全厂失去电源对核电站的影响和控制策略分析

原伟

摘 要：全厂失电在核电站整个寿期内有可能发生，文章围绕事故规程ECP1展开分析讨论，并主要分析了事故规程的主要体系，概述了ECP1事故规程的内容，全厂失去电源对核电站三道屏障造成的危险，并重点阐述了全厂失电的主要控制策略。

关键词：全厂失去电源；事故运行规程；ECP1

中图分类号：TL364.4 文献标识码：A 文章编号：1006-8937（2015）09-0177-02

美国三里岛事故后，引发了核工业界对稳压器安全阀的改进和状态导向规程的研究，而福岛核事故后，核电厂安全更加受到社会各界的广泛关注，福岛核事故也证明了在极端恶劣条件下核电站发生全厂失去电源的可能性，针对福岛核事故的反馈，中国各个核电站都有一系列的改进。本文主要围绕核电站在失去全部厂内外电源后事故运行规程的控制策略分析讨论，简单介绍了SOP的整个规程体系，全厂失去电源后对核电站的影响和规程的控制策略。

1 事故运行规程

目前事故规程有两种类型，一种是以事件导向为依据的，它首先判断事件产生的原因，然后再采取相应的措施，一般不考虑多重事故的可能性。优点是针对性很强，对单一事故能够得到有效快速的控制，但缺点也是显而易见的，对于叠加、复杂事故工况处理就远不如另外一种事故规程有效。三里岛事故前的事故运行规程就是以事件为依据的。三里岛事故后，不仅美国核管会要求核电厂按征兆定向修改应急规程，而且法国和德国等国也都根据各国具体情形，修改完善了应急运行规程。其中，由法国EDF所开发的以状态导向为基础的应急运行规程称为SOP，全称State Oriented Procedure，即状态导向法事故程序。目前，我国在建核电机组中的岭澳二期、红沿河一期以及宁德一期的事故运行规程采用的均是SOP，本文主要介绍的是用于处理全厂失电的事故规程ECP1。

2 ECP1規程概述

2.1 ECP1规程适用范围

ECP1规程是SOP的主要规程之一，ECP1适用性与机组初始标准状态相关，从功率运行直到RRA运行条件的中间停堆，RRA未连接。

下列事件引起的事故都可以由ECP1程序来处理：

①所有在DOS中未探测到热工水力降级的事件，比如安全壳内无放射性、安全壳压力小于1.2 bar abs、反应堆停堆工况而没有异常的高中子通量等。

②导致至少一个NSSS功能不可用，从而不可能应用正常规程将机组带回并维持在后备状态的事件。比如丧失支持系统功能的事件：丧失电源或者丧失流体系统，其导致NSSS的某些功能不可用。

③处理过剩的安注，比如：误安注，或者是无用的安注。

2.2 ECP1规程内容和处理思路

2.2.1 ECP1规程内容

ECP1总共有五个序列，它们分别是：

序列一：维持功率运行或降功率。

序列二：稳定。

序列三：硼化。

序列四：向中间停堆过渡。

序列五：利用RIS011PO向中间停堆过渡。

2.2.2 处理思路

关于每个序列的详细控制策略，由于篇幅限制就不在此赘述，下文在论及全厂失电的控制策略会详细论及序列五，但通过ECP1处理支持功能的总体过程可以概括如下：

①事故初期，通过DOS诊断进入ECP1，每个支持功能的丧失都有特征报警的出现，这些特征报警都是DOS报警，根据这些报警可以快速导入ECP1。

②ECP1里执行相应的支持功能丧失的操作单，操作单的后面都有要求在RMC上记录事件不可用的后撤期限和后撤模式。

③进入ECP1的相应序列，根据RMC上的记录进行稳定或者后撤。

3 全厂失电对三个安全功能造成的后果分析

3.1 反应性控制

①控制棒束组件：全部落入堆芯提供负反应性。

②含硼水的补充：安全注射系统RIS 011 PO泵提供。

3.2 余热导出

3.2.1 冷却源

蒸汽发生器将由ASG蒸发器辅助给水系统汽动辅助给水泵供水，GCTa汽机旁路系统排大气系统冷却。

3.2.2 循 环

一回路通过自然循环进行冷却。

3.2.3 一回路水装量

上充和下泄功能失去，水的贮存由安全注射系统RIS 011 PO泵提供。

3.3 三道屏障

3.3.1 第一道屏障

通过冷却控制维持堆芯饱和裕度△Tsat>20 ℃（GCTa），通过PZR水位控制压力（RIS 011 PO）。

3.3.2 第二道屏障

在几秒钟之内，同时失去主泵轴封的注入（RCV泵组失电）以及向热屏冷却的供水（RRI泵组失电）。几秒钟之内，由LLS水力试验泵汽轮发电机组供电的泵启动，从而实现向主泵提供轴封水。

3.3.3 第三道屏障

即刻不会有问题，但可能有以下几个风险：

①通风装置的冷冻水失去（DEG）。

②安全壳电气隔离阀失去（阀停留在其位置上）。

③EAS（安全壳喷淋系统）失去功能。

④如果向主泵轴封水失去，则会导致一回路冷却剂泄漏到安全壳内，安全壳内的温度和压力上升，无可以使用的EAS。

从以上的分析可以清楚看出，在机组出现全厂失去电源的情况下，核电站的三个安全功能是可以保证的，但是由于由于控制-操纵系统由蓄电池供电，但供电时间有限，如果电源不能在短时间内恢复，操纵员对机组的监控力度将慢慢降低，如果此时叠加热工水力事故，机组参数可能会失控。

4 全厂失电事故规程走向

主降压变压器、辅助变压器和两台柴油发电机机组1 h以上的功能失去概率累计为10-5/a/机组，属于第IV类事件，在失去全部电源后除了尽可能快速恢复一路供电外，限制用电也是一种手段，全厂失电后机组出现IKIC报警，然后由IKIC程序将控制切到BUP控制，然后主控操纵台将被停运，操纵员从BUP上开始执行DOS程序。如图1所示，从全厂失电开始到进入ECP1序列5进行等待电源恢复的规程走向：

在经过序列4后，如果电源还未恢复，则程序由两台RCV泵和RRI泵同时不可用，定位到序列5：利用RIS011PO向中间停堆过渡。此序列为全厂失去电源后必须要执行的一个序列，也是程序控制策略最集中体现的地方，下面做详细说明。

序列5的目标是最终达到并维持冷管段的温度高于190 ℃的运行区域，从而维持向汽动辅助给水泵的蒸汽供应，序列中最重要的操作就是温度控制和稳压器液位控制。

在失去所有的电源之后，机组配置如下：

①控制棒插入。

②一回路在自然循环。

③试验泵由LLS柴油发电机供电从PTR取水保证轴封注入。

④上充开启，下泄关闭。

⑤蒸发器由ASG汽动泵供水。

可用的控制是：

①通过调节阀门来调节ASG的流量。

②调节GCTa的阀门。

③在就地调节实验泵的流量和压力.

④主要的信息由LLS再供电。

如果一回路温度小于190 ℃（冷段），因為蒸汽压力不足，所以无法保证汽动给水泵的正常运行，所以关闭GCTa的阀门以提高温度。

如果一回路冷段温度高于200 ℃：

如果稳压器水位高于10%，允许28 ℃/h冷却。

如果稳压器水位在0%～10%之间，稳定一回路温度直至稳压器水位因通过RIS0 11PO提供轴封注入而上升。

如果稳压器水位低于0%（表明测量通道故障），使用一回路压力测量进行替换，一回路压力异常高，高于155 bar，表明稳压器充满，则需要以28 ℃/h进行冷却避免稳压器安全阀开启。如果一回路压力低于155 bar，和探测到稳压器水位测量通道故障之前同样的速率进行冷却（28 ℃/h，14 ℃/h，或稳定）。

如果一回路温度在190 ℃～200 ℃之间，停止冷却并检查稳压器水位测量，如果稳压器水位高于-6 m，操纵员必须通过RIS011PO注入流量调整水位至-1.1 m左右。如果稳压器水位低于-6 m，操纵员必须通过RIS011PO注入流量稳定一回路压力。

5 结 语

总之，在机组出现全厂失去电源的情况下，操纵员最重要的是通过冷却使得一回路降温并最终维持在190～200 ℃之间，并通过RIS0 11PO稳定稳压器水位，在机组未叠加其他事故情况下，反应堆的安全是完全可以保证的。如果在这个过程中出现其他热工水力事故，将有PF（福岛后改进项）项中的一些设备来保证，不是本文的论证范畴，不再赘述。

参考文献：

[1] 大压湾核电培训中心.大压湾核电站事故规程解读[M].北京：原子能出版社，2007.