CP300机组启停堆期间反应性风险分析

刘建文

【摘 要】在启停堆期间，由于堆芯释放的能量较少，若发生故障，通常有充分的时间来防止或缓解事故的发生，所以停堆期间的反应性安全通常得不到应有的重视。但在停堆时并非所有的安全系统均可使用;停堆时多半是手动操作，反应堆风险更多的转嫁到操纵人员身上，加之启停堆期需要配合做许多物理实验，需要特别注意可能会向堆芯引入反应性的操作和事故，需要对启停堆期间的安全风险有足够的认识。本文通过对启停堆期间反应性变化分析，着重讨论可能会发生威胁反应堆安全的事故，以提高操纵员对启停堆期间的反应性事件缓解和控制。

【关键字】反应性;控制;次临界度;紧急注硼

中图分类号： TL362-65文献标识码： A文章编号： 2095-2457（2019）03-0187-003

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2019.03.077

Analysis of Reactivity risk during the restart and shutdown operation of CP300 PWR

LIU Jian-wen

（CNNC Nuclear Power Operations Management Co.，Ltd，The first operation department，

Haiyan Zhejiang 314300，China）

【Abstract】During the restart and shutdown，because of the less energy that the core releasing， if malfunction occurs， there are usually plenty of time to prevent or mitigate accidents， so the reaction of the safe shutdown period is usually not given due attention. However， not all of the safety system can be used during shutdown; mostly， manual operation dominant during shutdown period. The risk on reactor is passed to the operator who manipulate. Besides， there are a lot of physical experiments during shutdown period， which might require special attention to operations and accidents， introducing the reactive core.  This requires the operator to have sufficient knowledge of risk and safety about restart and shutdown. This study is the analysis on the reactivity change in the stage of restart and shutdown， focusing on the threat of a reactor safety accident that may occur， to enhance the operators  in controlling and mitigating on the reactivity accidents during restart and shutdown period.

【Key words】Reactivity; Controls; Subcritical degrees; Emergency boron injection

0 引言

秦山核電厂正常运行中基本不参与电网调峰，负荷变动少。而在启停堆及换料阶段，通常需要频繁改变反应性以改变反应堆状态，所以操纵员对启停度期间反应性控制要引起足够的重视。

1 启停阶段反应性风险分析

1.1 控制棒影响

在启动或停堆阶段，控制棒处于操纵员手动控制，为此，操纵员的正确判断与操作尤为重要。在启动及停堆阶段，控制棒下插或落棒引入负反应性，同时不存在功率分布的不良影响，不会造成严重后果，而控制棒的失控提升则由于其不断引入的正反应性会对堆芯造成威胁。

1.1.1 控制棒失控提升的启动事故分析

反应堆从停堆状态进行启动操作中，主系统硼浓度以开始向临界硼浓度稀释，此时由于控制系统和驱动机构的故障，或运行人员的错误操作，致使控制棒从堆芯不可控地抽出，造成事故的安全裕量最小，此事故属于中等频率事故。

根据最终安全分析报告中对此事故的分析：保守假设控制棒失控快速提出事件引入反应性75pcm/s（大于以最大速度提升具有最大组合棒价值且都处在最大微分棒价值区域的二子组棒时的反应性引入率），最终以功率量程低定值停堆结束。

从事故过程可知，反应堆连续地引入反应性，核功率迅速增长，过程中冷却剂温度来不及大幅变化，功率增长被燃料的多卜勒反馈效应所终止，从而在反应堆保护系统动作投入之前限制了功率的水平。在整个瞬态中最小DNBR都大于其限值，虽然在瞬态中的核功率峰值很大，但由于时间很短，能量释放和燃料平均温度的增加并不大

1.1.2 失控提棒事故总结

按照C15启动物理试验结果，控制棒最大反应性添加率29.43pcm/s，实际中发生此类事故时，所能引入的最大反应性远小于事故分析基准值，操纵员有足够的时间发现异常并及时干预，保证堆芯因反应性增加而产生的热量在可控范围内。当发现控制棒异常动作是，要及时确认控制棒手动状态，及时停止棒提升，并严密监视棒、中子通量、功率变化以及堆芯重要参数;立即硼化以保证堆芯停堆深度;保证堆芯冷却，必要时手动停堆、安注。

1.2 冷却剂中硼浓度影响

1.2.1 可能的稀释方式讨论：

（1）化容系统自动控制系统故障、补给水阀门状态错误或者是操纵员的误操作都可能造成误稀释。

（2）冷却剂净化过程中硼不饱和的净化床或除硼床的意外投入，造成冷却剂在净化过程中被硼吸收。

（3）投入停冷系统时，未对停冷系统内存水取样分析硼浓度和加硼操作，而使得低浓度的存水直接注入主系统造成稀释。

（4）当主系统降温降压后，某些被设冷水系统冷却的热交换器发生损坏，反应堆冷却剂就有可能被设备冷却水稀释。

（5）当蒸发器中一次侧压力降至低于二次侧时，如传热管发生破口，则二次侧水能通过传热管漏入冷却剂中造成稀释。

（6）当反应堆开盖后，通过反应堆开口漏入系统的清水，如消防水、风机冷却水。

（7）硼水水源如硼浓度达不到要求，可能会造成意外硼稀释，如换料水箱、硼酸储存箱。

1.2.2 对误稀释事故的分析讨论

由于化容补给水系统完全依赖于操纵员的正确操作，同时受设备状态影响，极易发生误稀释事故，属于中等频率事故。现根据R15大修期间不同模式硼浓度做相关分析计算。

R15大修中硼浓度变化过程：在开始将功率期间开始对主系统硼化，在热停状态时已硼化至冷态无氙硼浓度620 ppm左右，在降温降压过程中继续硼化，达到4A模式前，硼浓度达到2080ppm左右，冷停状态时达到换料硼浓度2400ppm。启堆升模式中，到热停时达热态无氙硼浓度1768ppm，临界时硼浓度1487ppm。

主系统水装量：正常运行时主系统水容积为147m3，稳压器满水后主系统总容积为165m3。

热停状态平均温度280℃，压力15.2MPa时比容v=0.0013087m2/kg， M0=V/v=147/0.0013087=112t。

到达冷停后，稳压器满水，平均温度≤93，比容 v=0.00103745 m2/kg，M0=V/v=165/0.00103745=159t

事实上，相关硼浓度计算均考虑了100～200ppm的计算裕量，除临界外其余工况下keff≤0.98，上述硼浓度变化可以保证反应堆不会失去全部次临界度;在临界硼浓度下，考虑控制棒插入极限，在棒的可调节范围区，也不会造成保护系统动作。

1.2.3 误稀释事故总结

从计算结果可知，当发生均匀的失控硼稀释事故时，在主系统最大的补水速率下，考虑本机组硼约7～8分钟的滞后效应，至少十五分钟之内不会触发保护系统动作。如此过程操纵员无干预，功率緩慢上升直至触发源量程或中间量程保护停堆，在停堆至反应堆重返临界之前，操纵员仍然至少有20～30分钟的时间来采取措施。

发生硼稀释时，除硼浓度变化，最直接影响是反应堆中子通量的增加，源量程核测量系统能够探测到中子通量的倍增信号，通过主控或01厂房内音响报警提醒操纵员并敦促操纵员进行硼化操作，对操纵员来说有足够的时间进行发现和采取有效措施，在换料阶段，保证行防硼稀释政隔离的有效执行也能有效避免硼稀释事故。发现误稀释或反应性异常变化时操纵员要立即进行加硼操作，同时隔离稀释源，密切监视硼浓度及反应性变化，稳定机组状态。

1.3 主泵对反应性影响

反应堆冷却剂主泵作为一回路冷却剂系统的心脏，意外的主泵运行，由于冷却剂中硼及温度的分布不均匀，可能会导致堆芯内硼浓度及温度厂的快速变化，从而引入反应性事故。

1.3.1 主泵与快速硼稀释

当反应堆冷却剂系统稀释过程中，如主泵突然意外停运，同时上充泵继续向主系统注入稀释水，而此时若堆芯发热量较小，自然循环能力较弱，在失去强迫循环后，低浓度的含硼水无法与冷却剂充分混合，会在上冲管线与主系统连接附近大量聚集，此时，当主泵恢复运行条件时，如操纵员误操作或其他原因导致主泵意外启动，将导致区域内大量低浓度含硼水快速进入并通过反应堆堆芯，导致快速反应性引入事件，可能引发严重后果。

本厂主泵停运仅连锁停堆信号，与化容补给水直接无连锁关系，当主泵停运后上充泵水源无切换信号，对此，有两种情况：

（1）发生全厂断电事故，此时，主泵、离心上充泵、补水泵、硼酸驳运泵均停运，而后由于失电带载，上充泵启动，如无安注信号，则上充泵继续从容空箱吸水，假设自补失效，直至容空箱低液位0.55米V02-216V动作，水源切换至换料水箱，期间注入流量为Q=2.5×（1.75-0.55）=3m3。

（2）其他情况导致主泵意外停止，则上充泵、补水泵等无停止信号导致补水不会自动停止和水源切换，如无操纵员手动干预，则稀释水会持续向堆芯注入并在某处汇集。

1.3.2 主泵与堆芯温度变化

当主泵停止运转后，而反应堆冷却剂又被停冷系统所冷却，这样在反应堆冷却剂系统中可能形成温度分布的不均匀，如直接启动主泵，导致堆芯意外冷却而引入正反应性及主系统压力的波动。本厂启动主泵时主系统温度较低，不会造成大的温度变化，需注意的是在非正常工况下启动主泵的情况。

1.3.3 防止主泵启动事故总结

（1）在运行中，启动主泵要慎重，严格按照规程投运主泵;当发生主泵意外停运事故时，操纵员要及时关注化容补水系统动作情况，并及时切换补水水源至换料水箱。

（2）在启动不工作环路的主泵前30分钟以内，必须查定不工作环路中的硼浓度大于或等于工作环路中的浓度以及不工作环路冷段温度不低于工作环路冷段温度11℃且反应堆次临界度至少为1%△K/K

1.4 启停堆过程中实验的影响

在每次反应堆的启停阶段，按照技术规格书要求，需要进行相关的物理实验以验证反应堆控制参数的正确性，不同的实验对相关的实验条件有不同的要求，需要操纵员们对相关实验条件进行建立，从而加大了操纵员对反应性的控制风险。

1.4.1 实验过程风险分析：

（1）物理启动试验最大的风险在于它为了验证堆芯核设计所进行的超“常规”的操作。如大反应性引入，轴向功率分布超差等。

（2）正常物理试验平台中子通量水平距离堆芯发热点已经不足一个数量级，在大反应性引入的情况下（如提多步棒），当堆芯通量水平快速上涨到测量上限时，若不能及時插棒，堆芯很快将进入发热区，而此时系统状态可能都没有做好相应的准备，引发的后果不可预计。

（3）试验中通常通过两种方式改变反应性，如调硼法刻棒的风险在于连续的反应性引入，而要靠控制棒回调功率水平，若控制棒不能及时回插，稀释累计的正反应性将持续增加。

1.4.2 配合实验操作总结

（1）操纵员要提前对实验内容及条件进行了解，对实验风险及当前工况的风险进行评估，对所需的操作做到心中有数。

（2）在实验过程中，时刻注意堆芯反应性安全，如有超控的情况应立即停止实验，以稳定反应堆安全为主，防止安全事件发生。

（3）历次实验中多次出现过蒸发器水位失控导致的停堆及控制棒落棒停堆事故，针对此，实验中应注意堆、机操之间的配合及及时响应，明确二回路蒸汽排放方式对一回路温度的控制，避免平均温度变化过大;明确实验中修改的保护定值及动作情况。

2 防止反应性事故策略

2.1 保证足够的停堆深度

足够的停堆深度应保证：

（1）反应堆可以在各种运行情况达到次临界

（2）与假想事故工况有关的反应性瞬态可控制在允许的限制范围内。

（3）反应堆可保持足够的次临界度以防止停堆情况下意外的临界。

停堆深度要求：

运行模式1、2*、3*、4A、4B、5，停堆深度必须≥2.0%Δk/k。

运行模式6，a.Keff≤0.95，它包括1.0%△K/K的保守的不确定性误差，或b.硼浓度2300～2500PPm，它包括由于不确定性所需的保守裕量。

措施：停堆深度不在限值以内，暂停所有操作包括更换堆芯或正反应性变化，立即用7000～7700ppm浓度的硼酸溶液按≥11.2t/h的速度开始并持续硼化，直到恢复所要求的停堆深度为止。

2.2 保证反应性有效监视

停堆期间要保证核测仪表的正常正确工作，尤其是源量程及其音响装置、中间量程、硼浓度计可用状态，密切关注核测仪表计数率及周期变化;保证冷却剂硼浓度连续监测，RCS硼浓度按规定的频率取样分析。

2.3 保证紧急注硼的有效性

当发生反应性事故时，需立即通过手动方式紧急注硼方式向堆芯增加负反应性，维持堆芯停堆深度及次临界度。

硼水水源：换料水箱，硼酸储存箱，安注箱

紧急注硼方式：

（1）正常运行方式（一台离心上充泵可用+上充管线+硼水水源）注硼。

（2）备用运行方式1（一台安注泵及（下转第166页）（上接第189页）其注入管线可用+换料水箱可用）注硼。

（3）备用运行方式2（备用停冷系统可用+换料水箱可用）注硼。

（4）手动触发安注信号注硼。

3 建议

（1）启停堆期间对反应性的影响因素较多，而缓解事故后果主要靠操纵员正确及时的干预，例如硼的紧急注入等均需要操纵员的手动操作，如果能针对不同工况增设自动监视保护逻辑，当发生非可控正反应性引入，导致高中子通量停堆信号，则自动触发注硼动作，同时隔离可能的稀释水源，可有效减少操纵员误操作的后果。

（2）本厂硼化稀释操作过程中，仅能监视硼化、稀释水量，没有补给水的硼浓度直接监测。可结合其它电厂设计，在上充流量上设置硼表监视，当补给水硼浓度与一回路硼浓度相差较大时，自动停止补水。

（3）停堆工况下，本厂针对一团清水造成的快速硼稀释事故在设计上的重视程度还不够。在设计上可实现在启堆的稀释过程中，如果一旦主泵电源丧失，主泵停运，则V02-216开启，V02-104A/B关闭，从而使上冲水源切换至换料水箱。法国M310型核电站及我国岭澳核电站均已采用此设计，而在恰希玛C-2设计上也实现了当主泵失电情况下自动切换上充泵水源至换料水箱，可有效防止因主泵引起的快速硼稀释事故。

【参考文献】

[1]最终安全分析报告.

[2]停堆核安全管理（秦一厂）.

[3]熊本和，核电厂停堆状态下的安全问题，专刊名称：辐射防护Vol.14 No.2.

[4]张春明、张和林，压水堆核电厂硼稀释事故及预防改进措施，专刊名称：No.2.2004.