三門核電站停機不停堆的運行分析

車濟堯

(三門核電有限公司，浙江 三門 317112)

三門核電站停機不停堆的運行分析

車濟堯

(三門核電有限公司，浙江 三門 317112)

三門核電AP1000反應堆在滿功率情況下發生汽輪機故障停機事件時，通過快速降功率系統、旁排系統和棒控系統等的快速響應，一回路的參數不會突破安全限值，避免了反應堆停堆，降低了該瞬態對反應堆冷卻劑系統的沖擊。文章對停機不停堆的實現方式和運行特點進行了詳細的分析和闡述，以幫助電站人員對停機不停堆的理解，并提高他們面臨瞬態的響應能力。

三門核電；AP1000；停機不停堆；甩負荷

三門核電AP1000反應堆的汽輪機停機信號不會直接產生反應堆停堆信號，即汽輪機信號不作為反應堆安全保護信號。面臨汽輪機停機事故時，反應堆在快速降功率系統、旁排系統和棒控系統等控制系統的共同配合下，反應堆功率下降到低功率水平并穩定運行，而不會觸發反應堆停堆定值。相比二代反應堆，避免了反應堆停堆的瞬態，減少重啟反應堆的時間。

本文通過對AP1000停機不停堆的設計和運行特點進行分析，并闡述了該瞬態可能出現的預期。

1 停機不停堆的實現方式

電廠甩去全部負荷時，反應堆快速降功率系統具有迅速降低50%反應堆功率的能力，旁排系統具有承擔40%額定蒸汽流量的能力，反應堆棒控系統具有調節10%負荷階躍變化的能力。

假設反應堆初期穩定運行在滿功率水平，發生汽輪發電機組故障停機，不考慮單一故障，電站的主要響應如下所示。

1）汽輪機甩去全部負荷，汽輪機主汽門的快速關閉（約0.15 s），通往汽輪機的蒸汽流量快速終止。

2）快速降功率系統將預設的幾束控制棒掉落堆芯，約15 s內將反應堆功率降至50%以下，如圖1所示。

3）同時，旁排系統開啟以提供熱阱，將蒸汽排放到凝汽器。

4）控制棒自動下插，使反應堆功率繼續降低，并最終穩定在低于15%的功率水平。

5）等待汽輪發電機組故障消除后，重新并網和升功率并恢復正常運行。

圖 1 停機不停堆的反應堆功率Fig.1 Reactor power in turbine trip without reactor trip

2 停機不停堆的意義

停機不停堆的設計特點提高了電站的經濟性，減少了停堆后又重啟反應堆的時間，特別是避免了碘坑對重啟反應堆的重大影響，這種情況很可能在汽輪機誤停機事件時發生。

另外，停機不停堆降低了對反應堆的瞬態沖擊，提高了反應堆的可靠性。同時，停機不停堆也降低了電站運行人員的負擔。

3 停機不停堆的設計和運行分析

有許多可能的停機信號會導致汽輪機停機，包括發電機停機、冷凝器真空低、喪失潤滑油、汽輪機推力軸承故障、汽輪機超速、兩個循泵停泵等。但并非所有停機事件都不會導致反應堆停堆。比如凝汽器真空低觸發停機時，旁排不可用，反應堆仍然將停堆。

停機不停堆需要一定前提條件，這個前提條件也就是先前提到的，需要快速降功率系統、旁排系統和棒控系統等控制系統的配合，同時還需要一、二回路其他控制系統的配合，比如穩壓器壓力控制系統、蒸汽發生器水位控制系統等。只要其中任意一項功能失效，反應堆由穩壓器高壓力、穩壓器高水位、蒸汽發生器低水位和超溫ΔT等停堆信號提供保護停堆，詳細情況如下所示。

（1）快速降功率系統

快速降功率系統是有別于二代反應堆的重大設計特點，它通過預設在堆頂的幾束控制棒，監測到甩負荷大于50%額定功率時，直接掉落堆芯，降低50%額定功率。預設的幾束控制棒根據反應堆燃耗、堆芯功率分布等計算得出?？焖俳倒β氏到y只有在甩負荷大于50%時才會啟動。

如果快速降功率系統由于機械卡澀等故障功能失效，反應堆功率無法降低到旁排系統的設計能力，反應堆將很快由于穩壓器高壓力、穩壓器高水位或超溫ΔT等信號停堆。

（2）旁排系統

旁排系統監測到汽輪機甩負荷時，快速開啟旁排閥，將蒸汽排放到凝汽器。隨后，由于棒控系統的插棒動作逐步降低反應堆功率，（Tavg-Tref）信號不斷降低，旁排閥逐漸關小。反應堆功率降低至15%以下時，旁排系統切換至蒸汽壓力模式，承擔約5%的負荷。

旁排功能的實現需要一定的條件，為了防止凝汽器超壓，在失去全部3臺凝泵或失去全部2臺循泵或凝汽器真空低時，旁排閥將被閉鎖開啟。旁排功能喪失，反應堆同樣會由保護信號停堆。

（3）棒控系統

正常運行時，棒控系統根據（Tavg-Tref）信號維持反應堆冷卻劑溫度在正常范圍。當汽輪機停機時，（Tavg-Tref）信號增大，棒控系統以最快速度向堆底插棒降低反應堆功率，隨著反應堆功率不斷降低至15%以下時，（Tavg-Tref）信號減小，棒控系統切換至低功率控制模式，維持反應堆在低功率水平。棒控系統的設計具有響應±10%負荷階躍瞬態的能力。

（4）其他控制系統的響應

汽輪機停機對一回路的主要沖擊體現在穩壓器壓力和水位的波動，瞬態初期，反應堆冷卻劑溫度升高，穩壓器壓力和水位增加，穩壓器壓力和水位控制系統使壓力和水位限制在正常范圍。

汽輪機停機對二回路的沖擊很大，尤其蒸汽發生器水位的波動很大，考慮到蒸汽發生器水位低-2信號會觸發反應堆停堆信號，因此汽輪機停機初期，需要主給水泵運行以維持蒸汽發生器水位在正常范圍（見圖2），待反應堆功率下降至15%后，可切換至啟動給水補充蒸汽發生器。

圖 2 停機不停堆的給水流量Fig.2 Feedwater flow in turbine trip without reactor trip

由于主給水泵的運行需要一定的凈正吸入壓頭（NPSH），這對除氧器的壓力控制提出了要求。瞬態初期，除氧器失去正常的抽汽加熱，同時凝結水（冷水）的大量補充，兩者會導致除氧器在瞬態下壓力過快下降，不能滿足主給水泵的NPSH要求。為此，凝結水流量控制閥和輔助蒸汽供除氧器的壓力控制閥設計了NPSH控制功能，發生瞬態時，NPSH控制功能迅速減少凝結水的補充，增大輔助蒸汽加熱除氧器的流量。

（5）電站運行人員的響應和預期

停機不停堆的目的不是在沒有相關支持系統的情況下去維持反應堆臨界。喪失二回路的一些支持功能仍然會由于后續影響而導致反應堆停堆，例如SG水位無法維持。但是，反應堆不會僅僅因為停機信號的出現而停堆。

雖然AP1000反應堆具有自動響應事故的能力，但是電站運行人員面對該事件，除了重點關注一回路壓力、水位等重要參數外，還應根據異常運行規程（AOP）特別關注二回路的可用性，包括蒸汽發生器水位、除氧器壓力和凝汽器真空度等參數，主給水泵、凝結水泵和循泵等設備的運行狀態。一旦二回路的可用性受到威脅并無法挽救，運行人員應立即手動停堆。

停機不停堆與滿功率甩負荷事件相似，電站的響應也基本一致。唯一的區別是，在滿功率甩負荷工況下，汽輪發電機組運行在一個較低的負荷，多余的蒸汽通過旁排送到凝汽器，而停機不停堆工況下，汽輪發電機組退出運行，所有的蒸汽都通過旁排送到凝汽器。

4 總結

AP1000反應堆在停機時不觸發停堆，可以重新匹配一、二回路熱力平衡，保證瞬態下反應堆系統參數不會挑戰安全限值。運行人員應對一、二回路的運行工況有全面的預期，面對意外情況快速響應，避免不必要的反應堆停堆，降低瞬態對電站的影響。

Operational Analysis of Turbine Trip without Reactor Trip in Sanmen Nuclear Power Plant

CHE Ji-yao
（Sanmen Nuclear Power Co.，Ltd.，Sanmen of Zhejiang Prov. 317112，China）

Reactor is tripped after turbine trip in generate II plant, which prevents the temperature, pressure and water level of reactor coolant system exceeding safety limits and protect the safety of reactor. While Sanmen nuclear power plant is designed to sustain a turbine trip from 100-percent power, without generating a reactor trip, the rapid power reduction system, in conjunction with automatic steam dump control system, and rod control system, is provided to accommodate this abnormal load rejection and to reduce the effects of the transient imposed on the reactor coolant system. In this paper, the design and operation characteristics of turbine trip without reactor trip are analyzed and explained in detail to facilitate the understanding of the concept of turbine trip without reactor trip, and to improve the response ability of plant personnel in the transient.

Sanmen NPP；AP1000；turbine trip without reactor trip；load rejection

TM623 Article character：A Article ID：1674-1617(2014)03-0261-05

TM623

A

1674-1617(2014)03-0261-05

2014－03－25

車濟堯（1979—），男，浙江人，碩士研究生，工程師，從事核電廠運行工作。