AP1000核電廠應急規程E-0（停堆或安注）的研究

李 洋

（華能山東石島灣核電有限公司,山東 威海 264312）

AP1000核電廠應急規程E-0（停堆或安注）的研究

李 洋

（華能山東石島灣核電有限公司,山東 威海 264312）

西屋電氣公司開發的AP1000技術，是三代核電技術的代表，該堆型采用重力、熱傳遞、自然循環等非能動技術保證安全。在緊急停堆或者安注動作時，操縱員需要根據應急停堆規程E-0來處理，因此在AP1000技術體系里，E-0至關重要，是連接異常處理規程和應急規程的橋梁和紐帶。通過E-0規程的處理和診斷，以征兆為導向，判斷是否正常停堆、誤觸發安注，并診斷是否發生LOCA、SGTR或者二回路破口，然后跳轉至最佳處理規程進一步處理，直至事故緩解，機組穩定。

E-0規程;AP1000;LOCA;SGTR;二回路破口

0 引言

西屋公司（Westinghouse）在AP600的基礎上開發了AP1000，AP1000是Advanced Passive PWR的簡稱，1000為其功率水平（百萬千瓦級）。核反應堆模擬機是一個重要設備，可模擬出各種各樣事故和工況，用來培訓練習反應堆操縱員處理機組事故的能力和水平。在模擬機技術規程中，停堆或安注規程，是AP1000規程體系中極其重要的組成部分。該規程在手動或自動觸發反應堆停堆或S信號之后，為確認自動觸發的安全系統和支持系統的響應提供指導，以評估電站工況，并確認合適的最佳恢復規程。因此，對E-0的研究，有助于運行人員全面認識和把握機組狀態。

1 E-0整體分析

E-0規程主要分為三個部分：入口條件、主要操作（MAC）、跳轉出口。

1.1 入口條件

各種入口條件可分為四類：

（1）通過超過反應堆停堆設定值或必要的條件確定需要反應堆停堆。

（2）通過電站報警和顯示、中子通量儀表、以及控制棒位置指示確定已經發生反應堆停堆。

（3）通過超過S信號設定值或必要的條件確定需要S信號。

（4）通過電站報警和顯示確定S信號已觸發。

1.2 主要操作（MAC—Major Action Categories）

主要操作是整個規程的核心思想和主要思路， E-0規程主要操作分為三個：

首先確認自動動作是否動作。如果自動動作未動作，操縱員就要手動干預。比如步驟2中：需檢查停堆斷路器—斷開，如果沒有斷開，則要執行右側，手動干預DAS保證停堆。

其次，操縱員要診斷事故，是誤停堆、誤觸發S信號，還是發生正常停堆、LOCA、SGTR、二回路破口。根據診斷出的事故，跳轉到合適的處理規程進行事故處理。

最后，當某個事故處理后，會回到E-0繼續循環診斷，判斷是否發生其他事故。

1.3 跳轉出口

E-0是一個診斷事故的規程，不能處理事故，需要根據規程指導跳轉到事故處理規程進行處理。比如發生SGTR，在E-0中會根據SGTR的現象和征兆診斷出來，然后跳轉到SGTR（E-3）規程處理。

2 E-0處理流程

只要發生停堆，就要進入E-0按規程、按步驟處理。其核心思想是首先確認停堆正常，其次診斷發生什么事故，然后跳轉至合適的最佳恢復規程——LOCA、SGTR還是二回路破口，最后在E-0或者其他規程保持反應堆安全，機組穩定。

2.1 停堆后確認自動動作

停堆或安注情況下，操縱員進入E-0規程。確認停堆停機之后，操縱員檢查是否S信號出現或應該出現。

停堆和安注S信號觸發后的主要自動動作有：停堆斷路器斷開、中子通量降低、汽輪機主汽門和主調門關閉、S信號顯示已觸發等。

如果上述自動動作未動作正常，操縱員就應該手動干預。

2.2 故障診斷

E-0確定停堆或安注動作正常響應后，就開始診斷故障。在核電站中，經常發生的故障有一回路破口LOCA、蒸汽發生器傳熱管破口SGTR和二回路破口。

許多參數在反應堆冷卻劑喪失、二回路冷卻劑喪失和蒸汽發生器傳熱管破裂時的表現相似。例如在三種情況下反應堆冷卻劑系統（RCS）的壓力都降低。用于診斷三種主要事故類別是通過失效時最有代表性的征兆。判斷二回路破口是通過二回路壓力不可控降低或任一蒸汽發生器完全失壓。判斷一回路向二回路泄漏是通過二回路放射性異常。判斷一回路冷卻劑泄漏至安全殼是通過安全殼壓力、地坑水位或放射性異常。

如果初始征兆不能診斷事故，檢查其它征兆。如果初始沒有發現失效，操縱員將重復診斷步驟直到觀察到失效或者滿足終止非能動安全系統的準則。針對這三種典型的故障，分別有響應的判據診斷。

2.2.1 一回路破口

一回路破口分為大破口和小破口。大破口會引起一回路壓力下降而觸發ADS123級動作。所以ADS123級動作，是一種判據，表明肯定是發生大破口。小破口，ADS123級不會觸發，需要通過其他參數判斷。發生小破口時，一回路冷卻劑進入安全殼，必定引起安全殼壓力升高、濕度升高、放射性升高、地坑液位升高，因此上述現象可作為小破口的判據。

2.2.2 二回路破口

二回路發生破口，蒸汽大量流失，造成蒸汽發生器泄壓、甚至完全失壓，該現象作為判據。

2.2.3 SGTR

發生SGTR，一回路放射性進入二回路，可能對二回路和外部環境造成放射性污染。二回路蒸汽管線和排污管線設置有放射性監測器，如果檢測到放射性，說明發生SGTR。另外，當蒸汽發生器液位不可控上升，表明一回路冷卻劑正在通過破口的傳熱管進入二回路，也可作為SGTR判斷依據。

2.3 跳至最佳恢復規程

發生停堆或安注事故后，在E-0進行簡單的處理并事故診斷，之后根據具體事故跳轉到合適的恢復規程來處理相關事故。

對于每一項可能發生的事故，或者疊加事故，在E-0規程診斷出來后，會跳轉到最佳恢復規程，處理序列如表1。

表1

3 淺析E-0規程關鍵操作

在E-0規程執行過程中，有若干個十分關鍵的步驟，這些步驟的執行與否、判斷正確與否，直接關系到整個故障處理的走向。

3.1 步驟2——檢查反應堆已經停堆

必須確認停堆以確保RCS熱量僅來自衰變熱和RCP熱量。事故期間保護電站的安注系統的設計是假設只有衰變熱進入RCS。如果仍然沒有停堆，轉至FR-S.1（裂變功率產生——ATWS響應）以處理未能緊急停堆的預期瞬態工況。

為了提供決定反應堆是否停堆的符合準則，紅色通道的F-0（次臨界狀態樹）值在RNO進行說明。如果中子通量不小于5%，反應堆沒有停堆并且轉至FR-S.1以緩解事故是適用的。

3.2 步驟4——檢查安注S信號已觸發

操縱員應該檢查是否已經觸發S信號或者是否只是單獨觸發停堆信號。操縱員也應評價是否需要觸發S信號但是卻沒有觸發（例如：低穩壓器壓力S信號被閉鎖并且RCS壓力快速持續下降）。如果不需要觸發S信號，操縱員轉至規程ES-0.1（停堆響應）。這一步的目的是檢查S信號觸發而不是收到S信號的特定設備的響應。

3.3 步驟24——檢查蒸汽發生器液位大于26%或PRHR流量大于175m3/h

收到S信號時，安全相關PRHR熱交換器出口調節閥打開。最小顯示流量的出現確定PRHR是否投運以提供安全相關余熱排出。如果PRHR未投運，啟動給水提供非安全相關余熱排出。如果沒有建立充分的余熱排出，必須轉至FR-H.1（熱阱喪失響應）以建立替代的給水水源或替代的熱阱。

3.4 步驟33——執行F-0（關鍵安全功能狀態樹）

這一步給出明確指令監測狀態樹。確認自動動作之后設置這條指令確保電站設備運行正常。這些步驟在檢查狀態樹之前執行，因為安全設備的正常運行是防止或糾正對關鍵安全功能造成沖擊的首要手段。由于設備故障對關鍵安全功能的任何極端沖擊會被指引至明確的在E-0確認自動動作步驟之外的瞬態。

3.5 步驟34——檢查SG二次側壓力邊界完整性

SG壓力不可控降低或完全失壓（接近安全殼或大氣壓力）表明二次側壓力邊界喪失。使用E-2（故障蒸汽發生器隔離）執行隔離。

3.6 步驟35——檢查SG傳熱管完整性

汽輪機廠房排風放射性異常、SG排污放射性、或主蒸汽管線放射性表明一次側至二次側泄漏。由于SG液位的不可控上升，故障SG也可能很明顯。應對蒸汽發生器傳熱管破裂（SGTR）的最佳恢復參見E-3（蒸汽發生器傳熱管破裂）。

3.7 步驟37——檢查RCS一回路壓力邊界完整性

安全殼放射性、壓力或液位異常表明安全殼內高能管線破裂。由于之前步驟已經確認SG沒有故障，則一定是RCS破口。對于小破口，一段時間內安全殼壓力和液位可能不會增加；但是安全殼放射性是明顯的。在RCS破口時使用E-1（一回路或二回路冷卻劑喪失）。

3.8 步驟43——檢查是否應該觸發 ADS第 1-3級

如果操縱員已經執行到這一步，則可能仍舊需要非能動安全系統；因此操縱員檢查是否應觸發自動降壓系統（ADS）。如果CMT液位不能維持在第一級ADS觸發設定值以上或RCS熱管段液位低，則需要觸發ADS。如果需要觸發ADS，則操縱員使用追加規程ES-1.3（自動卸壓系統1至3級觸發響應）確保前三級ADS已經正常運行。第一級ADS初始觸發之后，分別經過各自的時間延時，第二級和第三級ADS分別被觸發。

4 結論

目前國內除了海陽和三門正在建設AP1000機組，后續將有多個廠址開工。因此，對該技術類型核電的運行規程的研究，很有意義。在所有規程中，由于E-0規程處理是核電模擬機培訓最重要的，所以每一步的執行都關系事故走向和機組穩定，是核反應堆事故工況分析和研究的最佳參考依據，因此對該規程的研究和學習，能夠極大提升對整個規程體系的理解能力，也有助于理解AP1000非能動技術的理念。

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[4]Westinghouse規 程 文 件 .Emergency Operating Procedure. REACTOR TRIP OR SAFEGUARDS ACTUATION.

[5]章旋,茆榮,曹建亭.核電站全范圍模擬機關鍵技術探討[J].熱力發電,2011,40(01)：16-18.

10.16640/j.cnki.37-1222/t.2016.22.138

李洋(1988-)，男，助理工程師，主要從事壓水堆運行與控制工作。