核電廠運行手冊開發研究

尹浪 陳傳偉 徐陽 申中祥 炊曉東

摘 要

核電廠運行手冊涵蓋電站運行相關的主要內容，突出電站運行技術難點及重點，我們在開發過程中分析總結電站主要運行資料，以圖表、邏輯簡圖、文本等方式來呈現相關內容，實用易懂，方便電站運行人員學習、為電站安全穩定運行及事故工況下處理相關事件提供有力的技術支持。

關鍵詞

反應性控制;反應堆重要控制調節;反應堆保護;嚴重事故

中圖分類號： F426.23;F426.61 ? ? ? ?文獻標識碼： A

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457 . 2020 . 08 . 81

Abstract

The operation manual of nuclear power plant covers the main contents related to the operation of the power plant， also highlights the technical difficulties and key points of the operation of the power plant. In the process of development， we analyze and summarize the main operation data of the power plant. Relevant contents are presented in the form of charts， logic diagrams and texts， which are practical and facilitate the study of the operators. Meanwhile the contents provide strong technical support for safety operation of the power plant and the handling of relevant accidents.

Key words

Reactivity control; Reactor important control regulation; Reactor protection; Serious accident

1 背景與意義

由于核電站系統眾多，參數繁雜，以及一些相關控制調節系統的邏輯和模擬圖等也比較復雜，運行人員需要全部掌握這些知識難度比較大，在實際機組運行或者人員學習過程中，他們需要查閱大量資料，而相關資料比較分散，查閱起來耗時耗力，為了利于電站運行人員控制機組及緩解瞬態或事故工況，開發核電廠運行手冊非常有必要。

一本合格有效的技術手冊，必須要能突出反映核安全三大要素，以及操縱人員需掌握的技術要點（如反應堆調節保護等方面），便于操縱人員及時準確查閱，本手冊開發過程中，為了達到上述目的，采用圖表、邏輯簡圖、文本等形式來總結電站相關技術要點，使過程簡單易行、方便運行人員查閱，便于操縱人員把握機組狀態，保障機組安全穩定經濟運行，為事故工況下處理相關事件提供有力的技術支持。

本研究在上述難點、要點方面均有所突破。

2 開發途徑與方法

對于核電廠運行手冊的開發，我們要保證其內容涵蓋全面、突出電站技術重點及難點、保證內容的準確性。

為了達到上述目的，需要分析研究核電站運行技術規格書、系統流程圖、系統手冊、定值手冊、最終安全分析報告、電站其他技術資料等，通過研究分析電站的技術難點及重點，并將這些難點與重點在手冊中以合理形式呈現，其中核電站運行技術重點及難點的開發是整個項目開發過程中的要點。

3 技術難點及重點分析

為了核電站操縱人員能夠穩定的控制機組運行狀態，及時發現機組不穩定存在的風險，避免機組向不可控狀態發展，并且為操縱人員在嚴重事故下控制機組提供技術支持，本手冊主要對反應堆反應性控制、反應堆重要控制調節、反應堆保護、嚴重事故技術支持幾個技術難點及重點進行分析研究。

下文將對上述技術難點及重點進行分析。

3.1 反應堆反應性控制

反應堆一回路功率是靠控制反應性來改變的。若想增加一回路功率，必須先引入正反應性，然后使其恢復為零。若想降低一回路功率，必須先引入負反應性，然后恢復為零。不需借助于任何外加的調節作用，反應堆本身具有在二回路功率變化后達到新的穩定狀態的性能，這種性能稱為反應堆的自穩性或自調性。這種自穩性對反應堆安全是絕對必要的，它是靠慢化劑的負溫度系數來保證的。借助反應堆自穩性可以使一回路功率等于二回路功率，但不能保證使一回路平均溫度等于控制方案中的平均溫度整定值，因此還需要設置其他調節反應性的系統。

反應堆反應性控制關系核電站核安全，是機組正常運行及事故工況下操縱人員關注的重點。

所謂反應性是指一代與另一代產生裂變中子數的相對變化，影響反應性因素比較多：硼濃度變化;功率變化（功率虧損）;溫度變化;空泡份額;燃料的裝卸料;慢化劑和冷卻劑的重水純度;氙毒;釤毒……所有能控制和改變反應性的設備等。

雖然影響反應性的因素比較多，但核電站控制反應性的方式主要有三種：

（1）通過控制棒組件控制：它主要是用來控制反應性的快變化。具體地講，主要是用來控制下列一些因素所引起的反應性變化：

—燃料的多普勒效應;

—慢化劑的溫度效應和空泡效應;

—工況變化時，瞬態氙效應;

—硼稀釋效應;

—熱態停堆深度。

（2）可燃毒物控制：在動力反應堆中，通常新堆芯的初始剩余反應性都比較大，特別是在第一個換料周期的初期，堆芯中全部核燃料都是新的，這時剩余反應性最大，可燃毒物控制主要控制剩余反應性以保證反應堆壽期。

（3）化學補償控制：化學補償控制是在一次冷卻劑中加入可溶性化學毒物以補償反應性變化，化學控制主要用來補償下列一些慢變化的反應性：

—反應堆從冷態到熱態（零功率）時，慢化劑溫度效應所引起的反應性變化;

—易裂變核素燃耗和長壽期裂變產物積累所引起的反應性變化;

—平衡氙和平衡釤所引起的反應性變化。

同時，對于反應性控制，實際機組運行時，技術規范中也有嚴格規定。以RP模式為例，技術規范中規定硼表必須可用，乏燃料水池的硼濃度必須介于2100ppm和2300ppm之間。RGL系統必須可用，對各組控制棒棒位也有明確要求。兩臺REA硼泵和一條硼化管線必須可用，在稀釋期間，必須連續跟蹤一回路硼濃度的變化等。通過上述規定，以保證機組正常運行期間堆芯反應性得到有效控制，從而保證機組核安全。

為了涵蓋上述知識重點及難點，在運行手冊開發過程中，我們以圖表的形式羅列了控制棒組件及燃料組件的相關參數，以便操縱人員能夠簡單查閱到一些組件的性能參數;以簡圖的形式繪制出一些參數曲線，如：功率系數曲線圖、功率虧損曲線圖、溫度系數曲線圖、氙毒及釤毒隨功率變化時引起反應性變化曲線圖等;同時在運行手冊中設置了運行管理章節，其中詳細介紹了反應性控制的一些管理規定，從而使操縱人員在機組運行及反應控制操作時有理有據，避免重大失誤。

3.2 反應堆重要控制調節

反應堆控制的基本目的是使一回路所產生的功率與二回路所吸收的功率相等，同時保證一、二回路的溫度、壓力等熱工參數及堆芯功率分布等參數能滿足各方面要求。

這些要求包括：

（1）一回路平均溫度變化不能過大，以免一回路冷卻劑容積變化過大，需要比較大的穩壓器來補償容積變化;

（2）避免上述同樣原因使一回路排出的待處理的液體容積增加;

（3）蒸汽發生器出口壓力不能過低，以免汽機效率降低、汽機末級葉片處蒸汽含水量過大;

（4）反應堆功率變化的速度必須滿足一定的跟蹤電網負荷變化的要求;

（5）避免跟蹤電網負荷變化時控制棒組的移動過多，造成過大的堆芯功率分布畸變。

反應堆的控制調節是核電廠每個合格操縱人員應知應會的知識，是操縱人員培訓的重點也是難點，因為反應堆控制調節涉及的系統比較多，信號也比較繁雜，操縱人員需要在理解的基礎上牢記相關信號來源及動作過程，從而保證機組能夠得到有效控制。

核電站重要的調節控制主要有：反應堆功率調節、反應堆溫度調節、一回路壓力調節、穩壓器水位調節、SG水位調節、GRE調節、GCT調節。

下文以典型M310核電機組SG水位調節為例介紹運行手冊相關內容的開發過程。

首先，介紹相關調節的目的。如設置蒸汽發生器水位調節系統的目的，就是為了維持蒸汽發生器二次側的水位在需求的整定值上。

其次，以邏輯簡圖的方式方便易懂地羅列出相關控制的信號來源及調節控制過程。主給水調節控制分給水泵轉速調節系統和給水閥控制調節系統。給水泵轉速調節系統主要通過調節給水泵轉速來控制給水母管和蒸汽母管之壓降在規定值，其原理圖如下圖1。

給水閥控制調節系統則是以水位測量值于相應功率整定的水位值偏差來控制給水閥的開度，從而實現水位控制的目的，其調節原理圖如下：

運行手冊中設置了反應堆重要控制調節章節，對上述電站比較重要的控制保護均有分析介紹，同時采用如上文中分析SG水位調節的方式，使操縱人員能夠更加方便地對相關邏輯控制進行查閱對照。

3.3 反應堆保護

具體就安全功能而言，反應堆保護系統不直接參與反應性控制，余熱導出，放射性物質包容，但作為支持系統對安全功能有貢獻。而其運行功能是在系統正常運行時，完成信息的傳遞功能，例如：中子通量參數、熱工水力參數、控制棒棒位參數等。此外，反應堆保護系統持續監視保護系統、安全系統的狀態，當出現異常情況時，觸發相應報警提醒操縱人員。

總體來說，反應堆保護系統的功能是保護三道核安全屏障（即燃料包殼、一回路壓力邊界和安全殼）的完整性。作為核電站最重要的保護，反應堆保護涉及的信號及系統也比較復雜，如專設安全設施啟動信號、反應堆跳堆保護信號等，為了方便操縱人員查閱相關信號，運行手冊在開發過程中專門設置一個章節，以邏輯簡圖和表格的形式匯總了相關保護信號。邏輯簡圖在上文中已有列舉，表格以專設安全設施的啟動信號為例，具體如下表1。

運行手冊開發過程中，通過圖、表并用的方式，詳細的羅列總結出反應堆保護相關的所有信號、邏輯，操縱人員在應用過程中，大大提高了其效率。

3.4 嚴重事故技術支持

日本福島核事故后，國內核電站根據相關經驗反饋均做了一些技術改進，運行手冊在設計開發時，對電站的相關技術改進進行了研究，具體包括一回路應急補水的改進，也對該改進后的影響作了相應分析;移動式應急電源的改進;二回路應急補水的改進;乏池應急補水的改進。通過增加上述內容，操縱人員在學習了解相關技術改進時更加全面準確，為其在嚴重事故時能夠更安全的掌控核電機組提供技術支持。

4 結束語

綜上，核電站運行手冊項目的開發，通過設計不同的章節來涵蓋核電站運行相關的主要內容，突出了核電站的技術重點及難點。以圖表、邏輯簡圖、文本等方式來呈現這些內容，便于操縱人員及時準確掌握機組狀態，保障機組安全穩定運行，在設計基礎事故及嚴重事故時能夠提供技術支持避免或緩解事故后果，保障公眾及環境免受危害。

參考文獻

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