CP300機組啟停堆期間反應性風險分析

劉建文

【摘 要】在啟停堆期間，由于堆芯釋放的能量較少，若發生故障，通常有充分的時間來防止或緩解事故的發生，所以停堆期間的反應性安全通常得不到應有的重視。但在停堆時并非所有的安全系統均可使用;停堆時多半是手動操作，反應堆風險更多的轉嫁到操縱人員身上，加之啟停堆期需要配合做許多物理實驗，需要特別注意可能會向堆芯引入反應性的操作和事故，需要對啟停堆期間的安全風險有足夠的認識。本文通過對啟停堆期間反應性變化分析，著重討論可能會發生威脅反應堆安全的事故，以提高操縱員對啟停堆期間的反應性事件緩解和控制。

【關鍵字】反應性;控制;次臨界度;緊急注硼

中圖分類號： TL362-65文獻標識碼： A文章編號： 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

秦山核電廠正常運行中基本不參與電網調峰，負荷變動少。而在啟停堆及換料階段，通常需要頻繁改變反應性以改變反應堆狀態，所以操縱員對啟停度期間反應性控制要引起足夠的重視。

1 啟停階段反應性風險分析

1.1 控制棒影響

在啟動或停堆階段，控制棒處于操縱員手動控制，為此，操縱員的正確判斷與操作尤為重要。在啟動及停堆階段，控制棒下插或落棒引入負反應性，同時不存在功率分布的不良影響，不會造成嚴重后果，而控制棒的失控提升則由于其不斷引入的正反應性會對堆芯造成威脅。

1.1.1 控制棒失控提升的啟動事故分析

反應堆從停堆狀態進行啟動操作中，主系統硼濃度以開始向臨界硼濃度稀釋，此時由于控制系統和驅動機構的故障，或運行人員的錯誤操作，致使控制棒從堆芯不可控地抽出，造成事故的安全裕量最小，此事故屬于中等頻率事故。

根據最終安全分析報告中對此事故的分析：保守假設控制棒失控快速提出事件引入反應性75pcm/s（大于以最大速度提升具有最大組合棒價值且都處在最大微分棒價值區域的二子組棒時的反應性引入率），最終以功率量程低定值停堆結束。

從事故過程可知，反應堆連續地引入反應性，核功率迅速增長，過程中冷卻劑溫度來不及大幅變化，功率增長被燃料的多卜勒反饋效應所終止，從而在反應堆保護系統動作投入之前限制了功率的水平。在整個瞬態中最小DNBR都大于其限值，雖然在瞬態中的核功率峰值很大，但由于時間很短，能量釋放和燃料平均溫度的增加并不大

1.1.2 失控提棒事故總結

按照C15啟動物理試驗結果，控制棒最大反應性添加率29.43pcm/s，實際中發生此類事故時，所能引入的最大反應性遠小于事故分析基準值，操縱員有足夠的時間發現異常并及時干預，保證堆芯因反應性增加而產生的熱量在可控范圍內。當發現控制棒異常動作是，要及時確認控制棒手動狀態，及時停止棒提升，并嚴密監視棒、中子通量、功率變化以及堆芯重要參數;立即硼化以保證堆芯停堆深度;保證堆芯冷卻，必要時手動停堆、安注。

1.2 冷卻劑中硼濃度影響

1.2.1 可能的稀釋方式討論：

（1）化容系統自動控制系統故障、補給水閥門狀態錯誤或者是操縱員的誤操作都可能造成誤稀釋。

（2）冷卻劑凈化過程中硼不飽和的凈化床或除硼床的意外投入，造成冷卻劑在凈化過程中被硼吸收。

（3）投入停冷系統時，未對停冷系統內存水取樣分析硼濃度和加硼操作，而使得低濃度的存水直接注入主系統造成稀釋。

（4）當主系統降溫降壓后，某些被設冷水系統冷卻的熱交換器發生損壞，反應堆冷卻劑就有可能被設備冷卻水稀釋。

（5）當蒸發器中一次側壓力降至低于二次側時，如傳熱管發生破口，則二次側水能通過傳熱管漏入冷卻劑中造成稀釋。

（6）當反應堆開蓋后，通過反應堆開口漏入系統的清水，如消防水、風機冷卻水。

（7）硼水水源如硼濃度達不到要求，可能會造成意外硼稀釋，如換料水箱、硼酸儲存箱。

1.2.2 對誤稀釋事故的分析討論

由于化容補給水系統完全依賴于操縱員的正確操作，同時受設備狀態影響，極易發生誤稀釋事故，屬于中等頻率事故。現根據R15大修期間不同模式硼濃度做相關分析計算。

R15大修中硼濃度變化過程：在開始將功率期間開始對主系統硼化，在熱停狀態時已硼化至冷態無氙硼濃度620 ppm左右，在降溫降壓過程中繼續硼化，達到4A模式前，硼濃度達到2080ppm左右，冷停狀態時達到換料硼濃度2400ppm。啟堆升模式中，到熱停時達熱態無氙硼濃度1768ppm，臨界時硼濃度1487ppm。

主系統水裝量：正常運行時主系統水容積為147m3，穩壓器滿水后主系統總容積為165m3。

熱停狀態平均溫度280℃，壓力15.2MPa時比容v=0.0013087m2/kg， M0=V/v=147/0.0013087=112t。

到達冷停后，穩壓器滿水，平均溫度≤93，比容 v=0.00103745 m2/kg，M0=V/v=165/0.00103745=159t

事實上，相關硼濃度計算均考慮了100～200ppm的計算裕量，除臨界外其余工況下keff≤0.98，上述硼濃度變化可以保證反應堆不會失去全部次臨界度;在臨界硼濃度下，考慮控制棒插入極限，在棒的可調節范圍區，也不會造成保護系統動作。

1.2.3 誤稀釋事故總結

從計算結果可知，當發生均勻的失控硼稀釋事故時，在主系統最大的補水速率下，考慮本機組硼約7～8分鐘的滯后效應，至少十五分鐘之內不會觸發保護系統動作。如此過程操縱員無干預，功率緩慢上升直至觸發源量程或中間量程保護停堆，在停堆至反應堆重返臨界之前，操縱員仍然至少有20～30分鐘的時間來采取措施。

發生硼稀釋時，除硼濃度變化，最直接影響是反應堆中子通量的增加，源量程核測量系統能夠探測到中子通量的倍增信號，通過主控或01廠房內音響報警提醒操縱員并敦促操縱員進行硼化操作，對操縱員來說有足夠的時間進行發現和采取有效措施，在換料階段，保證行防硼稀釋政隔離的有效執行也能有效避免硼稀釋事故。發現誤稀釋或反應性異常變化時操縱員要立即進行加硼操作，同時隔離稀釋源，密切監視硼濃度及反應性變化，穩定機組狀態。

1.3 主泵對反應性影響

反應堆冷卻劑主泵作為一回路冷卻劑系統的心臟，意外的主泵運行，由于冷卻劑中硼及溫度的分布不均勻，可能會導致堆芯內硼濃度及溫度廠的快速變化，從而引入反應性事故。

1.3.1 主泵與快速硼稀釋

當反應堆冷卻劑系統稀釋過程中，如主泵突然意外停運，同時上充泵繼續向主系統注入稀釋水，而此時若堆芯發熱量較小，自然循環能力較弱，在失去強迫循環后，低濃度的含硼水無法與冷卻劑充分混合，會在上沖管線與主系統連接附近大量聚集，此時，當主泵恢復運行條件時，如操縱員誤操作或其他原因導致主泵意外啟動，將導致區域內大量低濃度含硼水快速進入并通過反應堆堆芯，導致快速反應性引入事件，可能引發嚴重后果。

本廠主泵停運僅連鎖停堆信號，與化容補給水直接無連鎖關系，當主泵停運后上充泵水源無切換信號，對此，有兩種情況：

（1）發生全廠斷電事故，此時，主泵、離心上充泵、補水泵、硼酸駁運泵均停運，而后由于失電帶載，上充泵啟動，如無安注信號，則上充泵繼續從容空箱吸水，假設自補失效，直至容空箱低液位0.55米V02-216V動作，水源切換至換料水箱，期間注入流量為Q=2.5×（1.75-0.55）=3m3。

（2）其他情況導致主泵意外停止，則上充泵、補水泵等無停止信號導致補水不會自動停止和水源切換，如無操縱員手動干預，則稀釋水會持續向堆芯注入并在某處匯集。

1.3.2 主泵與堆芯溫度變化

當主泵停止運轉后，而反應堆冷卻劑又被停冷系統所冷卻，這樣在反應堆冷卻劑系統中可能形成溫度分布的不均勻，如直接啟動主泵，導致堆芯意外冷卻而引入正反應性及主系統壓力的波動。本廠啟動主泵時主系統溫度較低，不會造成大的溫度變化，需注意的是在非正常工況下啟動主泵的情況。

1.3.3 防止主泵啟動事故總結

（1）在運行中，啟動主泵要慎重，嚴格按照規程投運主泵;當發生主泵意外停運事故時，操縱員要及時關注化容補水系統動作情況，并及時切換補水水源至換料水箱。

（2）在啟動不工作環路的主泵前30分鐘以內，必須查定不工作環路中的硼濃度大于或等于工作環路中的濃度以及不工作環路冷段溫度不低于工作環路冷段溫度11℃且反應堆次臨界度至少為1%△K/K

1.4 啟停堆過程中實驗的影響

在每次反應堆的啟停階段，按照技術規格書要求，需要進行相關的物理實驗以驗證反應堆控制參數的正確性，不同的實驗對相關的實驗條件有不同的要求，需要操縱員們對相關實驗條件進行建立，從而加大了操縱員對反應性的控制風險。

1.4.1 實驗過程風險分析：

（1）物理啟動試驗最大的風險在于它為了驗證堆芯核設計所進行的超“常規”的操作。如大反應性引入，軸向功率分布超差等。

（2）正常物理試驗平臺中子通量水平距離堆芯發熱點已經不足一個數量級，在大反應性引入的情況下（如提多步棒），當堆芯通量水平快速上漲到測量上限時，若不能及時插棒，堆芯很快將進入發熱區，而此時系統狀態可能都沒有做好相應的準備，引發的后果不可預計。

（3）試驗中通常通過兩種方式改變反應性，如調硼法刻棒的風險在于連續的反應性引入，而要靠控制棒回調功率水平，若控制棒不能及時回插，稀釋累計的正反應性將持續增加。

1.4.2 配合實驗操作總結

（1）操縱員要提前對實驗內容及條件進行了解，對實驗風險及當前工況的風險進行評估，對所需的操作做到心中有數。

（2）在實驗過程中，時刻注意堆芯反應性安全，如有超控的情況應立即停止實驗，以穩定反應堆安全為主，防止安全事件發生。

（3）歷次實驗中多次出現過蒸發器水位失控導致的停堆及控制棒落棒停堆事故，針對此，實驗中應注意堆、機操之間的配合及及時響應，明確二回路蒸汽排放方式對一回路溫度的控制，避免平均溫度變化過大;明確實驗中修改的保護定值及動作情況。

2 防止反應性事故策略

2.1 保證足夠的停堆深度

足夠的停堆深度應保證：

（1）反應堆可以在各種運行情況達到次臨界

（2）與假想事故工況有關的反應性瞬態可控制在允許的限制范圍內。

（3）反應堆可保持足夠的次臨界度以防止停堆情況下意外的臨界。

停堆深度要求：

運行模式1、2*、3*、4A、4B、5，停堆深度必須≥2.0%Δk/k。

運行模式6，a.Keff≤0.95，它包括1.0%△K/K的保守的不確定性誤差，或b.硼濃度2300～2500PPm，它包括由于不確定性所需的保守裕量。

措施：停堆深度不在限值以內，暫停所有操作包括更換堆芯或正反應性變化，立即用7000～7700ppm濃度的硼酸溶液按≥11.2t/h的速度開始并持續硼化，直到恢復所要求的停堆深度為止。

2.2 保證反應性有效監視

停堆期間要保證核測儀表的正常正確工作，尤其是源量程及其音響裝置、中間量程、硼濃度計可用狀態，密切關注核測儀表計數率及周期變化;保證冷卻劑硼濃度連續監測，RCS硼濃度按規定的頻率取樣分析。

2.3 保證緊急注硼的有效性

當發生反應性事故時，需立即通過手動方式緊急注硼方式向堆芯增加負反應性，維持堆芯停堆深度及次臨界度。

硼水水源：換料水箱，硼酸儲存箱，安注箱

緊急注硼方式：

（1）正常運行方式（一臺離心上充泵可用+上充管線+硼水水源）注硼。

（2）備用運行方式1（一臺安注泵及（下轉第166頁）（上接第189頁）其注入管線可用+換料水箱可用）注硼。

（3）備用運行方式2（備用停冷系統可用+換料水箱可用）注硼。

（4）手動觸發安注信號注硼。

3 建議

（1）啟停堆期間對反應性的影響因素較多，而緩解事故后果主要靠操縱員正確及時的干預，例如硼的緊急注入等均需要操縱員的手動操作，如果能針對不同工況增設自動監視保護邏輯，當發生非可控正反應性引入，導致高中子通量停堆信號，則自動觸發注硼動作，同時隔離可能的稀釋水源，可有效減少操縱員誤操作的后果。

（2）本廠硼化稀釋操作過程中，僅能監視硼化、稀釋水量，沒有補給水的硼濃度直接監測。可結合其它電廠設計，在上充流量上設置硼表監視，當補給水硼濃度與一回路硼濃度相差較大時，自動停止補水。

（3）停堆工況下，本廠針對一團清水造成的快速硼稀釋事故在設計上的重視程度還不夠。在設計上可實現在啟堆的稀釋過程中，如果一旦主泵電源喪失，主泵停運，則V02-216開啟，V02-104A/B關閉，從而使上沖水源切換至換料水箱。法國M310型核電站及我國嶺澳核電站均已采用此設計，而在恰希瑪C-2設計上也實現了當主泵失電情況下自動切換上充泵水源至換料水箱，可有效防止因主泵引起的快速硼稀釋事故。

【參考文獻】

[1]最終安全分析報告.

[2]停堆核安全管理（秦一廠）.

[3]熊本和，核電廠停堆狀態下的安全問題，專刊名稱：輻射防護Vol.14 No.2.

[4]張春明、張和林，壓水堆核電廠硼稀釋事故及預防改進措施，專刊名稱：No.2.2004.