CPR1000機組失去全部報警指示應急行動水平優化研究

蔡二靈 許俊俊

【摘 要】針對CPR1000機組在失去全部報警指示時無法及時啟動應急計劃的問題，論文通過分析NEI 99-01導則相關要求，并結合SOP應急運行程序的實際情況，從技術規范的角度對六大狀態功能參數進行安全影響分析，提出CPR1000機組應急計劃中SU3-EAL的優化方案。

【Abstract】Aiming at the problem that the CPR1000 unit can't start the emergency plan in time when lose all warning instructions， this paper analyzes the relevant requirements of NEI 99-01 guideline， and combines the actual situation of SOP emergency operation procedure， carries out safety impact analysis on six state function parameters from the perspective of technical specifications， and puts forward the optimization scheme of SU3-EAL in the CPR1000 unit emergency plan.

【關鍵詞】應急行動水平;應急計劃;核電廠

【Keywords】 emergency action level; emergency plan; nuclear power plant

【中圖分類號】TM63? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ?【文獻標志碼】A? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? 【文章編號】1673-1069（2019）01-0188-03

1 背景

我國核電廠的應急狀態分為應急待命、廠房應急、場區應急和場外應急4個級別。在發生異常事件時，核電廠運行人員和場內應急指揮可根據應急初始條件（IC）確定是否進入應急狀態和進入哪一等級的應急狀態。參照我國相關標準和美國導則NEI99-01，將應急初始條件按照其性質分為4個識別類：A類（輻射水平或放射性流出物異常）、F類（裂變產物屏障降級）、H類（影響電廠安全的危害和其他事件）、S類（系統故障）。

對于某個IC預先確定的并可觀察或測得的某個核電廠特有的閾值或判據稱之為應急行動水平（EAL），核電廠的應急行動水平是核電廠進行應急狀態分級的關鍵依據。2017年3月，美國Cook 1號機組由于服務器故障引起的主控室喪失報警功能超過15分鐘異常事件導致電廠進入應急計劃。本文就該事件進行經驗反饋，針對我國CPR1000機組失去全部報警指示涉及的應急行動水平展開研究。

2 CPR1000機組EAL-SU3現狀

我國CPR1000機組的EAL體系大多采用NEI99-01（第5版）為依據編寫。如果發生美國Cook 1號機類似故障，在機組正常運行時DCS服務器故障導致主控室失去全部報警信號和指示信號超過15分鐘。按照當前的應急行動矩陣（見表1），只有滿足EAL-SU3.1的情況下，才會進去IC-SU3。該事件雖然滿足應急初始條件IC-SU3，但根據EAL-SU3.1無法及時進入對應的應急狀態。EAL-SU3.1 給出的判斷條件僅是進入IC-SU3的原因之一，并不能包絡所有情況。制定合理的IC和EAL是準確及時進入應急狀態等級的關鍵，因此，有必要對該IC和EAL的優化展開研究。

3 NEI 99-01相關內容

2012年，美國核能研究所（NEI）發布的NEI 99-01（第6版）中對“主控室失去報警信號指示”涉及的EAL進行了修訂。具體內容見表2。

根據NEI 99-01（第6版）中關于EAL-SU2.1的說明，如果在機組正常運行時，DCS服務器故障導致主控室失去全部報警信號和指示信號超過15分鐘，必然包括表2所列的關鍵參數不可用，根據該EAL機組將進入應急計劃。

4 CPR1000機組SU3優化分析

4.1 CPR1000機組狀態功能參數分析

EAL的制定與機組的特征密切相關。我國CPR1000機組采用了狀態導向法事故規程（SOP）控制核電廠事故。SOP是建立在對反應堆狀態功能的正確判斷的基礎上的，使用六個狀態功能詳盡地給出機組所有可能狀態的特征。表征六個狀態功能參數的特征參數不可用將導致SOP事故規程無法正常執行。由于其重要性，技術規范有專門的事件進行管理。表3給出了這六大狀態功能和安全功能的聯系，以及表征狀態功能的特征參數（表3）。

NEI 99-01（第6版）SU2描述的PWR參數表中，未包含蒸發器放射性、蒸發器壓力、安全殼放射性、安全殼壓力等狀態功能，并不完全適用于CPR1000機組。CPR1000機組的EAL優化在參考NEI 99-01（第6版）的基礎上，建議參考技術規范的緩解措施進行安全分析。

4.2 狀態參數安全影響分析

根據技術規范的詳細要求，分別對其安全影響進行分析。

4.2.1 中間量程

中間量程測量為表征堆芯次臨界度的參數。失去中間量程指示，為第一組事件，要求1小時內機組開始向NS/RRA模式后撤。

4.2.2 堆芯飽和裕度（△T sat）和壓力容器水位

堆芯飽和裕度（△T sat）和壓力容器水位均為計算所得。△T sat的測量以及壓力容器水位對于進入事故規程和事故后控制是必不可少的。這些測量不可用將導致事故規程執行失敗的風險顯著增加（無法確定事故處理策略），并可能伴有嚴重的后果。△T sat和壓力容器水位是由CCMS系統監測，失去CCMS系統的監測為第一組事件，要求1小時內機組開始向NS/RRA模式后撤。

4.2.3 蒸發器寬量程水位

通過ARE的寬量程水位計監測蒸發器的水位，表征蒸發器水裝量。失去蒸發器水位監測為第二組事件，檢修必須在3天內完成。

4.2.4 蒸發器壓力平衡和安全殼壓力

蒸發器壓力平衡的判斷需使用的蒸發器壓力測量通道只要任一蒸發器相連的3臺壓力表不可用，就將失去對該蒸發器狀態功能的監視。安全殼壓力測量通道只有所有4臺壓力表均不可用，安全殼壓力的持續監視才會失去。根據技術規范的要求，當所需測量通道不可用且沒有自動旁通，但其手動旁通會觸發停堆或保護動作時，1小時內機組開始向不需要該測量通道參與保護的狀態后撤。

4.2.5 SG放射性和安全殼內放射性

蒸發器放射性監測涉及的通道有：蒸汽發生器排污水APG放射性（KRT002/003/004MA）、VVP管線放射性（一、二回路間泄漏流量）（KRT032/033/034MA）、冷凝器抽氣CVI放射性（KRT007MA）。在事故規程執行中，通常會進行主蒸汽隔離，因此，KRT007MA的測量結果僅作參考。但如果同一臺蒸發器上的VVP和APG的放射性測量通道均不可用，那么SG放射性的狀態功能參數將無法監測。事故后用于測量安全殼內γ放射性的KTR通道使用了KRT022/023MA，如果兩者均不可用，將失去對安全殼內放射性的監測。在事故工況下，KRT008/009/029MA在安全殼隔離第一階段時隔離，若KRT022/023MA兩個通道不可用，將失去對安全殼內放射性的監測。

4.3 CPR1000機組SU3-EAL優化方案

參考NEI 99-01（第6版）SU2并結合CPR1000機組的實際，補充SOP事故規程中使用的六大狀態參數，優化后的CPR1000機組SU3-EAL應急行動矩陣見表4。如果主控室失去全部指示信號，則必然包括六大狀態功能所涉及的特征參數，參照優化后的方案，需盡快啟動應急計劃進入應急待命狀態。

5 結論

通過充分分析美國NEI 99-01的相關規定，并結合經驗反饋和機組的實際特點，考慮應急運行程序和應急計劃的關系，制定了EAL優化方案。該方案有效避免了機組主控室失去全部報警指示時無法及時啟動應急計劃的問題。本文的研究方法可以為CPR1000機組其他應急行動水平的制定和升級提供參考。