秦山第三核電廠保證停堆方式改進探索

□王建鋒 侯癸合 沈國章 陳 妍 劉 桐

一、引言

重水反應堆的保證停堆狀態(GSS)是一種特殊的停堆狀態，在這個狀態下，即使因反應性裝置的任何改變、反應堆堆芯參數改變或工藝系統失效等導致大量反應性引入，反應堆仍然能夠保持在安全穩定的次臨界狀態。

秦山第三核電廠(以下簡稱“秦三廠”)是我國第一個重水堆核電廠，引進自加拿大，通過將高濃度硝酸釓溶液注入慢化劑系統中使反應堆過度中毒，從而實現反應堆深度次臨界的保證停堆狀態，即Over Poisoned GSS(簡稱OPGSS)。

2008年，加拿大同類型的重水堆核電站Pickering B電站7號機組由于需要更換失效的慢化劑排管而要求機組進入保證停堆狀態(GSS)，然而由于該工作需要排空慢化劑，因而會導致慢化劑毒物不可用，不能使用常規的將高濃度硝酸釓溶液注入慢化劑使之過度中毒實現保證停堆狀態(OPGSS)。當時電站就向加拿大核安全監管當局(CNSC)申請使用基于控制棒的保證停堆方式，即Rod Based Guaranteed Shutdown State(簡稱RBGSS)。

經過安全分析，RBGSS作為實現保證停堆狀態(GSS)的另一種方式，在慢化劑毒物不可用狀態下能夠保證反應堆的運行安全，因此加拿大核安全監管當局(CNSC)批準了該方式，并要求加拿大其他重水堆核電廠增加基于控制棒的保證停堆方式(RBGSS)，并開展了相應的工程實踐。截至2020年，RBGSS技術在獲得CNSC批準后已在加拿大多個電廠累計實施了十余次。

秦三廠重水堆和加拿大的重水堆機組一樣，同樣有可能發生慢化劑毒物不可用的狀態。因此，借鑒加拿大重水堆行業實踐，在秦三廠增加了基于控制棒的保證停堆方式(RBGSS)，來應對當發生慢化劑控制系統不可用或慢化劑毒物失效時，無法進入保證停堆狀態(GSS)的問題；同時，RBGSS的應用也增加了機組的經濟性。本文主要對RBGSS在秦三廠重水堆的應用情況進行介紹。

二、OPGSS存在的不足

秦三廠原有設計采用OPGSS的保證停堆方式。由于釓元素(Gd)作為中子毒物對中子具有極強的吸收作用，OPGSS就是在慢化劑系統中加入大量的高濃度的硝酸釓溶液，向反應堆堆芯引入過量的負反應性，使反應堆深度停堆并保持在這一停堆狀態，從而保證檢修過程中的反應堆安全。同時，為了防止硝酸釓溶液被稀釋而引入正反應性，對慢化劑系統邊界進行隔離和鎖定。

重水堆堆芯中，排管容器、排管以及端屏蔽構成了重水慢化劑在反應堆堆芯內的壓力邊界，硝酸釓溶液分布在反應堆堆芯的慢化劑中通過吸收中子將反應堆保持在深度次臨界狀態。

根據最初設計，作為慢化劑壓力邊界的排管在反應堆的整個壽期內是不需要更換的，因此常規的OPGSS在設計時只考慮了慢化劑系統以外的系統檢修的情況，并沒有考慮慢化劑排管更換的特殊情況，而根據加拿大同類型重水堆的運行實踐，這種情況是有可能發生的。所以，從安全性考慮，有必要增加一個可以應對慢化劑毒物不可用的極端情況的保證停堆方式。

另外，秦三廠技術規格書中規定，OPGSS要求的慢化劑中毒物釓(Gd)的濃度在主熱傳輸系統熱態加壓和冷態卸壓分別不得低于9.1ppm和4.3ppm，為了調節慢化劑中毒物濃度，秦三廠設計有專門的毒物添加系統和慢化劑凈化系統分別來增加和減少慢化劑中毒物的濃度。在機組停堆大修過程中，由于要進行二號停堆系統(SDS#2)的實際觸發動作試驗，直接將二號停堆系統(SDS#2)的高濃度硝酸釓注入到慢化劑系統中，使慢化劑中Gd的濃度大于13ppm，該濃度使OPGSS的進入不需要再額外進行毒物添加。這是一個很高的濃度，可以堆芯保持在深度次臨界，但也會造成反應堆啟動中的除毒達臨界過程需要相對較長時間(25小時左右),同時由于長時間的除毒，會造成慢化劑凈化系統的樹脂床飽和而頻繁失效，從而增加重水損失和工作人員的輻照劑量。

所以，有必要在秦三廠增加基于控制棒的保證停堆方式(RBGSS)。

三、RBGSS設計方案描述

RBGSS作為一種特殊的停堆狀態，只在反應堆停堆時使用，其設計的前提是基于合理利用反應堆原有的各種反應性控制裝置，并不增加新的設備，也不改變原有的反應性控制機構，只是對現有反應性控制機構在反應堆中的位置加以限定。

依據以上原則，從安全性和經濟性考慮，秦三廠共設計了兩種形式的RBGSS，即常規RBGSS和應急RBGSS。常規RBGSS是將所有控制棒即停堆棒(SOR)、機械控制吸收棒(MCA)和調節棒(AA)全部鎖定在反應堆堆芯，并向慢化劑內加入少量的毒物來實現；應急RBGSS是慢化劑毒物部分或全部失去中子吸收性能時的應急手段，因此，應急RBGSS不考慮慢化劑毒物，只考慮使用控制固體吸收棒等去壓制堆芯反應性，同時考慮計算次臨界反應性的不確定度，堆芯有足夠的裕量維持次臨界。

實際應用中，在機組大修情況下，電廠優先考慮使用常規OPGSS模式；在機組小修情況下，電廠優先考慮使用常規RBGSS模式；而當慢化劑毒物控制系統不可用或毒物失效時機組只能進入應急RBGSS模式。秦三廠采用RBGSS的典型流程如下：

(一)常規大修期間。常規大修期間，需要執行二號停堆系統(SDS#2)注入試驗時，首先進入OPGSS，在控制棒的試驗和檢修完成后，將全部控制棒插入堆芯并加以鎖定，再通過投用慢化劑凈化系統將慢化劑毒物濃度降低到常規RBGSS要求的水平，過渡到RBGSS同時隔離慢化劑凈化系統。

(二)機組小修期間。在機組小修期間，當不需要執行二號停堆系統(SDS#2)注入試驗時，將全部控制棒插入堆芯并加以鎖定，再通過毒物添加系統將慢化劑毒物濃度增加到常規RBGSS要求的水平，同時隔離慢化劑凈化系統。

(三)喪失慢化劑毒物控制事故時。一旦發生喪失慢化劑毒物控制事故時，進入應急RBGSS，將全部控制棒插入堆芯并加以鎖定，同時將堆芯主系統保持在冷態卸壓狀態，待喪失慢化劑毒物控制事故問題解決后，再將機組置于OPGSS或常規RBGSS狀態。

四、RBGSS的安全分析評價

由于RBGSS并不增加新的設備，也不改變反應堆原有的反應性控制機構，并且不改變反應堆啟動過程中的達臨界方式，因此，RBGSS對于反應堆的功率運行沒有任何影響，安全分析只須論證其作為一種保證停堆狀態是否有效。在秦三廠CANDU重水堆的RBGSS分析中，要求的次臨界度目標反應性值為-30mk，這也是加拿大重水堆機組RBGSS安全分析的標準，并且經過了加拿大多個電站的實踐驗證，對重水堆機組而言，-30mk已提供了非常大的次臨界裕量，而不是剛好次臨界。

秦三廠重水堆RBGSS安全分析由加拿大Candu Energy公司(以下簡稱“CE”)進行，該公司也是秦三廠反應堆的設計公司，安全分析建模的反應堆物理計算程序是CANDU反應堆物理分析的工業標準IST程序(包括柵元計算程序WIMS-AECL，超柵元計算程序DRAGON，堆芯計算程序RFSP)。分析的反應堆情況涵蓋了平衡堆芯的天然鈾(NU)堆芯和等效天然鈾(NUE)堆芯；考慮停堆后堆芯反應性和核素的衰變，以反應堆滿功率的堆芯狀態參數作為安全分析的起始點，以反應堆正反應性最大的停堆后15天作為RBGSS分析的參考狀態，最長考慮了停堆365天的堆芯情況；分析考慮的反應性引入的限制性事故是大破口(LOCA)事故和壓力管/排管破口(PT/CT)事故，這兩個事故是能給反應堆堆芯引入最大正反應性的事故，可以涵蓋其它事故。

分析表明，常規RBGSS通過將全部控制棒插入并鎖定在堆芯，同時配合少量的慢化劑毒物(2.5ppm的硝酸釓)，在分析的事故工況下堆芯次臨界度滿足小于-30mk的目標。應急RBGSS下不考慮慢化劑毒物，只考慮將全部控制棒插入并鎖定在堆芯來壓制堆芯反應性，安全分析表明，應急RBGSS期間，只要不安排會給堆芯引入正反應性的檢修活動(通過對GSS期間堆芯運行狀態加以限制，即：不允許開展換料或燃料通道檢查；堆芯主熱傳輸系統保持在冷態卸壓狀態)，堆芯次臨界度就能滿足小于-30mk的目標，在事故工況下，堆芯仍然能夠維持足夠的次臨界裕量。分析表明，RBGSS作為GSS的一種實現方式，滿足GSS的安全和設計要求，RBGSS期間堆芯能高度可靠地保證次臨界狀態。

五、RBGSS在秦三廠的實際應用效果評價

應急RBGSS的應用，解決了秦三廠當發生慢化劑控制系統不可用或慢化劑毒物失效時無法進入保證停堆狀態(GSS)的反應堆安全問題。

此外，秦三廠兩臺機組單機容量72.8萬千瓦，在機組正常大修和小修過程中，采用常規RBGSS時慢化劑中毒物濃度(約2.5ppm)比OPGSS的慢化劑毒物濃度(約13ppm)小的多，機組啟動中除毒達臨界過程可以節省大約20個小時，約合1,400萬千瓦時的發電量；同時也減少了慢化劑凈化系統樹脂床的失效頻率，降低了因樹脂床更換的重水損失和人員的輻照劑量。

六、結語

相比較單一的OPGSS，RBGSS作為另外一種實現GSS的方式，能夠有效緩解事故工況下的后果，節省反應堆達臨界期間的除毒時間，減少放射性廢物的產生，減少工作人員輻照劑量，增加機組運行靈活性。RBGSS的保證停堆方式與原有的OPGSS相配合，加強了核反應堆運行的安全性，提高了電廠運行的經濟性與靈活性，對電廠的安全經濟運行具有非常高的實際意義。