三门核电站停机不停堆的运行分析

车济尧

(三门核电有限公司，浙江 三门 317112)

三门核电站停机不停堆的运行分析

车济尧

(三门核电有限公司，浙江 三门 317112)

三门核电AP1000反应堆在满功率情况下发生汽轮机故障停机事件时，通过快速降功率系统、旁排系统和棒控系统等的快速响应，一回路的参数不会突破安全限值，避免了反应堆停堆，降低了该瞬态对反应堆冷却剂系统的冲击。文章对停机不停堆的实现方式和运行特点进行了详细的分析和阐述，以帮助电站人员对停机不停堆的理解，并提高他们面临瞬态的响应能力。

三门核电；AP1000；停机不停堆；甩负荷

三门核电AP1000反应堆的汽轮机停机信号不会直接产生反应堆停堆信号，即汽轮机信号不作为反应堆安全保护信号。面临汽轮机停机事故时，反应堆在快速降功率系统、旁排系统和棒控系统等控制系统的共同配合下，反应堆功率下降到低功率水平并稳定运行，而不会触发反应堆停堆定值。相比二代反应堆，避免了反应堆停堆的瞬态，减少重启反应堆的时间。

本文通过对AP1000停机不停堆的设计和运行特点进行分析，并阐述了该瞬态可能出现的预期。

1 停机不停堆的实现方式

电厂甩去全部负荷时，反应堆快速降功率系统具有迅速降低50%反应堆功率的能力，旁排系统具有承担40%额定蒸汽流量的能力，反应堆棒控系统具有调节10%负荷阶跃变化的能力。

假设反应堆初期稳定运行在满功率水平，发生汽轮发电机组故障停机，不考虑单一故障，电站的主要响应如下所示。

1）汽轮机甩去全部负荷，汽轮机主汽门的快速关闭（约0.15 s），通往汽轮机的蒸汽流量快速终止。

2）快速降功率系统将预设的几束控制棒掉落堆芯，约15 s内将反应堆功率降至50%以下，如图1所示。

3）同时，旁排系统开启以提供热阱，将蒸汽排放到凝汽器。

4）控制棒自动下插，使反应堆功率继续降低，并最终稳定在低于15%的功率水平。

5）等待汽轮发电机组故障消除后，重新并网和升功率并恢复正常运行。

图 1 停机不停堆的反应堆功率Fig.1 Reactor power in turbine trip without reactor trip

2 停机不停堆的意义

停机不停堆的设计特点提高了电站的经济性，减少了停堆后又重启反应堆的时间，特别是避免了碘坑对重启反应堆的重大影响，这种情况很可能在汽轮机误停机事件时发生。

另外，停机不停堆降低了对反应堆的瞬态冲击，提高了反应堆的可靠性。同时，停机不停堆也降低了电站运行人员的负担。

3 停机不停堆的设计和运行分析

有许多可能的停机信号会导致汽轮机停机，包括发电机停机、冷凝器真空低、丧失润滑油、汽轮机推力轴承故障、汽轮机超速、两个循泵停泵等。但并非所有停机事件都不会导致反应堆停堆。比如凝汽器真空低触发停机时，旁排不可用，反应堆仍然将停堆。

停机不停堆需要一定前提条件，这个前提条件也就是先前提到的，需要快速降功率系统、旁排系统和棒控系统等控制系统的配合，同时还需要一、二回路其他控制系统的配合，比如稳压器压力控制系统、蒸汽发生器水位控制系统等。只要其中任意一项功能失效，反应堆由稳压器高压力、稳压器高水位、蒸汽发生器低水位和超温ΔT等停堆信号提供保护停堆，详细情况如下所示。

（1）快速降功率系统

快速降功率系统是有别于二代反应堆的重大设计特点，它通过预设在堆顶的几束控制棒，监测到甩负荷大于50%额定功率时，直接掉落堆芯，降低50%额定功率。预设的几束控制棒根据反应堆燃耗、堆芯功率分布等计算得出。快速降功率系统只有在甩负荷大于50%时才会启动。

如果快速降功率系统由于机械卡涩等故障功能失效，反应堆功率无法降低到旁排系统的设计能力，反应堆将很快由于稳压器高压力、稳压器高水位或超温ΔT等信号停堆。

（2）旁排系统

旁排系统监测到汽轮机甩负荷时，快速开启旁排阀，将蒸汽排放到凝汽器。随后，由于棒控系统的插棒动作逐步降低反应堆功率，（Tavg-Tref）信号不断降低，旁排阀逐渐关小。反应堆功率降低至15%以下时，旁排系统切换至蒸汽压力模式，承担约5%的负荷。

旁排功能的实现需要一定的条件，为了防止凝汽器超压，在失去全部3台凝泵或失去全部2台循泵或凝汽器真空低时，旁排阀将被闭锁开启。旁排功能丧失，反应堆同样会由保护信号停堆。

（3）棒控系统

正常运行时，棒控系统根据（Tavg-Tref）信号维持反应堆冷却剂温度在正常范围。当汽轮机停机时，（Tavg-Tref）信号增大，棒控系统以最快速度向堆底插棒降低反应堆功率，随着反应堆功率不断降低至15%以下时，（Tavg-Tref）信号减小，棒控系统切换至低功率控制模式，维持反应堆在低功率水平。棒控系统的设计具有响应±10%负荷阶跃瞬态的能力。

（4）其他控制系统的响应

汽轮机停机对一回路的主要冲击体现在稳压器压力和水位的波动，瞬态初期，反应堆冷却剂温度升高，稳压器压力和水位增加，稳压器压力和水位控制系统使压力和水位限制在正常范围。

汽轮机停机对二回路的冲击很大，尤其蒸汽发生器水位的波动很大，考虑到蒸汽发生器水位低-2信号会触发反应堆停堆信号，因此汽轮机停机初期，需要主给水泵运行以维持蒸汽发生器水位在正常范围（见图2），待反应堆功率下降至15%后，可切换至启动给水补充蒸汽发生器。

图 2 停机不停堆的给水流量Fig.2 Feedwater flow in turbine trip without reactor trip

由于主给水泵的运行需要一定的净正吸入压头（NPSH），这对除氧器的压力控制提出了要求。瞬态初期，除氧器失去正常的抽汽加热，同时凝结水（冷水）的大量补充，两者会导致除氧器在瞬态下压力过快下降，不能满足主给水泵的NPSH要求。为此，凝结水流量控制阀和辅助蒸汽供除氧器的压力控制阀设计了NPSH控制功能，发生瞬态时，NPSH控制功能迅速减少凝结水的补充，增大辅助蒸汽加热除氧器的流量。

（5）电站运行人员的响应和预期

停机不停堆的目的不是在没有相关支持系统的情况下去维持反应堆临界。丧失二回路的一些支持功能仍然会由于后续影响而导致反应堆停堆，例如SG水位无法维持。但是，反应堆不会仅仅因为停机信号的出现而停堆。

虽然AP1000反应堆具有自动响应事故的能力，但是电站运行人员面对该事件，除了重点关注一回路压力、水位等重要参数外，还应根据异常运行规程（AOP）特别关注二回路的可用性，包括蒸汽发生器水位、除氧器压力和凝汽器真空度等参数，主给水泵、凝结水泵和循泵等设备的运行状态。一旦二回路的可用性受到威胁并无法挽救，运行人员应立即手动停堆。

停机不停堆与满功率甩负荷事件相似，电站的响应也基本一致。唯一的区别是，在满功率甩负荷工况下，汽轮发电机组运行在一个较低的负荷，多余的蒸汽通过旁排送到凝汽器，而停机不停堆工况下，汽轮发电机组退出运行，所有的蒸汽都通过旁排送到凝汽器。

4 总结

AP1000反应堆在停机时不触发停堆，可以重新匹配一、二回路热力平衡，保证瞬态下反应堆系统参数不会挑战安全限值。运行人员应对一、二回路的运行工况有全面的预期，面对意外情况快速响应，避免不必要的反应堆停堆，降低瞬态对电站的影响。

Operational Analysis of Turbine Trip without Reactor Trip in Sanmen Nuclear Power Plant

CHE Ji-yao
（Sanmen Nuclear Power Co.，Ltd.，Sanmen of Zhejiang Prov. 317112，China）

Reactor is tripped after turbine trip in generate II plant, which prevents the temperature, pressure and water level of reactor coolant system exceeding safety limits and protect the safety of reactor. While Sanmen nuclear power plant is designed to sustain a turbine trip from 100-percent power, without generating a reactor trip, the rapid power reduction system, in conjunction with automatic steam dump control system, and rod control system, is provided to accommodate this abnormal load rejection and to reduce the effects of the transient imposed on the reactor coolant system. In this paper, the design and operation characteristics of turbine trip without reactor trip are analyzed and explained in detail to facilitate the understanding of the concept of turbine trip without reactor trip, and to improve the response ability of plant personnel in the transient.

Sanmen NPP；AP1000；turbine trip without reactor trip；load rejection

TM623 Article character：A Article ID：1674-1617(2014)03-0261-05

TM623

A

1674-1617(2014)03-0261-05

2014－03－25

车济尧（1979—），男，浙江人，硕士研究生，工程师，从事核电厂运行工作。