機組狀態診斷預測方法研究

賈玉強　謝自彬

【摘 要】核電站最重要的是保證核安全，能否及時診斷異常工況并及時控制，是預防嚴重事故的第一步，能否及時預測出事故發展的方向并采取及時有效干預措施將反應堆置于安全受控狀態的重要一步。本文從聚焦核安全三道屏障入手，分析研究了在事故工況下圍繞機組核安全開展的3D/3P方法，為運行和技術人員正確判斷核安全狀態提供了診斷和預測方法。

【關鍵詞】三道屏障；診斷與預測方法；分析研究；實踐應用

中圖分類號： TM31 文獻標識碼： A 文章編號： 2095-2457（2018）35-0023-005

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2018.35.011

0 前言

核電站的系統部件或設備出現異常后如果處理及時、正確，就會化險為夷，如果處理不及時、不正確，就可能將異常擴大，甚至會導致燃料元件損壞或堆芯部分熔化、放射性物質向環境釋放的事故。而操縱員能否對機組瞬變做出及時響應取決于對機組狀態的正確判斷，在多種事故和故障疊加的情況下由于所使用的規程的局限性，需要運行和技術人員綜合各種參數進行診斷和預測，以便以最快的速度消除安全威脅，將機組置于安全受控的狀態。本文從聚焦核安全入手，以M310型機組為例，分析研究了3D/3P方法（3：三道屏障，D：診斷，P：預測）為電站運行和技術人員正確判斷核安全狀態提供了診斷和預測方法。

1 三道屏障診斷預測（3D/3P）方法

1.1 三道屏障

在核電站設計中，在放射性產物和環境之間設置有三道物理屏障，第一道屏障由燃料棒包殼和燃料基體構成，第二道屏障由反應堆冷卻劑壓力邊界構成，第三道屏障則由反應堆廠房和隔離核蒸汽供應系統與環境的延伸部分構成。這是基于縱深防御的原則來從設計上來確保核電站的核安全。

1.2 3D/3P方法簡介

1.2.1 三道屏障的診斷與預測，包括診斷與預測兩個方面。

1）診斷過程主要是基于各種特定參數的測量值按照下述方法進行：首先借助于對發生事故機組及環境監測所得到的數據評價燃料元件和三道屏障（燃料包殼、一回路邊界、安全殼）狀態及放射性泄漏途徑；判斷次臨界、一回路水裝量、一回路余熱排出及安全殼的安全功能狀態，列出啟用的安全相關設備和系統。

2）預測過程涉及以下幾個方面：運行操縱員按規程采取的行動；具備安全功能的各系統的可用性；技術人員通過使用各種圖表或微機程序估計一回路邊界和安全殼的變化趨勢。預測的結果為評價在若干時間后的燃料元件和三道屏障的狀態、放射性物質的泄漏途徑，這些信息可用于在未來二十四小時內放射性釋放量（源項）的估計。

1.2.2 圍繞三道屏障的安全功能

1）與第一道屏障相關的安全功能

（1）包殼和燃料的完整性能夠得到保證的條件是其溫度不會超過一定閾值，有兩種現象可能導致包殼溫度的增加：反應堆堆芯產生的能量過度增加和（或）燃料冷卻系統遭到破壞。

（2）為了防止在堆芯產生過高的能量，反應堆堆芯必須維持在臨界或次臨界工況，必須保證的一個功能是“次臨界”功能。

（3）為了保證燃料連續冷卻，需要通過一回路中作為冷卻劑的水能將功率從堆芯移到蒸汽發生器或余熱排除系統熱交換器，因此為保證燃料完整性的另一個功能是“一回路系統水裝量”功能。

2）與第二道屏障相關的安全功能

（1）為了保證第二道屏障的完整性，必須要保證“從反應堆冷卻劑系統排出熱量”這一功能。

（2）此外，對于M310型機組一回路主泵軸封的損壞也可能造成第二道屏障被破壞。

3）與第三道屏障相關的安全功能

（1）“安全殼”功能包括用于保證第三道屏障完整性的所有工況。事實上，這個安全功能可分解為幾個不同的功能：

“反應堆廠房隔離系統有效性”安全功能，

“從反應堆廠房移出熱量”安全功能，

“控制反應堆廠房大氣成分”安全功能，

1.3 3D/3P方法的研究分析

1.3.1 第一道屏障的確定

根據實踐經驗，利用下述參數來迅速確定堆芯工況，即迅速確定燃料是否有任何損壞：

1）堆芯出口達到的最高溫度

用堆芯出口達到的最高溫度值（TRICmax）能定性判斷燃料的損壞狀況。評價中采用的閾值如下圖所示，其中700℃和1100℃分別用來指示包殼破損和堆芯熔化開始的溫度值。

圖1 堆芯溫度表征的堆芯損壞狀況

需要強調是堆芯溫度TRIC測量范圍（寬量程）的上限是1200℃，超過這個值，測量無效。此外，還應該注意用連續的TRIC數據才能得到一個確定的結論（由于溫度峰值可能存在于兩個連續采集的數據之間）同樣，如果TRIC測量值超過上面規定的某一個閾值，也需要通過其它可得到的參數（如反應堆廠房劑量率或煙囪處測量的活性）的變化趨勢來確認堆芯可能的損壞。

2）在一回路系統和反應堆廠房的劑量率測量數值

一回路系統的放射性水平測量可以通過核取樣系統回路進行，但在事故情況下，反應堆廠房隔離A階段有一部分核取樣系統被隔離，在反應堆廠房隔離B階段另一部分也被隔離。因此，在確認堆芯損壞后就不能應用該測量。另一測量參數，即反應堆廠房的劑量率，可以認為是能夠保持最長可用時間的測量參數。

如果反應堆廠房內測量的劑量率保持在0.02Gy/h（2rad/h）以下，則認為堆芯是完好的。反應堆廠房劑量率升高則表明燃料開始破損。通過用劑量率達到的最大值和估算的事故特征曲線（100%包殼破損，100%堆芯熔化）進行比較，可得到堆芯損傷率的估算值。下圖是用來確定堆芯狀態的曲線。

圖2 利用安全殼內部劑量率表征的堆芯損壞狀況

3）煙囪的放射性活度測量

煙囪處測量的放射性活度雖然速度較慢，但也能用來確認燃料的狀況。首先需要核實有氣流通過煙囪；其次，在煙囪處記錄的活度變化的最大值必須和特征事故曲線（100%包殼破損，100%堆芯熔化）進行比較。

1.3.2 第二道屏障的確定

1）識別破口

這類破口可以利用以下幾個現象（或參數），并通過分析各設備參數之間的相互關系來識別反應堆廠房內發生的一回路破口：

一回路壓力降低；

欠熱度（ΔT飽和）減小；

穩壓器水位下降；

反應堆壓力容器內水位可能下降；

反應堆廠房內壓力和溫度增加；

反應堆廠房地坑內高水位信號出現

換料水箱內水位降低；

在燃料破損情況下反應堆廠房內劑量率增加。

2）破口位置的確定

實際上，破口位置的確認難度很大，根據研究分析，推薦采用如下判斷方法：

（1）破口在穩壓器：如果在穩壓器幾塊冗余的水位計存在不一致，則可以考慮穩壓器上可能存在破口。

（2）破口在壓力容器上封頭：這個位置是反應堆壓力容器水位指示的位置，在破口發生時，發現反應堆壓力容器水位測量值出現一個大的峰值。

（3）破口在壓力容器下封頭：當這類破口發生時，由于蒸汽的存在，反應堆廠房底部可能觸發火災報警。此外，在控制室屏幕上出現的一些報警也可能證實在壓力容器下封頭上一些管線的支撐部位存在破口。

（4）一次側/二次側破裂：主要特征如下：在反應堆自動停堆前蒸汽發生器蒸汽管線上測得的活性增加；蒸汽發生器排污系統上的活性測量值增加，活性的增加超過20倍才認為發生了泄漏，在從凝汽器抽取未凝結蒸汽的管線處的活性測量值增加，得到的測量值必須大于初始活性的100倍，才認為出現了SGTR事故。SGTR事故還有以下特征：事故相關的蒸汽發生器壓力增加；事故相關的蒸汽發生器水位增加；一回路壓力降低。

1.3.3 第三道屏障的確定

反應堆廠房密封性的評估和泄漏路徑的確定建立在：

1）根據來自反應堆廠房隔離系統A階段和B階段隔離信號對反應堆廠房貫穿件隔離狀況的詳細分析；

2）通風機運行工況下對有關系統的放射性活度的測量，分析；

3）對“敏感貫穿件”的系統性監測；這些貫穿件是指向外打開的貫穿件（反應堆廠房氣閘門和設備閘門房間）以及包含有放射性流體的貫穿件（RIS，EAS再循環貫穿件等）。EDF機組的運行經驗已經表明反應堆廠房氣閘門有發生密封故障的可能。因此，需要特別注意監測這些貫穿件。

4）對廠區放射性監測系統和環境測量得到測量值以及有關設備提供的監測數據（例如SGTR+SLB的事故，核輔助廠房煙囪活性）進行分析。

1.3.4 對安全功能及其相關系統的分析與確定

1）與第一道屏障相關的安全功能及其相關系統

（1）“次臨界”安全功能

有兩種方式可以保持堆芯在次臨界：

控制棒下插；

一回路系統加硼。

為了評價次臨界功能的狀態，需要關注以下參數：

控制棒的位置；

由中間量程通道提供的中子通量測量值；

一回路系統硼濃度的測量值（或估算值）。

一回路泵的運行保證了一回路系統中硼濃度的均勻性。另一方面，如果一回路沒有強迫循環，可能形成清水團，這種情況是不能識別的，評價人員必須特別警惕在某一環路中循環被堵塞的情況（例如SG排空）。

能夠保證有足夠負反應性裕度的系統是：

控制棒系統；

將含硼水注入到一回路系統的所有系統：

RIS系統（安注和中壓安注箱）；

REA-RCV系統（硼補給系統與化容系統）；

防稀釋閉鎖裝置。

如果我們關注RIS-REA-RCV系統的可用性，則需要核查可用的硼濃度水的貯存量以及計劃注入的通道。

（2）“水裝量”安全功能

通過檢驗穩壓器水位，反應堆壓力容器水位和反應堆冷卻劑系統的欠熱度（ΔT飽和）來確定該安全功能的狀態。

下圖詳述了根據獲得的穩壓器和水位來判斷“水裝量”功能的處于各種狀態的準則：

圖3 穩壓器水裝量與欠熱度表征的堆芯狀況

圖4 壓力容器水位與欠熱度表征的堆芯狀況

與“水裝量”安全功能相關的系統以及與注入到一回路系統的管線和泵設施有關的系統是我們必須關注的，了解水貯存情況就能確定“水裝量”安全功能的可持續的時間。

必須評估注水系統在未來的可用性，可用性的評價主要根據對這些系統使用情況的預測，特別要根據來自反應堆保護命令或運行規程來進行預測。根據正在注入的流量能夠評估貯存的水量排空的時間（特別是換料水箱）。關于注入設施，有必要評估電源和氣源將來的可用性，在不可能排出反應堆廠房中的能量，特別是不能控制地坑中水的溫度的情況下，需要評估在由于輸送來的水溫增加而使注射設施喪失以前的剩余時間。在失去某些通風系統的情況下，也必須估算處于非通風區的泵停運之前的剩余時間。

2）與第二道屏障相關的安全功能及其相關系統

與該功能相關的系統有：蒸汽發生器，用于一回路沖排配置的安全注入系統和穩壓器卸壓管線系統。在預測階段，需要評價用于從反應堆冷卻劑系統排出熱量的系統在未來的可用性。還有必要根據正在發生的事故情況以及對可能緩解事故設施（例如切換到一回路排泄配置的安注—穩壓器卸壓管線）的研究，評估水箱（蒸汽發生器，ASG或PTR水箱等）排空前的時間。

3）與第三道屏障相關的安全功能及其相關系統

（1）“反應堆廠房隔離系統有效性”安全功能的狀態通過檢查下列內容來確定：

反應堆貫穿件閥門的位置；

操作隔離閥電源的可用性；

反應堆廠房氣閘門和設備閘門房間關閉或未關閉；

廢物箱可用容量；

在SGTR情況下，受影響的蒸汽發生器的壓力和反應堆廠房參數，以便探測二回路管道可能的破裂（SLB）或閥門的開啟；

非能動的氫氣復合系統能控制反應堆廠房氫氣的成分，減少氫氣燃燒的風險。

1.4 3D/3P方法的實踐應用

我們設計了針對性的表格，在填寫3D/3P表格時，每一次都必須從評價各道屏障的狀態開始。實際上，3D/3P方法也是一種系統的診斷機組狀態的手段，可用于探測任何可能的尚未確認的新的事件。

一旦屏障的狀態被確定，評價人員將關注相關的安全功能以及控制這些功能的系統。整個診斷過程實際上是通過評估機組可測量參數的變化來做出結論的。

當對機組的診斷完成后，并且只有這時評價人員才將注意力放在考慮系統將來的可用性上，以便確定安全功能將來的狀態，并最終確定屏障的狀態。

完成3D/3P表格的過程必須是參與人員之間討論的過程，每個成員都參與完成與他們相關的一部分表格內容。能將信息傳送到該組的每個成員，能得到每個專業的人員的觀點，特別是能了解以前評估過的可能再發生的事件，并一起做出必須進行哪些鑒定的決策。

以下為診斷與預測方法使用的的表格模板。

1.4.1 第一道屏障狀態的描述

□包殼無破損；

□包殼破損；

□堆芯熔化。

“包殼無破損”工況即堆芯完好。

一旦發現包殼損壞則屬于“包殼破損”工況，一旦發現大部分易揮發的裂變產物從燃料中逸出則認為是“堆芯熔化”工況。

1.4.2 第二道屏障狀態的描述

□完好；

□有疑問；

□一回路破口。

在一回路失水事故下，評價人員必須確定破口位置是否屬于下述情況之一：

□反應堆廠房內的破口；

□一根或幾根穩壓器卸壓管線自發或非自發地打開；

□反應堆廠房外的一回路破口；

□蒸汽發生器傳熱管破裂（SGTR）（一次側/二次側破裂）。

1.4.3 第三道屏障狀態的描述

□正常泄漏；

□可收集的泄漏；

□不可收集的泄漏；

1.4.4 “次臨界”安全功能的描述

□寬裕的，如果負反應性裕量足夠大；

□較弱的，如果負反應性裕量剛好足以補償冷卻和可能的稀釋；

□可疑，如果沒有方法可以用以評估堆芯反應性。

1.4.5 “水裝量”安全功能的描述

□滿意：有足夠的水裝量淹沒堆芯；

□降級：一回路冷卻劑泄漏但仍然能夠淹沒堆芯；

□堆芯裸露：一回路冷卻劑流失導致堆芯裸露；

□可疑：沒有方法和資料進行評估。

1.4.6 “反應堆冷卻劑系統中排出熱量”安全功能的描述

□充分；

□不足；

□可控；

□不可控；

□可疑。

作為例子，讓我們考慮一回路小破口的情況。首先，使用汽機旁路系統能使一回路系統受控地冷卻和降壓。該安全功能則被確定為“充分和可控”工況。然后，如果降壓條件已達到，而RRA系統連接準則還沒有達到并且蒸汽大氣排放閥已完全打開，這時冷卻系統則以它自己的速率運行冷卻，主控室的操縱員不再擁有可保持冷卻速率的手段。因此這時該安全功能的工況是“充分但不可控”。最后，一旦RRA投入運行，操縱員又能影響冷卻的速度，這時“從反應堆冷卻劑系統排出熱量”安全功能又變成了“充分和可控”工況。也能援引一回路大破口的例子，此時該安全功能將是“充分但不可控”，冷卻主要由破口支配。

1.4.7 “安全殼”安全功能的描述

和第三道屏障相關的安全功能是“安全殼”功能，這個功能有以下幾種工況：

安全的：指安全殼的泄漏率屬于正常泄漏率范圍；

不提供安全殼功能：指安全殼被旁路；

可疑：沒有手段進行評估。

2 結論

事故工況下采用三道屏障診斷與預測的方法（3D/3P），采用標準化的表格列出需要考慮的次臨界、水裝量、余熱排除、安全殼等方面，使得整個診斷過程有的放矢，重點突出，思路清晰，該方法得到了使用者的肯定，值得推廣。

【參考文獻】

[1]《機組狀態診斷和堆芯損傷評價管理》，福建福清核電廠，EP-FM-211.