振动超过11.2 mm/s），凝汽器真空破坏，汽轮机惰转时间在半小时左右，顶轴油系统和盘车在惰转期间正常启动。

2.2.1 给水和辅助给水

蒸汽发生器给水方面，在2时34分55秒两台辅助给水泵启动，在2时46分49秒和2时47分58秒，由于蒸汽发生器液位降低较多，蒸汽发生器辅助给水阀门开度较大，导致1号和2号辅助给水泵（＜8.0 MPa）过载保护切除；2时49分46秒和2时49分52秒分别启动两台辅助给水泵。

1号机失去厂外电源后，水轮泵的动力水阀门由于是非可靠供电而无法自动关闭（见图4），导致辅助给水泵启动后沿着水轮泵动力水管线返回至除氧器，形成循环回路，从而导致辅助给水泵出口压力低，无法向蒸汽发生器供水。由于水轮泵动力水阀未能关闭，导致辅助给水泵流量处于71～73 kg/s水平。现场干预和操作时间较长，在操纵员试图关闭几个电动阀门时发现，阀门均为正常供电无法关闭。操纵员立即通知现场操作员改为手动现场关闭，因阀门所在管道直径为DN250，阀门行程很长，两名现场操作员轮流操作，从开始关阀到关限位出现约25 min。最终导致4台蒸汽发生器液位小于1.5 m，应急给水系统启动向蒸汽发生器注水6～8 min。

水轮泵动力水阀门关闭后，立即切除应急给水泵，通过辅助给水泵向蒸汽发生器供水，保持蒸汽发生器二次侧液位稳定。

2.2.2 主蒸汽方面

主蒸汽母管压力在全厂断电瞬间，由于汽轮机主汽门调门全关，压力升高，最大达到7.507 MPa。操纵员监视大气释放阀正确动作，经过调节，稳定主蒸汽集管压力在6.859 MPa。

应急给水泵启动后，由于冷水进入蒸汽发生器，造成主蒸汽集管压力下降，最低到4.553 MPa。由于一回路仍有余热，之后压力缓慢回升。

2.2.3 发电机氢气冷却系统

在发生全厂断电后，按照事故处理规程要求打开发电机事故排氢阀，以降低发电机内氢气压力。但由于事故排氢电动阀失电，无法开启，操纵员立即要求现场人员手动打开降低发电机膛内氢气压力。

图4 水轮泵动力水接线示意图Fig.4 Water power wiring of turbine pump diagram

3 事故过程的终结及应急状态的终止

在应急指挥部的领导下，各部门配合运行人员将反应堆堆芯转入了安全的状态，保证了四道屏障的完好性，保证了无放射性物质的释放。

同时，在江苏省调的紧急协调下，有关部门提前完成了相关电网检修工作。当日13时33分，恢复了田湾核电站220 kV备用电源线路的供电。在运行人员的努力下，于15时17分成功恢复1号机高备变充电，并于16时35分，成功恢复四列厂用工作母线的供电。至此，导致田湾核电站1号机组进入应急待命状态的应急行动水平初始条件消失，在应急指挥部的同意下，于16时36分宣布终止应急待命状态。

4 系统优化及改进建议

本次失去厂外电源事故中，暴露出一些系统设计上的不足之处，且事故处理规程中存在一些不尽完善的地方，需要加以优化及改进。

（1）在事件处理期间由于稳压器电加热器失电，导致不能对稳压器内的硼酸溶液进行有效搅混。虽然在注入浓硼酸，但是浓硼酸大部分都存于堆芯和4个环路内，而稳压器内还维持停堆前硼酸浓度水平。针对此事件情况下无法投运电加热器的情况，建议将电加热器电源改接到应急母线或者可靠母线上。

（2）主泵独立回路喷淋阀门供电来自于正常母线段。全厂失电事故中，阀门处于失电状态，无法进行喷淋。考虑主泵的安全性，建议将该喷淋阀门改为可靠供电。

（3）针对水轮泵动力水阀门在全厂失电事故下无法关闭，影响蒸汽发生器的补水，需要实施技改，改为可靠供电电源和增加保护逻辑。

（4）事故规程要求发电机排氢降压。这与运行规程要求不同，运行规程中要求仅当密封油系统故障情况下需要排氢降压。考虑实际可能产生的安全方面的后果:只有在所有密封油泵停运且高位缓冲油箱油位降低，轴封排油腔氢气含量超过2%时，才进行发电机事故排氢。建议按照运行规程修改事故规程。

（5）事故规程要求主蒸汽、汽轮机抽汽、给水等多个系统电动阀门需要关闭，但是上述阀门均为正常供电，且有些阀门所在管道管径较大，全部靠现场操作员人力操作不可能及时关闭，建议考虑将其均改为可靠供电或直接关闭主蒸汽维修电动主汽门。

（6）事件过程中，化学实验室内化学显示终端失电，控制区内分析仪表断电，部分取样阀门断电，无法进行正常取样。建议考虑应急情况下对重要化学参数取样的电源保障，接入可靠供电。

（7）事故发生后，部分厂房的地坑泵由于失去电源，造成厂房被淹。建议改造相关厂房地坑泵为可靠供电。

（8）针对该事故工况下的事故处理规程，需要细化部分具体的操作，分清操作的先后次序。对部分处理方式采取措施优化，以减轻事故带来的后果。

5 结论

2009年10月31日，1号机组主变A相重瓦斯保护动作跳闸，由于220 kV厂外电源线路处于电网检修状态，导致1号机组失去两路外电源。整个事件过程中反应堆停堆保护功能、余热导出功能正常，四道屏障完好，无放射性物质释放，核安全与辐射安全得到保证。

在事件处理过程中，电站进入应急待命状态，应急组织启动有效。当班值能够准确执行事故处理规程，并灵活应对各种突发异常，有效地控制机组处于安全状态，在事件处理过程没有因为人因失误导致异常情况的出现。

[1] CN010-09-02 田湾核电站1号机组主变A相故障导致反应堆自动保护停堆运行事件报告[R].

[2] 武杰. 主变A相重瓦斯保护动作报告[R]，2009.

Emergency managemement of losing external power supply incident of Tianwan nuclear power station

ZHANG Xun，GU Ying-bin
（Jiangsu Nuclear Power Corporation，Lianyungang of Jiangsu Prov. 222042，China)

Considering the importance of nuclear power station in terms of security，the auxiliary power supply in nuclear power station is normally designed for multiple power redundancy，so as to ensure safe-keeping of nuclear reactor and containment of radioactive. Therefore，in Tianwan nuclear power station design，offsite power source include wire connected from East china 500 kV grid and backup 220 kV power. In case that both power sources are lost at the same time，the safety of reactor core could only be kept by power station’s own safe system，and it would have great influence on unit’s safety factor. For the accident that all offsite power source are lost in unit one of Tianwan nuclear power station under full power condition at Oct.31th，2009，the question that how operator should deal with such problem so as to reach the purpose to shutdown reactor safely is described in this paper. For failures occurred during actual process，the improvement of system and optimization in terms of operation are discussed.

nuclear power station；offsite power source；full power；safetyshutdown reactor

TL36

A

1674-1617（2009)04-0341-07

2009-12-16

张 迅（1976—），男，高级工程师，江苏核电有限公司运行处机组值长。