M310型核電廠持照人員熱工水力復訓教材研究

徐陽 朱東來 尹浪 申中祥 陳傳偉

摘 要

根據我國核電廠操縱人員培訓及再培訓大綱，主控室操縱人員在取得操縱人員執照后，每年都需要進行一定學時的熱工水力專項復訓。目前核電廠通常使用的熱工水力教程，大多關注熱工水力基本理論，尚沒有一項充分結合主控室操縱人員工作實際的熱工水力復訓教材。本研究旨在結合我國M310型核電機組的熱工水力特性，提出M310型核電廠操縱人員熱工水力復訓教材編制方案，加深操縱人員對熱工水力理論知識和電廠實際運行之間聯系的認識。

關鍵詞

M310型核電廠;操縱人員;熱工水力;復訓教材;編制方案

中圖分類號： TM623 ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? 文獻標識碼： A

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457 . 2020 . 08 . 79

Abstract

According to the training and retraining program for operators of nuclear power plants in China， operators need to have a certain class hour of thermal-hydraulics special retraining every year after obtaining the operator license. At present， most of the thermal-hydraulics tutorials commonly used in nuclear power plants pay attention to the basic theory of thermal-hydraulics， but there is not a comprehensive thermal-hydraulics retraining textbook combining the actual work of the operators. The purpose of this study is to combine the thermal-hydraulics characteristics of M310 nuclear power plant in China， propose a scheme of thermal-hydraulics retraining textbook for operators of M310 nuclear power plant， and deepen the understanding of the relationship between the theoretical knowledge of thermal-hydraulics and the actual operation of the plant.

Key words

M310 nuclear power plant; operators; Thermal-hydraulics; Retraining materials; Formulate program

1 研究背景

對于核電廠而言，質素合格的主控室操縱人員是關系核電廠安全的關鍵因素，也是保障核電廠正常運行的必要前提。隨著我國商運核電機組規模的持續提升，我國核電站操縱人員的數量也在不斷增長。僅2019年，國內商用核電廠實施的操縱員（RO）和高級操縱員（SRO）執照考試批次就超過60批次，合計約有750名RO和SRO通過考試加入主控室操縱人員的團隊。根據我國核電廠操縱人員培訓及再培訓大綱[1]，主控室操縱人員在取得操縱員執照后，每年都需要進行一定學時的基礎理論復訓，其中就包括核電廠熱工水力專項復訓。

目前核電廠通常使用的熱工水力相關教程[2-5]，側重點各有不同，大多關注熱工水力基本理論的介紹或公式定理的推導，與反應堆操縱人員的實際工作聯系并不緊密，尚沒有一項充分結合主控室操縱人員工作實際、重點闡述核電廠實際運行中的熱工水力問題的綜合研究成果。

本研究旨在結合我國M310型核電機組的熱工水力理論、反應堆熱傳輸過程、重點熱傳輸設備中的熱力學過程等方面的特點，提出M310型核電廠操縱人員熱工水力復訓教材編制方案，使操縱人員獲得與本電廠堆型有關的熱工水力基礎理論知識，對核電站反應堆運行過程中出現的各種熱工水力現象有清晰的認識，對可能出現的熱工水力相關問題能通過觀察、運用所學知識初步分析其原因，預見其發展和后果，并能適時地提出對策和措施，從而避免盲目性，確保反應堆運行的安全。

2 教材框架

通過對國內各M310型核電廠調研，了解到現有主控室操縱人員熱工水力復訓主要情況如下表1所示。

根據上述對主控室操縱人員復訓需求和現有反應堆熱工水力教材的調研，本研究提出M310型核電廠操縱人員熱工水力復訓教材編制框架如圖1所示。

該編制框架的基本指導思想是：

（1）滿足主控室持照人員熱工水力4小時復訓時長需求;

（2）盡可能減少熱工水力基礎理論部分內容，僅保留操縱人員必須熟悉或了解的概念或現象;

（3）增加熱工水力與機組運行章節內容，重點講解正常機組運行工況下，各主要熱傳輸系統或設備的運行熱工水力知識;

（4）增加熱工水力案例分析章節，分正常運行瞬態、運行事件經驗反饋及事故運行工況三個小節進行案例分析講解。

3 教材內容概述

3.1 核電廠熱工水力必備知識

本章應從傳熱學、流體力學及工程熱力學的基本概念出發，對核電廠熱工水力相關的基本理論進行簡單回顧。核電廠是將核能轉換成熱能，利用熱能產生蒸汽推動汽輪發電機運轉，進而產生電能的大型工業綜合體。上述能量轉換過程，涉及反應堆堆芯傳熱、一回路冷卻劑導熱、蒸汽發生器換熱及汽輪發電機做功等環節。作為主控室操縱人員，為保障核電廠安全經濟運行，需對核電廠中能量傳輸的各類熱工水力過程有清晰的了解。

本章共設三個小節，各小節主要內容框架分別見圖2、圖3和圖4。

3.2 熱工水力與機組運行

本章應結合機組的運行工況和操縱人員的實際工作，對核電廠關鍵熱工水力部件或系統進行深入解析，同時對其運行監視、設計定值背后的熱工水力原理進行一定的解釋。希望加深持照人員對反應堆堆芯、蒸汽發生器、穩壓器及二回路主要設備等部件的機理認識，了解日常工作中運行監視參數所代表的熱工水力意義。

第二章主要框架見圖5。

3.3 熱工水力案例分析

本章結合M310型核電機組實際運行過程中的具體熱工水力案例（指涉及重要系統溫度、壓力、水位或流量等熱工水力參數急劇變化，對機組運行造成劇烈影響的運行瞬態、事件或事故），從操縱人員應知應會的角度出發，將各案例中涉及的熱工水力現象及其機理進行解釋說明。本章分別從正常運行、運行事件和典型事故三類案例出發，對各類案例中的主要熱工水力瞬態，瞬態造成的影響及涉及的物理機理進行討論分析，幫助主控室操縱人員加強對此類案例的理解和認識，提高操縱人員對此類案例的應急處理能力。

第三章框架如下圖6所示。

以下列舉對某運行事件的熱工水力具體分析。

3.3.1 事件描述[6]

某日早班，主要計劃工作：滅汽腔，T1RCP010，T1LHS001/003，計劃開始冷卻時間15：00;8：30-11：30，完成滅汽腔工作;11：35，開始執行T1LHS001，試驗前按程序要求停運X1RRA001PO，保留X1RRA002PO運行;12：02，開始執行T1RCP010;13：40，T1LHS001結束。由于一回路正在執行T1RCP010，需盡量保持一回路溫度穩定;此外一臺RRA泵運行時，一回路溫度穩定，X1RRA024/025VP的開度約為34%，有較大的調節裕度;當班值未恢復X1RRA001PO運行，但未將此信息反饋運行經理;14：02，完成T1RCP010;14：40，早班操縱員接機組長指令，開始進行冷卻，并逐步調整冷卻速率;之后與中班進行交接班。當時早班機組長、操縱員、中班操縱員都未意識到單泵運行后續可能存在冷卻流量不足的問題;運行經理雖然認為應該啟動第二臺RRA泵，但并未明確做出要求;14：50，早班操縱員離開主控，中班操縱員繼續降溫，一回路壓力26.3bar.g，溫度梯度約為16℃/h，X1RRA024/025VP開度30%，X1RCV013VP開度32%;按D3規程要求“177℃以下時以最大速率降溫（28℃/h），不允許中止”，中班期間為保證冷卻速率，繼續開大X1RRA024/025VP;據歷史經驗，一回路溫度在90℃以下時，一臺RRA泵無法保證28℃/h的降溫速率，當班值接大修組指令，準備啟動X1RRA001PO;16：00，準備啟泵，查詢S程序及操作總結，準備按S程序啟動。啟泵前X1RRA024/025VP開度70%，降溫速率24℃/h，一回路溫度133℃;X1RRA流量1230m3/h，X1RCV013VP開度32%，X1RCV310VP開度36%，X1RRI A列溫度29.4℃;當班值分析認為，啟動第二臺RRA泵時對冷卻會造成一定影響，但由于X1RRA013VP開度設定值為1320m3/h，即雙泵運行后總流量會很快被調節在1320m3/h左右，啟泵引入的冷卻效果應該不會過強。即使冷卻速率發生變化，操縱員可通過及時調節X1RRA024/025VP開度，控制一回路冷卻速率（當時為24℃/h）;控制一回路冷卻速率后再調節X1RRA013VP設定值，以滿足雙泵運行流量要求（1800m3/h）。由于D3規程中對冷卻的不間斷要求，啟泵前未調整冷卻速率。同時由于時間較短，當班值未能對壓力下降的幅度做出預判。16：19：24，啟動X1RRA001PO，X1RRA流量瞬時增大至1698m3/h，一回路壓力迅速下降，X1RCV013VP開始關閉;16：19：54，一回路壓力低于23bar.g，最低低至21.2bar.g;16：20：05，主控停運X1RRA001PO，一回路壓力開始回升;16：20：40，一回路壓力回升至23bar.g以上，最終穩定在26.3bar.g，主控檢查主泵運行參數正常。期間主泵壓差最低低至20bar（主泵軸封壓差低報警未觸發）。后續檢查主泵運行參數，無明顯異常。在后續主泵檢修過程中也未發現異常。

3.3.2 事件熱工水力分析

本次事件中，操縱人員對啟動第二臺RRA泵對一回路的壓力擾動情況嚴重低估，在啟泵前沒有提前減小RRA024/025VP的開度，希望啟泵后再調節，結果啟泵后30s時間內一回路壓力就下降到23bar.g以下，超出了技術規范要求。這里對本次事件中的一回路冷卻工況進行分析。

RRA系統泵與熱交換器主要連接管線見圖7。

圖7中，RRA024/025VP用于控制通過相應熱交換器的反應堆冷卻劑流量，操縱員通常根據一回路溫度及升降溫速率需要，手動給出開度整定值。RRA013VP為熱交換器旁路閥，用來維持通過的流量在預定值，以保證泵的輸出流量恒定。但是，需注意的是，RRA013VP只是熱交換器的旁路上，其調節范圍僅限于熱交換器旁路流量，若RRA024/025VP開度過大，則可能出現即使將RRA013VP全關，也無法將總流量降低至預定值。在本事件中這點就尤為突出：“當班值分析認為，啟動第二臺RRA泵時對冷卻會造成一定影響，但由于X1RRA013VP開度設定值為1320m3/h，即雙泵運行后總流量會很快被調節在1320m3/h左右”。當班值誤以為RRA013VP對流量的調節能力是不受限制的，認為啟泵后流量也會快速下降，沒有考慮到此時RRA024/025VP開度較大，即使RRA013VP全關，僅通過此兩閥門，RRA總流量也會大于1320m3/h。

除了上述誤判以外，操縱人員對此工況下一回路的熱平衡狀態的理解也有所欠缺。冷停堆工況下一回路的熱平衡狀態方程如下：

上式中，左邊前兩項分別為堆芯余熱和主泵功率，第三項為冷卻劑溫度變化釋放或吸收的熱量，若降溫則冷卻劑釋放顯熱，若升溫則為冷卻劑吸收熱量;右邊分別為冷源（RRA或SG）帶走的熱量、環境散熱和下泄流熱損失。

堆芯余熱主要取決于停堆后的時間，在停堆后1周時約10MW;主泵功率取決于主泵運行臺數，正常三臺運行時約12MW;冷卻劑溫度變化釋放的功率可以根據當前物性參數計算，在機組133℃時，以24℃/h降溫，大約對應8MW。這樣，保持24℃/h降壓速率，需帶走的熱量約30MW。

環境散熱和下泄流熱損失均較小，合計約2MW左右;主要熱量還是通過RRA熱交換器帶走，約28MW。

此時若啟動第二臺泵，同時要求降溫速率不變，則至少應保證通過RRA熱交換器的總流量不發生大的變化。然而，根據泵的管路特性，若不改變閥門開度，啟動并聯的一臺泵后，在揚程基本不變的情況下，管路流量會增大1.6～2倍。也就是說，本事件中，RRA熱交換器冷卻能力在啟泵后約增加一倍，達到50MW左右，遠大于一回路產熱量和降溫需求。這樣，一回路冷卻劑溫度迅速下降，水體積收縮，導致一回路系統壓力快速降低。

因此，正確的做法是需在啟泵前適當減小RRA024/025VP開度，保證啟動后通過熱交換器的流量不發生大的變化。

3.3.3 針對熱工水力因素的糾正行動

（1）在RRA系統培訓教材中增加章節對RRA013VP的流量調節能力進行補充說明，特別是針對RRA024/025VP閥門開度較大的情況。

（2）對操縱人員進行NS/RRA模式下一回路的熱平衡關系的理論培訓，讓操縱人員對該狀態下的堆芯余熱、設備顯熱及冷卻劑顯熱有定量的概念，加強操縱人員對RRA冷卻流量變化對一回路溫度壓力影響的理解。

4 結束語

截止到2019年10月，我國在運的47臺商運核電機組中，M310型核電機組有34臺，占全部機組的70%以上[8]。在主控室操縱人員數量上，M310型核電機組也是遙遙領先的，目前M310機組持照人員已有3000人以上，而且每年仍在以200人-300人的速率在持續增長。本研究期望給M310型核電廠操縱人員熱工水力復訓教材的編制帶來新的思路，能提高核電廠操縱人員熱工水力復訓質量，加深操縱人員對熱工水力理論知識和電廠實際運行之間聯系的認識，更好的保障核電站的安全運行。

參考文獻

[1]國家能源局電力司，《壓水堆核電廠操縱人員培訓與再培訓大綱》的編制和審查規范，2009.

[2]黃素逸.反應堆熱工水力分析[M].北京：機械工業出版社，2014.

[3]孫中寧，等.反應堆熱工水力學[M].哈爾濱：哈爾濱工程大學出版社，2017.

[4]俞翼陽，等.反應堆熱工水力學（第三版）[M].北京：清華大學出版社，2018.

[5]駱純珊.WWER-1000壓水堆核電廠熱工水力及工程熱力學基礎[M].北京：中國原子能出版社，2014.

[6]M310型機組外部運行經驗反饋報告，http：//www.cinno.org.cn.

[7]900MW壓水堆核電站系統與設備. 中廣核核電運營有限公司培訓中心編.

[8]國家核安全局，中國大陸核電廠分布圖，http：//nnsa.mee.gov.cn/hdcfbt/.