大修期间运行技术规范的遵守

曲世庆

【摘 要】本文针对大修期间运行技术规格书的特殊要求，分析和论述开展大修活动时应特别关注的注意事项。

【关键词】运行技术规格书；大修；检查规程

通过概率风险评价（PSA）的分析研究表明，大修期间诸多的不安全因素和状态等对堆芯熔化的贡献占相当大的比例。严格遵守运行技术规格书确定的规则，可以确保安全重要系统在故障或事故下的正确运行，也是确保事故程序发挥作用的一个基本前提。

1 大修期间主要存在的核安全风险

针对核安全控制的三大功能，反应性控制、堆芯冷却和放射性物质的包容而言，机组大修期间的核安全风险同功率运行相比一点也没有降低。相反在大修期间，由于大量核安全相关设备因为维修而退出运行，安全保障系统可能不可用。而且在发生事故时，操纵员可以动用的对策手段也相对较少。下面就核安全控制的三大功能对大修期间存在的主要核安全风险进行分析。

1.1 反应性控制

就反应性控制而言，尽管大修时反应堆处于次临界状态，自持链式反应已经终止，然而在此阶段发生误稀释、意外临界的风险相当大。此时控制棒可能全部插入堆芯，控制误稀释的手段相对较少，而且反应堆处于次临界状态，与功率运行时相比发现和探测到误稀释的难度增加。在功率运行时若发生误稀释，一回路平均温度马上会变化，用于一回路平均温度控制的控制棒组立刻会有响应，而随后△I会变化，对于这一系列变化容易被反应堆操纵员所发现和作出正确判断，然而在次临界状态下，发现和探测到误稀释的手段相对较少，只有通过源量程中子通量和一回路硼浓度的变化来发现可能的误稀释，而一旦发现，时间也较晚，而且在大修时系统和设备的状态多变，进行水传输的机会较多，操作频繁，发生人因失误的几率也大为增加，因此发生误稀释的几率也相对较大。

1.2 堆芯冷却

就堆芯的冷却而言，在大修期间尽管自持链式裂变反应已经终止，然而堆芯中有大量的剩余释热需要保证得到有效地导出，否则将聚集从而导致燃料元件损坏。同时大修过程中由于需要检修（机械或电气检修），可能导致燃料组件只有一列冷源，增加燃料元件失去冷却的几率。

1.3 放射性包容

对于放射性物质的包容而言，在大修期间，核安全三道屏障不一定完整，燃料组件可能在堆芯，也可能在核燃料厂房，而在燃料组件的装卸料的过程中，燃料组件损坏的可能性也较大，而作为第二道屏障的一回路压力边界也开启，第三道屏障安全壳也开启，所以一旦发生放射性物质泄漏，其中部分安全屏障可能不可用，其直接后果可能造成放射性物质直接向环境排放。

2 大修期间运行技术规格书的特殊要求及注意事项

本人结合实际工作，针对运行技术规格书中一些难点和容易出现偏离运行技术规格书的情况，进行分析和讨论，以便严格的遵守运行技术规格书，从而保证机组的安全。

2.1 维修冷停堆相关问题

在机组大修期间，机组处于维修冷停堆时的核安全风险是很大的，在实际工作过程中，若没有很好地理解维修冷停堆的定义，很容易造成偏离运行技术规格书，特别是在大修期间工作任务十分繁重的情况下。

维修冷停堆的主要风险：

1）蒸汽发生器不可用（一回路小开口除外），堆芯余热导出只能通过其它需供电的设备来实现；

2）水装量较少，一回路可能在RRA运行最低水位，水的热惯性很少，失去冷却很快将导致堆芯裸露；

3）同样因为水装量少，发生误稀释时后果要严重得多，因为稀释得快；

4）RRA在低水位运行时，RRA泵汽蚀或者入口涡流的从而导致失去冷却的风险大。

正因为维修冷停堆具有上述主要风险，所以运行技术规格书规定在维修冷停堆工况要求必须四路电源可用（两路厂外电源和两路厂内电源），而在换料冷停堆和正常冷停堆却没有这样要求。

同时为了降低主回路低水位时的核安全风险，运行技术规格书规定：当主回路水位低于压力容器法兰面时，要求下列设施可用：

1）向主回路提供重力补水的连接；

2）通过RIS系统从换料水箱补水；

3）通过RRA系统从换料水箱补水；

4）通过RRA系统从乏燃料水池补水；

5）两个机组的RCV系统的连接，依据事故规程在主控室进行该连接的应用。

当次临界30天后过渡到RRA低水位运行时，规程中的措施的实施要求9LKI配电盘和RIS011PO泵（其流量可排出余热）可用，通过9LGIB配电盘， 9LGIB配电盘由相邻机组的LGD配电盘供电。

在一回路小开口之前（例如开启稳压器排气阀、进行目视水位计在线等）必须要求从正常冷停堆过渡到维修冷停堆的DHP合格签字之后才能进行。

同样在机组状态向上走的过程中，在一回路充水排气完闭最后关闭稳压器排气阀之前，必须要求从维修冷停堆过渡到正常冷停堆的DHP合格签字之后才能进行。

2.2 停堆通量

在维修冷停堆和换料冷停堆，控制棒全部插入堆芯，源量程高通量紧急停堆保护功能实际上已经无效了。

稀释事故分析表明，只要停堆状态下高通量阈值的设定始终至多等于停堆状态下正常通量的3倍，那么在出现故障发生误稀释，反应堆重返临界前，操纵员就拥有足够的干预时间。

所以必须根据技术规格书的要求按照当前实测中子通量水平（Ф0）来及时调整停堆通量高报警信号。

2.3 主泵停运时防止误稀释的规定

已经进行的反应性事故研究表明：在一回路主泵停运的运行工况下，如果硼浓度非常低的水和/或冷水、体积为m3数量级的进入一回路的话，反应堆堆芯的后果将非常严重。

事实上，失去强迫循环和如果自然循环的流量不足够的话，这团清水和/或冷水借助于一些连接回路会在一回路中聚集，而当启动主泵时，这团清水进入堆芯，将引起反应堆准瞬时重新临界。

所以在主泵停运时，一定要将RCV泵吸入口切换到PTR001BA，因此我们专门设置了防止误稀释的保护（ADP）。

2.4 第三道屏障

安全壳设计承受一回路管道或二回路蒸汽管道双端断裂事故过程中产生的机械应力、热应力和环境应力。在发生失水事故或主蒸汽管破裂事故后的很短时间内，在安全壳喷淋系统还未投入运行前，安全壳内的压力将会达到一个峰值。安全壳设计成能经受此峰值压力。此峰值压力取决于破口处的质能释放以及破裂前安全壳内的压力和温度条件。根据FSAR第15章的计算假定，安全壳的初始压力为0.11MPa（绝对），安全壳的设计压力为0.45MPa（绝对），如果事故前安全壳内相对压力大于100mbar ，设计基准事故发生后安全壳内压力可能超过设计值。

正常运行工况，按保守策略，安全壳内的相对压力在-40～+60mbar之间，安全壳内的压力变化与运行时间有关，特别是与使用压缩空气的气动阀操作频度相关以及安全壳内压缩空气的泄漏有关。在安全壳压力在100mbar之前，运行技术规格书应该规定在60mbar到100mbar之间时，应该尽快降低反应堆厂房的相对压力到可接受的范围内。

为保证事故工况下，最大安全壳泄漏率不超过每24小时0.3%个安全壳内总体积，必须定期检查安全壳密封性。通过在停机期间对安全壳及其贯穿件的定期试验保证这一检查。同时在机组运行状态，也可对安全壳密封性进行某些跟踪。

限值目的是检查：

1）所有贯穿安全壳的回路和与安全壳内外空气直接相通的系统处于正常在线状态（尤其保持相应水封）；

2）在连接安全壳内外的贯穿件有无大的泄漏（特别SAS，EBA 大直径的贯穿件）。

大修期间容易造成第三道屏障不满足运行技术规格书：

1）8米和0米人员闸门的开启或联锁不能满足要求；

2）设备舱和生物屏蔽门的开启不满足要求；

3）机械贯穿件不能满足要求；

4）在蒸汽发生器二次侧人孔、手孔或眼孔打开的情况下可能通过构成安全壳密封扩展边界的APG、ARE、ASG、REN二回路系统、SIR和VVP等系统而旁路（例如VVP安全阀工作、GCT-A工作等等）；

5）燃料传输通道不满足要求。

在反应堆水池排空的情况下打开燃料输运通道，最大的风险在于乏燃料水池同反应堆水池之间仅仅靠一道水闸门（乏燃料水池同燃料传输池之间）来密封，而水闸门失去压空供气或密封损坏失效时将导致乏燃料水池跑水。所以运行技术规格书有非常严格的规定。

在乏燃料水池跑水的情况下，可能导致PTR泵吸入口失水而导致KX厂房水池失去冷却或水池的生物屏蔽不充分的放射性保护事故。

2.5 停堆换料期间反应堆厂房的动态屏蔽

在停堆换料期间，开启8m气闸门时，RX厂房由动态屏蔽代替静态屏蔽，RX厂房的压力应低于核辅助厂房并且在气闸门处安装门帘。应检查ETY的通风确认其能顺利地切换到碘排风，以保证事故情况下静态屏蔽建立前（关闭8m气闸）EBA的隔离期间的动态屏蔽。由于安全壳内压力上升的情况下动态屏蔽不再有效，因此8m气闸门应能快速关闭。

正常情况下DVN-EBA使RX的压力低于核辅助厂房，建立动态屏障。然而在失去冷却或者发生燃料装卸事故的情况下，EBA隔离，动态屏障继续由扫气功能保证（ETY应在5分钟内投运）。这种模式下，两列带碘捕捉器的ETY必须可用（与碘过滤器相关的加热器也同时可用）。

为防止安全壳隔离阀自动关闭（意外的）而导致动态屏蔽破坏，必须闭锁导致该阀门自动关闭的信号（TCAKRT01 闭锁KRT009/017MA放射性高二ETY隔离信号）。

在进行放射性燃料操作时，允许安全壳动态屏蔽。这样既能保证核安全（特别是操作风险），又能保证人员安全（由无联锁并装有门帘的气闸门快速撤离）。

EBA使RX的压力低于核辅助厂房，建立动态屏障。当RX放射性高时，EBA保证人员撤离期间由ETY扫气回路实现的动态屏蔽功能继续（ETY应在5分钟内投运）（IPMC001）

两列ETY及其加热器、碘过滤器必须可用，两列风机中其中一列可由内部电源供电。

为防止安全壳隔离阀自动关闭（意外的）而导致动态屏蔽破坏，必须闭锁导致该阀门自动关闭的信号。

预防性投入一列ETY 是没有必要的，因为燃料操作事故发生后人员撤离期间，ETY能够快速投运形成动态屏蔽。

2.6 GCT-A的安全功能

根据运行技术规范，GCT—A系统的安全功能主要体现在它是在某些事故后的运行规定中使用（如SGTR，主回路小破口）的系统。对二回路的超压保护的安全功能不是由GCT—A系统来承担而是主要由主蒸汽安全阀来承担。而在某些事故处理中GCT—A系统承担相应的安全功能。在SGTR事故中，必须需要利用GCT—A尽快对一回路冷却从而在保证堆芯饱和裕度的前提下尽快对一回路降压达到平衡一、二回路之间的压力减少压差以减少泄漏，而在一回路小破口事故中，也需要GCT—A尽快对一回路冷却使在保证堆芯饱和裕度的前提下尽快对一回路降压从而减少泄漏。

2.7 PAMS系统

PAMS在事故处理过程中以综合详细的形式为主控制室操纵员提供准确的、冗余的模拟数据，结合主控室的其它信息，使操纵员能够跟踪反应堆状态相关的物理参数的变化。PAMS通道的设计和RPR相同，而且某些回路是两系统公用的。

此系统的功能如下：

1）事故后的辅助诊断；

2）执行事故规程时帮助决策；

3）帮助事故后监视。

PAMS由下列部分组成：

1）状态灯（显示安全保护的要求）；

2）B列堆芯冷却监测系统的数据；

3）用于显示安全相关系统物理参数的设备；

4）其它信息设备。

安全监督盘的功能如下：

1）根据主泵状态、一回路压力和堆芯热电偶测量温度计算并显示出饱和温度裕度ΔTSAT、堆芯最高温度和压力容器水位；

2）信息系统采集、处理并显示数据以便帮助事故诊断和事故处理；控制盘上各系统相关的状态灯反映出安全保护要求的状态（自动停堆、安注、喷淋……）。

堆芯冷却监测系统的作用：持续地向操纵员显示堆芯冷却相关的数据，以便判断一回路水沸腾的风险。堆芯冷却监测系统向A/B列提供数据（一回路压力、安全壳压力、堆芯温度）。系统的每一列都显示堆芯出口最高温度，饱和温度裕度ΔTSAT，压力容器水位等。

3 状态控制规程

从上面的分析可以得出在大修期间存在的主要核安全风险，必须有效地归避这些核安全风险，确保大修期间的核安全作到万无一失，从而达到保护公众和保护环境的最终目的。

而且正因为大修期间运行状态多变，为了保证运行技术规格书在大修期间能够得到很好地遵守，所以特别设置了两类状态控制规程，一类是静态状态控制规程（PT9SHP），它用于检查机组所在的大修状态的设备可用性满足核安全的要求，满足运行技术规格书对该状态下设备可用性的要求，只要运行状态处于该状态，运行值必须至少每班一次执行相应的静态控制规程，而且该规程由大修安全工程师独立验证执行。另一类是动态转换控制规程（PT9DHP），它是在运行状态转换之前，检查下一个状态所需的设备和系统满足运行技术规格书的要求。只有在相应的动态转换控制规程的条件得到满足之后，并且由大修安全工程师进行独立验证签字同意之后，才允许进行运行状态的转换。

4 结束语

由于换料大修过程反应堆要经历从功率运行到换料冷停堆以及再从换料冷停堆到功率运行的各个阶段和状态，系统和设备的状态多变。然而在每一个运行状态，保证核安全的三大功能和支持功能必须无条件得到满足，所以运行技术规格书对大修期间的每种标准状态都给出了明确的定义，而且详细的规定了在各种运行状态下为保证核安全三大功能（反应性控制、冷却、放射性物质的包容）的所有必须可用的设备和系统，严格遵守运行技术规格书是保证大修核安全的首要前提。在大修期间，严格执行和遵守了DHP/SHP规程，运行技术规格书就能够得到了很好的遵守，否则，就可能偏离运行技术规格书的要求，核安全就无法得到保证。

[责任编辑：汤静]