“华龙一号”征兆导向法事故处理导则定值设置研究

杜　宇，方　俊，司天琪，毛　欢

“华龙一号”征兆导向法事故处理导则定值设置研究

杜宇1，方俊1，司天琪1，毛欢2,*

（1. 中国核电工程有限公司，北京 100840；2. 生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082）

“华龙一号”（HPR1000）机组应用征兆导向法事故规程（SEOP），在设计上，也采用更先进的征兆导向法事故处理导则。事故导则定值在导则中用于执行事故的诊断，根据定值的设置可以通过手动操作缓解事故后果，并通过定值确认电厂处于安全停堆工况。定值的正确设置是事故处理导则设计的重要内容，保障事故处理策略缓解事故工况的效果。本文针对“华龙一号”征兆导向法事故导则，以裂变功率产生/ATWS响应导则为例，详细介绍了该导则定值的分析过程，包括导则策略分析和导则名义值的确定、安全壳不利工况临界值的确定、导则关键定值的判定、仪表误差考虑的因素以及安全壳不利工况仪表误差对导则的影响分析。本文提出一套完整的确定征兆导向法事故处理导则定值的方法。

征兆导向法事故规程；“华龙一号”；安全壳不利工况；定值

纵深防御是核动力厂设计安全规定（HAF102）[1]贯彻始终的安全设计要求。事故处理规程作为纵深防御原则的重要防线，对限制事故发展，保证反应堆安全起着至关重要的作用。

“华龙一号”作为我国自主研发的百万千瓦级第三代“能动+非能动”型先进核反应堆，要求有更先进的技术和安全保障，同样，在事故处理上，也采用更先进的征兆导向法事故处理导则。征兆导向事故处理导则综合了事件导向事故规程和状态导向事故规程两者的优点，以征兆导向事故处理为主干，提供多层次诊断、多手段对策，重点抓关键安全功能，既可以在事故征兆明显时通过事件导向快速采用最佳恢复规程进行事故缓解和处理，又可以在发生始料未及的事故或者叠加事故时通过关键安全功能状态树导向功能恢复导则保证电厂各屏障安全，以达到放射性释放最小的目的。

事故处理规程能够快速有效的进行事故缓解，其定值的正确设置是其策略有效的一个关键点。事故规程定值主要包括以下两类定值：

（1）保护系统整定值

保护系统整定值是为了防止出现超过安全限值的状态，在发生预计运行事件或事故工况时启动有关自动保护装置。该定值为停堆或专设安全设施自动动作的整定参数。其设置主要在事故分析和系统设置中进行考虑，本文不进行描述。

（2）事故处理策略中应用的定值

该定值的制定基于系统的设计，应用于事故处理导则，需要操纵员执行手动操作进行干预，决定事故处理策略的执行。

对于第二类事故导则处理策略中应用的定值的设计为本文主要研究内容。

1　征兆导向法事故处理导则定值设计方法

征兆导向法处理导则的定值依赖于事故导则的处理策略，基于“华龙一号”的系统设计方案，其每一步骤的定值的确定的意义是为了完成每个步骤所要完成的任务或功能，而最终整个导则所有定值的确定是以达到完成整个事故处理导则的处理目标为目的，通过导则策略分析确定导则定值名义值，并且通过相关的验证确认该定值名义值的有效性。

为了保证参数定值的有效性，需要将仪表误差考虑在定值设置中，特别是安全壳不利工况条件下的仪表误差。但是对于仪表误差影响较大的参数，为了将安全壳不利工况的影响考虑在内，又不会因为安全壳不利工况仪表误差导致正常工况下事故处理导则定值过度考虑仪表的不确定度，拟将安全壳工况分为安全壳正常工况和安全壳不利工况，在安全壳正常工况下使用安全壳正常工况下的仪表不确定度，而在安全壳不利工况条件下，仪表的误差将变大，这时使用安全壳不利工况下的仪表误差。因此，需要确定安全壳正常工况以及安全壳不利工况。

按照事故发生频率和潜在的放射性后果，可将Ⅰ类、Ⅱ类工况纳入正常安全壳环境条件考虑的范畴。根据始发事件分析[2]和事故分析文件[3]，Ⅰ类和Ⅱ类事故工况均不会导致安全壳质能发生明显变化，这时安全壳环境在正常运行范围内，结合安全壳内仪表的鉴定条件，将安全壳正常运行环境条件作为安全壳正常工况的环境鉴定条件。在安全壳不利工况情况下，则使用设计基准事故鉴定条件，为LOCA情况下的鉴定曲线，能够包络设计基准事故工况[4]。

为了识别需要考虑安全壳不利工况的仪表定值，需要分析确定考虑安全壳不利工况条件的事故处理导则，以及事故处理导则中的定值是否为关键定值，形成事故处理导则关键定值清单。

进一步确定安全壳不利工况条件下的仪表误差，分析安全壳不利工况对事故处理导则的影响并确定事故处理导则中的定值。

通过符合性分析计算确认事故处理导则定值以及存在的仪表误差是否能够接受。

最后通过验证平台进行全面的导则验证；确认征兆导向法事故处理导则及定值的有效性。对于符合性分析计算以及验证平台验证不能接受的仪表误差，考虑重新选择仪表供货商。

征兆导向法事故处理导则的设计方法如图 1所示。

图1 征兆导向法事故处理导则定值设计方法

为了对此征兆导向法事故处理导则定值设计方法进行说明，下一章将针对裂变功率产生/ ATWS响应导则说明其定值的分析。

2 裂变功率产生/ATWS响应导则定值分析

2.1　裂变功率产生/ATWS响应导则定值名义值分析

2.1.1裂变功率产生/ATWS响应策略分析

（1）裂变功率产生/ATWS响应导则的进入条件

裂变功率产生/ATWS响应导则[5]由堆芯次临界度安全状态监视（F-0.1）红灯或者橙灯工况要求进入，如图2所示。

另外，要求停堆时，反应堆保护系统或多样化保护系统未能将控制棒插入堆芯，则从E-0（停堆和安注诊断规程）第一步进入本导则。

（2）裂变功率产生/ATWS响应导则应对工况

1）次临界度减小

反应堆紧急停堆后，预期中子通量将快速减小，然后以一个固定的速率降低到正常停堆水平。几分钟之后，堆芯产热主要来自裂变产物的衰变热，而不是核裂变本身。5%额定功率比专设安全设施能带走的衰变功率要大，大于5%额定功率表明操纵员需要立即采取行动以防止堆芯损坏。而中间量程倍增周期大于0是裂变功率产生的先兆。

图2 堆芯次临界度安全状态监视

有以下几种情形可能会引入正反应性，并出现次临界度减小的征兆。第一种是反应堆紧急停堆不彻底，可能是因为一部分控制棒未插入，或者是因为一些控制棒没有插到底，但是都没有达到可以认为是ATWS的程度。第二种是一回路硼稀释，注入一回路的水源事先没有被正确地硼化，或者采用了错误的水源对一回路进行注射就会导致一回路硼稀释。第三种是一回路过度冷却，可能是因为二次侧卸压，或者SG给水过多，负的慢化剂温度系数将会引入正反应性。

2）未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）

ATWS取决于发生的Ⅱ类工况事件，存在多种。尽管在裂变功率产生/ATWS响应导则中要求的操纵员动作是一样的，但是核电厂对不同ATWS的响应是不一样的。

所有的ATWS瞬态都会出现一回路产生的功率与通过二回路带走的功率失配这一特征。这会导致一回路升温升压，直至多普勒效应和慢化剂温度效应使得堆芯功率开始下降。ATWS瞬态的关键参数是最小DNBR和/或一回路峰值压力。如果DNBR太小，就可能发生燃料损坏。如果瞬态过程中一回路超压，一回路压力边界可能会失效。

（3）裂变功率产生/ATWS响应导则操作步骤和定值

裂变功率产生/ATWS响应策略的主要步骤为：

1）确认反应堆停堆、汽机跳机、辅助给水泵启动以及REB硼注入等自动动作，否则执行相关手动动作以降低堆芯功率；对于丧失给水的ATWS确认所有的反应堆冷却剂泵停运，否则手动停运。确认蒸汽发生器排污隔离阀关闭，否则手动关闭。

2）维持蒸汽发生器液位，检查可能的正反应性增加，并消除正反应性添加，避免一回路冷却过快引入正反应性；

3）确认反应堆在次临界状态；

4）返回原入口导则并继续执行。

裂变功率产生/ATWS响应导则涉及的定值如表1所示。

表1　定值分析表

2.1.2 符合性分析和计算

为验证根据裂变功率产生/ATWS响应策略是否能合理快速有效的处理事故并最终达到反应堆次临界状态，须对裂变功率产生/ATWS响应处理框架进行符合性计算验证。

符合性计算采用最佳估算方法模拟相关事故，在事故发展过程中，根据事故规程策略插入操纵员手动干预措施，通过对关键参数趋势的变化分析操作步骤和定值的合理性。

对于ATWS，根据美国以及法国电力公司（EDF）、AREVA NP 和法国原子能委员会（CEA）所做的研究工作给出的结论，丧失正常给水供应（就一回路超压而论）和丧失厂外电源（就DNBR而论）是最不利的事故。裂变功率产生/ATWS响应导则选取这两种工况进行符合性分析计算。

符合性计算需要对裂变功率产生/ATWS响应导则的操作流程进行模拟，给出主泵出口压力、核功率、SG的热交换功率、反应堆冷却剂平均温度、蒸汽发生器水体积、稳压器水体积、蒸汽排放流量、稳压器安全阀排放流量等关键参数随时间的变化曲线。

1）丧失给水的ATWS工况

对于丧失给水ATWS工况符合性分析计算结果如图3所示。

图3　丧失给水的ATWS符合性计算结果

丧失正常给水ATWS事件后，一回路压力升高，一回路压力在14.4 s达到第一个峰值16.92 MPa，在220.9 s达到峰值压力20.9 MPa，没有超过最大允许压力，核功率在500 s以后降到5%以下，蒸汽发生器液位维持在可用范围内，因而反应堆冷却剂系统仍能保持完整，没有破坏的风险。

2）丧失厂外电的ATWS工况

对于厂外电的ATWS工况符合性分析计算[6]结果如图4所示。

图4 丧失厂外电的ATWS符合性计算结果

对于此工况，主泵以及凝结水泵等电源丧失，反应堆冷却剂转速减小，通过自然循环冷却堆芯和排出衰变热，60 s后辅助给水满流量有效，用于排出余热，需要调节辅助给水流量稳定蒸发器液位，对于丧失厂外电ATWS瞬态的一回路峰值为17.22 MPa，远低于丧失主给水ATWS瞬态的一回路峰值压力。符合性分析计算的结果表明，对于丧失主给水ATWS以及丧失厂外电ATWS，裂变功率产生/ATWS响应策略可有效缓解事故。

2.2　裂变功率产生/ATWS响应策略关键定值

对于导则中的定值进行分析，判断该定值在事故处理导则中执行的功能。分析内容如下：

对于功率量程中子通量，首先作为裂变功率产生/ATWS响应的入口判断准则，对应四台辅助给水泵启动时可带走对应核功率产生的热量的定值，应作为导则的关键定值，但考虑功率量程中子通量作为堆芯监测仪表，实际上其仪表精度并不会受安全壳不利工况的影响；

对于中间量程中子通量的分析与功率量程中子通量类似；

对于蒸汽发生器窄量程液位，5%NR（-1.62 m）是为了保证蒸汽发生器的液位淹没过U型管，因此，该定值影响蒸汽发生器的可用性，应该作为导则的关键定值；而50%NR（0 m）液位是蒸汽发生器中间水位，仪表的不确定度并不会对此定值产生大的影响，因此该定值可不作为关键定值；

蒸汽发生器辅助给水总流量236 m3/h对应蒸汽发生器在设计压力下，四台辅助给水泵全部启动时对应的流量，该定值的意义是最终是保证蒸汽发生器液位在要求范围内，可以通过蒸汽发生器液位确定辅助给水启动的效果，同时该仪表位于安全壳外，因此，对于辅助给水流量，安全壳不利工况下对仪表精度的影响可以不进行考虑，该定值可不作为关键定值。

具体分析内容如表2所示。

表2　裂变功率产生/ATWS响应策略关键定值分析表

2.3　安全壳不利工况对关键定值的影响

仪表的显示精度将仪表以及通道的所有组件的精度均计算在内，包括仪表误差，隔离模块误差，I/O模块误差，以及显示仪表误差等。其中对仪表精度，包括多种影响因素：

（1）过程方法测量误差：为过程参数测量中的误差，不包含探测器影响；

（2）基本元件误差：参数测量的基本元件的误差，例如，流量测量元件文丘里管；

（3）传感器误差：包含传感器漂移、温度影响、压力影响，零点校准等；

（4）另外，对于安全壳不利工况，需要考虑环境引起的仪表误差，这时考虑的是高能管线破裂的影响，包括温度、压力以及辐照的影响。

经过分析，在裂变功率产生/ATWS响应导则分析中，需要考虑安全壳不利工况条件的仪表定值为蒸汽发生器窄量程低3液位定值5%NR（-1.62 m），经过计算安全壳不利工况条件下，仪表（包括整个仪表通道）在0%液位测量时的误差为11.6%NR，由于蒸汽发生器窄量程没过U形管液位为0%NR液位，5%NR液位已经不能包络住仪表误差的影响，因此，保守考虑，在安全壳不利工况条件设置定值为11.6%NR是合理的。

对于安全壳不利工况仪表对关键定值产生的影响，需要修改策略或者定值，通过符合性分析计算再次确认导则的有效性。同时在设计验证平台对导则策略进行验证。

3　总结

本文研究了“华龙一号”征兆导向法事故处理导则定值的设置方法，并以裂变功率产生/ATWS响应导则为例进行了详细的分析，包括征兆导向法事故处理策略的分析和定值分析，安全壳正常工况和不利工况环境条件的界定研究，事故处理导则关键定值的判断分析，仪表精度计算考虑的因素，以及安全壳不利工况条件仪表精度对导则的影响分析和验证，最终确定事故导则策略的定值。

本文提出确定征兆导向法事故处理导则定值的方法，可以推广用于所有征兆导向法事故处理导则的定值设计。在以往的项目中进行仪表采购时，对于事故工况仪表的精度缺乏采购依据，通常以参考电站的精度作为仪表的采购需求，本文的研究成果对于后续项目的进行仪表采购时，从事故处理导则方面对事故后仪表精度要求给出可依据的条件。

［1］ 国家核安全局．核动力厂设计安全规定：HAF102［Z］．北京：中国标准出版社，2004．

［2］ 福建福清核电厂5、6号机组始发事件分析［R］．北京：中国核电工程有限公司，2014．

［3］ 福建福清核电厂5、6号机组初步安全分析报告［R］．北京：中国核电工程有限公司，2015．

［4］ 福建福清核电厂5、6号机组ACP1000设备鉴定条件［R］．北京：中国核电工程有限公司，2016．

［5］ 福建福清核电厂5、6号机组裂变功率产生/ATWS响应导则［R］．北京：中国核电工程有限公司，2018．

［6］ 福建福清核电厂5、6号机组裂变功率产生/ATWS响应符合性计算报告［R］．北京：中国核电工程有限公司，2016．

The Analysis on the Set-points of HPR1000 Symptom-Based Emergency Operating Guidelines

DU Yu1，FANG Jun1，SI Tianqi1，MAO Huan2,*

（1. China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China；2. Nuclear and Radiation Safety Center，Beijing 100082，China）

HPR1000 uses symptom-based emergency operating procedures（SEOP），and also symptom-based emergency operating guidelines are used in the design process. Set-points of symptom-based emergency operating guidelines are used to diagnose the event，and to decrease the effect of the event using manual operation，and to confirm the result of emergency operation. It’s very important to define the set-points correctly of the symptom-based emergency operating guidelines. This paper uses the fission power generation/ATWS response guidelines as an example and describes how to define the set-points in the guidelines，including the guideline strategy analysis and the nominal set-points analysis，the transition point from the normal containment condition to adverse containment condition，the key set-points，instrument accuracy factors and the effect analysis of the instrument accuracy to guidelines. This paper raises a complete methodology to define the set-points of symptom-based emergency operating guidelines.

Symptom-based emergency operating procedure；HPR1000；Adverse containment condition；Set-points

TL38+2

A

0258-0918（2022）02-0453-08

2021-07-08

杜 宇（1984—），女，回族，河北承德人，高级工程师，硕士，现主要从事核电站运行策略以及调试相关研究

毛 欢，E-mail：maohuan@163.com