AP1000機組停堆運行

胡俊鋒，郭宏恩

（山東核電有限公司，山東 海陽265100）

AP1000機組設計為18個月換料，機組大修時間為17天或更短。在17天的時間內需要完成將機組從100%功率運行降功率至熱態、機組冷卻和排水，進行換料和設備維修，此后完成充水、加熱并啟動返回至100%功率運行。雖然17天的大修時間只占18個月換料周期的3%，但是卻有如下特點。

1）大修進度緊張、時間窗口短；

2）維修項目繁多，項目邏輯和控制復雜；

3）功率運行時只需維持機組狀態，而大修時需要完成大量的系統啟停、檢修隔離排水工作；

4）部分安全系統不可用、堆芯損傷風險增加。

AP1000機組在設計上采用了一些新的技術，如屏蔽泵、非能動安全系統，真空充注和無硼回收系統等。新的設計也帶來了機組啟停的一些變化，因此需要每一位運行人員深入地學習機組和系統的運行規程和設計文件，掌握AP1000機組的運行特點。下面將對機組停堆運行時的主要操作、LCO／STAC要求和停堆風險等方面做詳細的介紹。

1 AP1000機組停堆運行操作

1.1 機組模式的定義

AP1000機組運行模式的定義如表1所示。

表1 模式定義Table 1 Definition of various modes

與傳統的西屋壓水堆電站的運行模式相比有如下不同點：

1）模式4由熱停堆改為安全停堆；

2）熱備用（模式3）與安全停堆（模式4）的溫度從177℃提升至215.56℃。

技術規格書對“安全停堆”模式無具體描述，設計控制文件（DCD）Tier 2章節7.4中描述“安全停堆”包括兩種不同的“安全停堆工況”：

從事件發生開始到36小時內為短期安全停堆。

36小時后的電廠工況稱為長期安全停堆。

短期安全停堆工況包括維持反應堆次臨界、反應堆冷卻劑平均溫度小于等于無負荷時的溫度以及足夠的冷卻劑裝量和堆芯冷卻。在發生任何設計基準事件時利用安全設備都應實現這些安全停堆工況。實現特定的安全停堆工況是由特殊的事故順序決定的。

長期安全停堆工況除了要求冷卻劑的溫度低于215.56℃之外，其他的都和短期停堆工況相同。在事故發生后的36小時內必須進入長期安全停堆工況，并通過安全設備可以無限期地維持長期停堆工況。

1.2 停堆運行的目的

應根據機組大／小修的不同要求而進入不同的停堆模式并建立合適的一回路冷卻劑系統（RCS）溫度條件。除了考慮換料操作外，還應建立檢修設備的工作條件：

1）通常冷卻RCS至93.3℃以下，可以進行單一閥門的隔離，并避免蒸發；

2）71℃以上主泵必須保持運行，以保證一回路各處溫度和化學性質均勻；

3）如接觸RCS設備進行工作，職業安全與健康要求RCS溫度低于60℃；

4）真空充注運行，需要將RCS冷卻至盡可能低。

1.3 主要停運操作

經過一個燃料壽期，一回路硼濃度從1 200ppm降至幾ppm，已無正常的反應性釋放手段以繼續維持功率運行，機組需要進行換料。約3小時完成降功率，控制棒全部下插，反應堆處于熱備用模式，此后進入本文所描述的反應堆停堆運行。

1.3.1 RCS硼化

冷卻之前，通過化學和容積控制系統（CVS）增加RCS硼濃度至冷停堆模式所要求的值。通過兩種運行方式向RCS中注硼：一是保持上充下泄平衡和維持穩壓器（PZR）液位處于no－load液位，二是批量添加硼水，推薦采用方式一。如需硼化至換料停堆硼濃度（1 662ppm），CVS上充流量為22.7m3／hr，需約5小時完成硼化，硼化完成后才能建立除氣工況。

如需對RCS開口或進行換料大修，應建立CVS和放射線廢液系統（WLS）除氣運行工況，以除去RCS系統中的氫氣和裂變氣體。除氣工況需要將一個WLS液體暫存箱（EHT）排空專門接收已除氣的RCS排水，并通過氣動泵返回至CVS泵入口，通過CVS上充泵返回RCS完成循環。

1.3.2 冷卻的第一階段（蒸汽發生器冷卻）

完成硼化后即可進行RCS的冷卻操作。先將4臺主泵的轉速降至50%，以減少主泵的軸功輸入，同時4臺主泵全部運行也防止主泵反轉和滿足低速運行限制。

蒸汽發生器（SG）將堆芯熱量導出至蒸汽系統，通過旁排傳遞給主凝汽器。旁排不可用時，通過大氣釋放閥（PORV）進行降溫。穩壓器備用電加熱器全部投入以建立連續的穩壓器噴淋，手動調節噴淋流量同步降低RCS壓力。

設計要求反應堆停堆后4個小時內，SG能冷卻 RCS至177℃（3.1MPa－g），并最終維持RCS溫度處于172～176℃之間，壓力維持在2.2～2.76MPa之間。期間完成 P－11閉鎖（13.6MPa）、蓄壓箱（ACC）的退出（6.9MPa）和P－19閉鎖（4.83MPa）。當 RCS壓力低于3.3MPa－g，停止向一回路注入氫氣。

1.3.3 冷卻的第二階段（RNS冷卻）

壓力、溫度條件滿足后，即可將正常預熱排出系統（RNS）投入RCS冷卻工況。RNS投入是一項高風險和復雜的工作。投入RNS之前需要將RNS接入安全殼內換料水箱（IRWST）進行充分的充水和硼化，防止接入RCS后導致RCS壓力波動和硼稀釋，和避免RNS水錘。接入RCS之前將IRWST與RNS入口、出口連接閥門（RNS－V023、V024）關閉斷電。首先只允許投入一個RNS泵和換熱器系列，再循環閥開啟建立泵運行的最小流量，通過緩慢開啟RNS－V008預熱泵、換熱器和管道至RCS當前溫度，最小化熱沖擊。預熱完成后開啟RNSV008維持RNS泵的正常運行流量，關閉RNS－V057并逐漸開啟RNS－V006投入RCS冷卻模式（最大27.8℃／h）。

RNS投入后，SG和二回路系統繼續運行，對RCS冷卻起到一定的促進作用，第二列RNS根據RCS的冷卻速度可以推遲投入。RCS平均溫度（Tavg）低于93.3℃后并且SG不能有效蒸發時，停運二回路系統，關閉主蒸汽隔離閥（MSIV）。

當Tavg低于177℃時，SG飽和壓力為0.862MPa－a，壓力不足以保持SG排污系統電除鹽裝置（EDI）的正常工作，需要將SG排污系統（BDS）停運。為了有效冷卻SG，可以將BDS投入“SG冷卻模式”，雖然這個功能已經從BDS的設計功能中取消，但是從運行靈活性的角度仍然可以使用。當Tavg低于93.3℃，BDS投入濕保養（Wet Layup）模式，促進SG向RCS反向的熱量傳遞，并完成P－9閉鎖。

RNS系統設計確保在反應堆停堆后96小時冷卻RCS至51.7℃（兩列RNS可用）；1版總體運行規程（GOP）要求水實體運行前，RNS冷卻RCS至77～79℃，2版GOP只設定最終溫度48℃（待定），未明確水實體運行前的溫度。

1.3.4 水實體運行

相比穩壓器“蒸汽腔”運行，采用“水實體”運行方式綜合性考慮如下重要因素：

1）最小化低溫超壓事件的可能性；

2）最小化喪失主泵凈正吸入壓頭的可能性；

3）防止穩壓器中存在不可接受的氧氣／空氣的狀態，不管是否有氫氣存在；

4）維持17天的換料大修進度；

5）最小化RCS向安全殼內排氣的可能性。

除上述功能需求外，也適當的考慮了“防止大的波動管溫差”這一因素。

如需后撤至換料停堆或RCS開口維修，最終目標是擰松壓力容器主螺栓使RCS開口至大氣壓，RCS溫度處于43～48℃（舒適的維修工作環境和最大化至堆芯沸騰時間），氫濃度低于5～15cc／kg，通過清除和凈化，使一回路的放射性盡可能低。

水實體運行前，需投入CVS－V047自動壓力控制模式并開啟下泄節流孔板旁路閥（CVSV043），為確保足夠的下泄流量應投入RNS至CVS的凈化流程并旁路CVS離子過濾器避免高溫隔離動作。投入全部穩壓器電加熱器，手動調節噴淋流量維持壓力穩定于2.05～2.25MPa之間。通過控制上充－下泄流量差緩慢充注穩壓器。為保證穩壓器一直處于向外涌動運行，凈上充流量不能大于9.1m3／h，上充流量設定為15m3／h，從而給下泄閥門一定的調節范圍。當穩壓器窄量程液位（RCSLT195）達到100%時，考慮在水實體運行時穩定的壓力控制，需降低RCP轉速至17.5%并停運2環路的兩臺主泵。水實體工況下，剩余2臺主泵運行于17.5%轉速能夠提供穩壓器噴淋流動。繼續升液位至100%寬量程液位，一旦均衡的上充下泄運行工況下，穩壓器壓力穩定上升意味著穩壓器處于水實體狀態。

為了向一回路中添加H2O2（過氧化氫），需通過噴淋閥冷卻穩壓器至當前RCS溫度，確保RCS和穩壓器低于82℃。對RCS和PZR取樣，確保合適的化學工況。H2O2強制氧化RCS使得放射性鈷溶解并被CVS離子過濾器吸收，從而減少大修劑量。

完成放射性和氫氣去除后，即可停運剩余2臺主泵。調節CVS－V047將RCS降壓至大氣壓，RNS繼續冷卻RCS至38℃。主泵停運后只能通過對SG進行充排水的方式冷卻至38℃以進行SG相關的維修活動。

1.3.5 半管運行

停運CVS上充泵，在RNS泵的壓頭驅動下以最大下泄流量對RCS排水，一旦液位達到熱腿頂部（RCS寬量程液位3.4%），限制下泄流量不超過4.5m3／hr。疏水至25%PZR液位需開啟ADS1－3級閥門；低于16%液位進行P－12閉鎖，并退出非能動余熱導出熱交換器（PRHR HX）和應急堆芯注入水箱（CMT）。開啟RCS－V231排氣并疏水至壓力容器法蘭下1英尺，此后根據需求排水至不同半管運行水位如表2所示。

表2 排水水位需求Table 2 Requirement for discharge water level

1.3.6 換料運行

首先，維修部門對換料機構進行檢查和預維，拆除燃料傳輸通道處于換料腔（REFEULINGCAVITY）側的盲板，拆除一體化頂封頭。

先通過重力充注方式從IRWST注水至換料腔，再啟動乏燃料冷卻系統（SFS）泵充水至正常換料水位。隨著換料腔液位的上升，同步提升一體化頂封頭。當換料腔和乏燃料池液位平衡時開啟燃料傳輸通道的隔離閥。通過SFS直接充注、旁通堆芯的方法，減少了大修輻照劑量，提高了換料水的清潔度。

1.3.7 主要操作步驟序列

一系列的運行操作如同舞蹈編劇一樣，彼此之間存在邏輯先后關系，簡化的停堆運行操作序列如下。

1）硼化并開始除氣；

2）減低主泵轉速至50%；

3）旁排冷卻RCS至278℃；

4）降壓至13.2MPa至13.4MPa之間，閉鎖P－11；

5）同步降溫、降壓至2.76MPa／176.7℃：期間退出蓄壓箱（ACC）和閉鎖P－19；

6）投入RNS，繼續降溫至77℃：RCS低于93℃時，退出二回路并閉鎖P－9；

7）水實體運行：加入H2O2，停主泵并泄壓至0MPa；

8）半管運行：繼續降溫至38℃，排水至合適水位，閉鎖P－12，退出CMT和PRHR HX；

9）換料運行。

1.3.8 停堆運行的壓力、溫度（P－T）限制

RCS系統在加熱、冷卻過程的壓力、溫度限制圖，俗稱“大刀”圖，對停堆冷卻操作具有重要的意義。

P－T圖（圖1）主要根據如下運行與限制條件繪制：

1）RCS壓力、溫度和加熱、冷卻速率應維持在PTLR的范圍內［TS 3.4.3］；

2）蒸汽墊模式時，熱腿低于PZR飽和溫度17℃，以保證足夠的過冷度；

3）波動管和熱腿溫差不能超過178℃，否則會導致波動管過大的熱應力；

4）主泵運行必須凈正吸入壓頭限制（只繪制50%轉速凈正吸入壓頭限制）；

5）水實體運行，當RCS溫度高于71℃，至少一臺主泵保持運行；

6）一、二回路壓差應低于11.4MPa；

7）RNS投入條件要求溫度低于176.7℃；壓力處于2.2MPa至2.76MPa之間。

圖1未體現如下限制。

1）一回路冷卻劑從零負荷平均溫度降到177℃的最大降溫速率為55℃／h；

2）一回路冷卻劑從177℃到常溫常壓的最大降溫速率為28℃／h。

停堆冷卻過程中，調節旁排壓力模式／RNS冷卻模式控制器維持一定的RCS冷卻速率，手動調節PZR噴淋閥控制RCS的壓力處于P－T限制范圍并盡量趨向于運行曲線。但手動調節PZR壓力給運行人員帶來一定的操作負擔，田灣核電站采用自動調節噴淋閥，控制PZR飽和溫度和RCS溫度差為60℃的方式，很大程度上減低了操縱員的監控壓力，AP1000機組也可以采用此設計優化。

圖1 P－TFig.1 P－T

2 停堆運行的運行限制條件（LCO）／短 期 可 用 性 控 制（STAC）要求

從功率運行至換料停堆，機組的壓力、溫度和水位變化較大。隨著機組能量的逐漸降低，對安全系統的要求也不盡相同，深刻理解各種模式下的運行限制條件，不僅能夠保證機組的安全，也有利于安全系統檢修和維護工作的合理安排。

2.1 ACC（蓄壓箱）

在模式1、2和 RCS壓力＞6.895MPa－g的模式3、4，蓄壓箱的可運行要求基于滿功率運行。雖然冷卻要求隨功率下降而降低，只要RCS處于高溫和高壓狀態下，蓄壓箱仍要求提供堆芯冷卻功能。當壓力＜6.895MPa－g，由于RCS噴放速率使得其他水源的注射流量能保持包殼峰值溫度低于10CFR 50.46的限值1 204.44℃，蓄壓箱不再需要。

2.2 ADS（自動降壓系統）

模式1，2，3，4，自動降壓系統主要用于失水事故下有序地降低RCS壓力，允許蓄壓箱、換料水箱、安全殼再循環系統注射到安全殼中。

模式5并且RCS完整時，雖然假定電站運行沒有失水事故（LOCA），但可能會發生一回路冷卻劑的泄漏或誤疏水事件。這些事件期望觸發自動卸壓系統，允許來自安全殼換料水箱（IRWST）或安全殼淹沒時安全殼再循環的冷卻水注入。

當反應堆停堆且RCS開口后，CMT被隔離以防止注入。由于ADS根據低CMT液位動作，自動ADS動作是不會實現的。如需對反應堆冷卻劑系統補水、硼化或堆芯冷卻來緩解事故，要求第1，2，3級卸壓閥流道開啟，第四級卸壓閥流道可運行確保安全殼內置換料水箱的注射和安全殼冷卻水的再循環。

2.3 CMT

當CVS補水不可用時，CMT可以提供應急硼化和堆芯補水，并可以緩解設計基準事故下的含硼水安注。在非冷卻劑失水事故如蒸汽管線破裂事故期間，CMT注入高硼水降低反應性瞬態并保證反應堆處于停堆狀態。

如果一根DVI管線破裂將導致1臺CMT不可用，沒有任何單一能動部件故障阻止另一臺CMT完成注入功能。在非失水事故分析中，兩個CMT都需要可用。

當電站處于模式5且RCS完整時，CMT和非能動余熱排出（PRHR）是緩解某些假想事件（如正常衰變熱排出能力喪失，喪失啟動給水或正常余熱排出系統）的首選方法。CMT和PRHR作為首選，這是因為RCS壓力邊界保持完整，從而維持了裂變產物釋放的屏障。在這些事件中，PRHR提供了安全相關的熱量排出通道。CMT維持RCS裝量控制。這些事件也可以通過安全殼內換料水箱（IRWST）的注射得到緩解，然而為了便于IRWST注射，RCS必須卸壓（排氣）。

既然RCS在模式5和6壓力和溫度非常低，沒有假定冷卻劑失水事故（LOCA），所以不考慮在DVI管線發生破口的可能性。因此，對于假想事件只要求一個CMT可用來提供堆芯冷卻。單一能動失效事件時，兩個并聯的CMT出口隔離閥保證了一個CMT的注射。

2.4 PRHR HX（非能動余熱排出熱交換器）

在正常運行期間的非LOCA設計基準事件，當蒸汽發生器的正常排熱路徑不可用時，PRHR HX自動投入，提供衰變熱排出路徑。停堆過程中在反應堆冷卻劑系統（RCS）壓力邊界完整的情況下喪失正常余熱排出能力，PRHR HX提供首選的安全相關排熱通道。如果需要，PRHR HX手動啟動，能維持RCS溫度＜215.56℃。

在RCS壓力邊界打開或者RCS壓力邊界完整但穩壓器水位 ≤20%的模式5，或者模式6，PRHR HX沒有對RCS進行自然循環冷卻的能力。

2.5 IRWST（安全殼內置換料水箱）

在非LOCA事件中，IRWST作為PRHR HX的熱阱；涉及喪失冷卻劑裝量的事件，如大破口失水事故或者其他涉及自動卸壓的事件，IRWST可提供低壓安注。

在RCS邊界完整的模式5發生假想停堆事件，主要保護為非能動余熱排出（PRHR），IRWST作為PRHR HX的初始熱阱。如果RCS壓力邊界開放的模式5發生停堆事件，PRHR HX不可用，RCS熱量由IRWST的注射和安全殼地坑再循環帶走。在模式5，不假設發生失水事故（LOCA），因此，不假定DVI破裂的情況，僅需一個系列換料水箱注射和再循環回路即可緩解假想事故。

模式6，通過IRWST的注射和安全殼地坑再循環實現RCS熱量導出。

2.6 CONTAINMENT（安全殼）／PCS（非能動安全殼冷卻系統）

安全殼的安全設計基準是安全殼必須能承受設計基準事故（DBA）下產生的壓力和溫度并不得超過設計的泄漏率。在模式1，2，3，4中，設計基準事故（DBA）會引起放射性物質釋放到安全殼內。

在模式5和6中，其壓力和溫度的限值使放射性物質釋放到安全殼內的概率和后果降低。安全殼的關閉能力保證事故時冷卻水裝量不會減少。

非能動安全殼冷卻系統和安全殼一起完成各種模式下的功能。

TS背景文件對停堆工況下的安全系統、運行限制條件、模式適用性和要求的結束狀態建立了矩陣如表3所示。

表3 非能動系統停堆模式矩陣表Table 3 Shutdown mode matrix of passive systems

2.7 STAC

上述運行限制條件適用于安全相關的系統、設備，對于重要的非安全相關系統、結構和部件（SSC），根據PRA見解進行評估并建立投資保護／短期可用性控制（STAC）。停堆工況下維持反應堆的主要安全功能是確保水裝量和堆芯熱量導出。RNS的冷卻功能提供一個非安全相關的方式對反應堆冷卻劑系統（RCS）進行冷卻。當RCS壓力邊界打開，換料堆腔不被淹沒時，該RNS冷卻功能十分重要。因為它能降低由于RNS冷卻功能的喪失而觸發事件發生的可能性，且它為PRA的敏感性提供了余量。

當RNS冷卻的喪失成為重要風險時，兩臺RNS泵應當在適合的模式下可用。若兩臺RNS泵均不可用，電站將不能進入該工況。

對RNS冷卻功能有所影響的計劃維修工作應當在模式1，2，3下完成，此時RNS并不會正常運行，RNS僅作為PXS注入的后備補充。

其他CCS／SWS和電源系統也主要是圍繞RNS的堆芯冷卻這一前沿功能提供支持。

3 停堆運行的風險評估

雖然停堆運行時間很短，但是1級PRA的風險為1.03×10－7%／年，幾乎和功率運行一樣大。其中，三個支配性的始發事件序列構成了1級停堆運行PRA的95.3%，組成如下。

1）排水工況下喪失設備冷卻水或廠用水系統的始發事件，其對CDF的貢獻為76.7%。

2）排水工況下喪失RNS的始發事件，其對CDF的貢獻為10.4%。

3）排水工況下喪失廠外電源的始發事件，其對CDF的貢獻為8.2%。

根據1級PSA分析得出的結論主要如下。

1）安全殼內置換料水箱部件的共因失效貢獻大約為總停堆CDF的56%。安全殼內置換料水箱閥門的共因失效貢獻大約為總停堆CDF的45%。

2）自動卸壓系統第4級爆破閥的共因失效貢獻大約為總停堆CDF的26%。自動卸壓系統的功能對于預防波動管液阻現象很重要。這表明維持自動卸壓系統的可靠性很重要。

3）安全殼地坑再循環爆破閥的共因失效貢獻大約為總停堆CDF的22%。在排水工況下，這個功能是很重要的。這表明維持再循環管線爆破閥的可靠性很重要。

4）在安全／冷停堆工況下，操縱員未能認識到對反應堆冷卻劑系統降壓這一操作的需要，被認為是具有很顯著的風險增加值。這個見解指出了下述工作的重要性：規程中應包含此操作并被操縱員理解，并給操縱員提供合適的培訓。

5）安全殼內置換料水箱在停堆期間提供了顯著的益處，因為其對正常余熱排出系統是一個非能動的備用支持。

4 停堆關鍵安全功能狀態樹（SDCSFST）

停堆狀態關鍵安全功能響應規程（SDP）及停堆關鍵安全功能狀態樹是AP1000機組所特有的，用于監視停堆狀態下的關鍵安全功能，狀態監視適用于模式5和模式6。SDP規程特別關注了防止堆芯沸騰的問題，以及如果無法防止堆芯沸騰時盡早建立安全殼隔離的問題，因為這些是美國核管委會（USNRC）研究處理的主要問題，也是運行電站停堆以后運行所面臨的主要問題。

停堆狀態下的安全功能優先級別為。

1）堆芯冷卻（失去堆芯的水裝量）；

2）熱阱（失去RNS冷卻）；

3）安全殼（異常輻射水平）；

4）次臨界度（失去停堆裕量）；

5）壓力邊界完整性（低溫超壓）；

6）支持系統失效導致的失去熱阱（意外的RCS升溫）。

停堆關鍵安全功能狀態樹的響應只有橙色和綠色（即不滿足就是橙色，滿足就是綠色）。

5 結論

目前，西屋各提資文件中有關停堆運行的操作和狀態要求不完全一致，相比1版，2版總體運行規程變動較大，并仍有不少待定項。停運主泵前冷卻RCS的溫度仍未確定，不同的文件要求也不一致。所以，在調試期間運行人員一定要保持質疑的工作態度，鉆研相關技術文件，咨詢設計院和調試負責人，只有相關問題得到明確后才能進行下一步的操作。

停堆操作相當復雜，運行限制條件變化較大，注意事項和限制條件也非常多，尤其主泵的相關操作。這也要求運行人員一定要牢記主線工作和相關要求，理清先后邏輯關系，這樣才能做到運籌帷幄、臨危不亂。

［1］ APP－RCS－M3－001Rev.5Reactor Cooling System—System Specification Document［S］.

［2］ AP1000Design Control Document Rev.19［S］.

［3］ HYG－GW－GJP－103／104／105Rev1／2General Operating procedures［S］.

［4］ APP－RXS－Z0R－001PTLR Rev.2［S］.