“華龍一號”征兆導(dǎo)向法事故處理導(dǎo)則定值設(shè)置研究

杜　宇，方　俊，司天琪，毛　歡

“華龍一號”征兆導(dǎo)向法事故處理導(dǎo)則定值設(shè)置研究

杜宇1，方俊1，司天琪1，毛歡2,*

（1. 中國核電工程有限公司，北京 100840；2. 生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 100082）

“華龍一號”（HPR1000）機組應(yīng)用征兆導(dǎo)向法事故規(guī)程（SEOP），在設(shè)計上，也采用更先進的征兆導(dǎo)向法事故處理導(dǎo)則。事故導(dǎo)則定值在導(dǎo)則中用于執(zhí)行事故的診斷，根據(jù)定值的設(shè)置可以通過手動操作緩解事故后果，并通過定值確認電廠處于安全停堆工況。定值的正確設(shè)置是事故處理導(dǎo)則設(shè)計的重要內(nèi)容，保障事故處理策略緩解事故工況的效果。本文針對“華龍一號”征兆導(dǎo)向法事故導(dǎo)則，以裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)導(dǎo)則為例，詳細介紹了該導(dǎo)則定值的分析過程，包括導(dǎo)則策略分析和導(dǎo)則名義值的確定、安全殼不利工況臨界值的確定、導(dǎo)則關(guān)鍵定值的判定、儀表誤差考慮的因素以及安全殼不利工況儀表誤差對導(dǎo)則的影響分析。本文提出一套完整的確定征兆導(dǎo)向法事故處理導(dǎo)則定值的方法。

征兆導(dǎo)向法事故規(guī)程；“華龍一號”；安全殼不利工況；定值

縱深防御是核動力廠設(shè)計安全規(guī)定（HAF102）[1]貫徹始終的安全設(shè)計要求。事故處理規(guī)程作為縱深防御原則的重要防線，對限制事故發(fā)展，保證反應(yīng)堆安全起著至關(guān)重要的作用。

“華龍一號”作為我國自主研發(fā)的百萬千瓦級第三代“能動+非能動”型先進核反應(yīng)堆，要求有更先進的技術(shù)和安全保障，同樣，在事故處理上，也采用更先進的征兆導(dǎo)向法事故處理導(dǎo)則。征兆導(dǎo)向事故處理導(dǎo)則綜合了事件導(dǎo)向事故規(guī)程和狀態(tài)導(dǎo)向事故規(guī)程兩者的優(yōu)點，以征兆導(dǎo)向事故處理為主干，提供多層次診斷、多手段對策，重點抓關(guān)鍵安全功能，既可以在事故征兆明顯時通過事件導(dǎo)向快速采用最佳恢復(fù)規(guī)程進行事故緩解和處理，又可以在發(fā)生始料未及的事故或者疊加事故時通過關(guān)鍵安全功能狀態(tài)樹導(dǎo)向功能恢復(fù)導(dǎo)則保證電廠各屏障安全，以達到放射性釋放最小的目的。

事故處理規(guī)程能夠快速有效的進行事故緩解，其定值的正確設(shè)置是其策略有效的一個關(guān)鍵點。事故規(guī)程定值主要包括以下兩類定值：

（1）保護系統(tǒng)整定值

保護系統(tǒng)整定值是為了防止出現(xiàn)超過安全限值的狀態(tài)，在發(fā)生預(yù)計運行事件或事故工況時啟動有關(guān)自動保護裝置。該定值為停堆或?qū)ＴO(shè)安全設(shè)施自動動作的整定參數(shù)。其設(shè)置主要在事故分析和系統(tǒng)設(shè)置中進行考慮，本文不進行描述。

（2）事故處理策略中應(yīng)用的定值

該定值的制定基于系統(tǒng)的設(shè)計，應(yīng)用于事故處理導(dǎo)則，需要操縱員執(zhí)行手動操作進行干預(yù)，決定事故處理策略的執(zhí)行。

對于第二類事故導(dǎo)則處理策略中應(yīng)用的定值的設(shè)計為本文主要研究內(nèi)容。

1　征兆導(dǎo)向法事故處理導(dǎo)則定值設(shè)計方法

征兆導(dǎo)向法處理導(dǎo)則的定值依賴于事故導(dǎo)則的處理策略，基于“華龍一號”的系統(tǒng)設(shè)計方案，其每一步驟的定值的確定的意義是為了完成每個步驟所要完成的任務(wù)或功能，而最終整個導(dǎo)則所有定值的確定是以達到完成整個事故處理導(dǎo)則的處理目標為目的，通過導(dǎo)則策略分析確定導(dǎo)則定值名義值，并且通過相關(guān)的驗證確認該定值名義值的有效性。

為了保證參數(shù)定值的有效性，需要將儀表誤差考慮在定值設(shè)置中，特別是安全殼不利工況條件下的儀表誤差。但是對于儀表誤差影響較大的參數(shù)，為了將安全殼不利工況的影響考慮在內(nèi)，又不會因為安全殼不利工況儀表誤差導(dǎo)致正常工況下事故處理導(dǎo)則定值過度考慮儀表的不確定度，擬將安全殼工況分為安全殼正常工況和安全殼不利工況，在安全殼正常工況下使用安全殼正常工況下的儀表不確定度，而在安全殼不利工況條件下，儀表的誤差將變大，這時使用安全殼不利工況下的儀表誤差。因此，需要確定安全殼正常工況以及安全殼不利工況。

按照事故發(fā)生頻率和潛在的放射性后果，可將Ⅰ類、Ⅱ類工況納入正常安全殼環(huán)境條件考慮的范疇。根據(jù)始發(fā)事件分析[2]和事故分析文件[3]，Ⅰ類和Ⅱ類事故工況均不會導(dǎo)致安全殼質(zhì)能發(fā)生明顯變化，這時安全殼環(huán)境在正常運行范圍內(nèi)，結(jié)合安全殼內(nèi)儀表的鑒定條件，將安全殼正常運行環(huán)境條件作為安全殼正常工況的環(huán)境鑒定條件。在安全殼不利工況情況下，則使用設(shè)計基準事故鑒定條件，為LOCA情況下的鑒定曲線，能夠包絡(luò)設(shè)計基準事故工況[4]。

為了識別需要考慮安全殼不利工況的儀表定值，需要分析確定考慮安全殼不利工況條件的事故處理導(dǎo)則，以及事故處理導(dǎo)則中的定值是否為關(guān)鍵定值，形成事故處理導(dǎo)則關(guān)鍵定值清單。

進一步確定安全殼不利工況條件下的儀表誤差，分析安全殼不利工況對事故處理導(dǎo)則的影響并確定事故處理導(dǎo)則中的定值。

通過符合性分析計算確認事故處理導(dǎo)則定值以及存在的儀表誤差是否能夠接受。

最后通過驗證平臺進行全面的導(dǎo)則驗證；確認征兆導(dǎo)向法事故處理導(dǎo)則及定值的有效性。對于符合性分析計算以及驗證平臺驗證不能接受的儀表誤差，考慮重新選擇儀表供貨商。

征兆導(dǎo)向法事故處理導(dǎo)則的設(shè)計方法如圖 1所示。

圖1 征兆導(dǎo)向法事故處理導(dǎo)則定值設(shè)計方法

為了對此征兆導(dǎo)向法事故處理導(dǎo)則定值設(shè)計方法進行說明，下一章將針對裂變功率產(chǎn)生/ ATWS響應(yīng)導(dǎo)則說明其定值的分析。

2 裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)導(dǎo)則定值分析

2.1　裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)導(dǎo)則定值名義值分析

2.1.1裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)策略分析

（1）裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)導(dǎo)則的進入條件

裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)導(dǎo)則[5]由堆芯次臨界度安全狀態(tài)監(jiān)視（F-0.1）紅燈或者橙燈工況要求進入，如圖2所示。

另外，要求停堆時，反應(yīng)堆保護系統(tǒng)或多樣化保護系統(tǒng)未能將控制棒插入堆芯，則從E-0（停堆和安注診斷規(guī)程）第一步進入本導(dǎo)則。

（2）裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)導(dǎo)則應(yīng)對工況

1）次臨界度減小

反應(yīng)堆緊急停堆后，預(yù)期中子通量將快速減小，然后以一個固定的速率降低到正常停堆水平。幾分鐘之后，堆芯產(chǎn)熱主要來自裂變產(chǎn)物的衰變熱，而不是核裂變本身。5%額定功率比專設(shè)安全設(shè)施能帶走的衰變功率要大，大于5%額定功率表明操縱員需要立即采取行動以防止堆芯損壞。而中間量程倍增周期大于0是裂變功率產(chǎn)生的先兆。

圖2 堆芯次臨界度安全狀態(tài)監(jiān)視

有以下幾種情形可能會引入正反應(yīng)性，并出現(xiàn)次臨界度減小的征兆。第一種是反應(yīng)堆緊急停堆不徹底，可能是因為一部分控制棒未插入，或者是因為一些控制棒沒有插到底，但是都沒有達到可以認為是ATWS的程度。第二種是一回路硼稀釋，注入一回路的水源事先沒有被正確地硼化，或者采用了錯誤的水源對一回路進行注射就會導(dǎo)致一回路硼稀釋。第三種是一回路過度冷卻，可能是因為二次側(cè)卸壓，或者SG給水過多，負的慢化劑溫度系數(shù)將會引入正反應(yīng)性。

2）未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)（ATWS）

ATWS取決于發(fā)生的Ⅱ類工況事件，存在多種。盡管在裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)導(dǎo)則中要求的操縱員動作是一樣的，但是核電廠對不同ATWS的響應(yīng)是不一樣的。

所有的ATWS瞬態(tài)都會出現(xiàn)一回路產(chǎn)生的功率與通過二回路帶走的功率失配這一特征。這會導(dǎo)致一回路升溫升壓，直至多普勒效應(yīng)和慢化劑溫度效應(yīng)使得堆芯功率開始下降。ATWS瞬態(tài)的關(guān)鍵參數(shù)是最小DNBR和/或一回路峰值壓力。如果DNBR太小，就可能發(fā)生燃料損壞。如果瞬態(tài)過程中一回路超壓，一回路壓力邊界可能會失效。

（3）裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)導(dǎo)則操作步驟和定值

裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)策略的主要步驟為：

1）確認反應(yīng)堆停堆、汽機跳機、輔助給水泵啟動以及REB硼注入等自動動作，否則執(zhí)行相關(guān)手動動作以降低堆芯功率；對于喪失給水的ATWS確認所有的反應(yīng)堆冷卻劑泵停運，否則手動停運。確認蒸汽發(fā)生器排污隔離閥關(guān)閉，否則手動關(guān)閉。

2）維持蒸汽發(fā)生器液位，檢查可能的正反應(yīng)性增加，并消除正反應(yīng)性添加，避免一回路冷卻過快引入正反應(yīng)性；

3）確認反應(yīng)堆在次臨界狀態(tài)；

4）返回原入口導(dǎo)則并繼續(xù)執(zhí)行。

裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)導(dǎo)則涉及的定值如表1所示。

表1　定值分析表

2.1.2 符合性分析和計算

為驗證根據(jù)裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)策略是否能合理快速有效的處理事故并最終達到反應(yīng)堆次臨界狀態(tài)，須對裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)處理框架進行符合性計算驗證。

符合性計算采用最佳估算方法模擬相關(guān)事故，在事故發(fā)展過程中，根據(jù)事故規(guī)程策略插入操縱員手動干預(yù)措施，通過對關(guān)鍵參數(shù)趨勢的變化分析操作步驟和定值的合理性。

對于ATWS，根據(jù)美國以及法國電力公司（EDF）、AREVA NP 和法國原子能委員會（CEA）所做的研究工作給出的結(jié)論，喪失正常給水供應(yīng)（就一回路超壓而論）和喪失廠外電源（就DNBR而論）是最不利的事故。裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)導(dǎo)則選取這兩種工況進行符合性分析計算。

符合性計算需要對裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)導(dǎo)則的操作流程進行模擬，給出主泵出口壓力、核功率、SG的熱交換功率、反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度、蒸汽發(fā)生器水體積、穩(wěn)壓器水體積、蒸汽排放流量、穩(wěn)壓器安全閥排放流量等關(guān)鍵參數(shù)隨時間的變化曲線。

1）喪失給水的ATWS工況

對于喪失給水ATWS工況符合性分析計算結(jié)果如圖3所示。

圖3　喪失給水的ATWS符合性計算結(jié)果

喪失正常給水ATWS事件后，一回路壓力升高，一回路壓力在14.4 s達到第一個峰值16.92 MPa，在220.9 s達到峰值壓力20.9 MPa，沒有超過最大允許壓力，核功率在500 s以后降到5%以下，蒸汽發(fā)生器液位維持在可用范圍內(nèi)，因而反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)仍能保持完整，沒有破壞的風(fēng)險。

2）喪失廠外電的ATWS工況

對于廠外電的ATWS工況符合性分析計算[6]結(jié)果如圖4所示。

圖4 喪失廠外電的ATWS符合性計算結(jié)果

對于此工況，主泵以及凝結(jié)水泵等電源喪失，反應(yīng)堆冷卻劑轉(zhuǎn)速減小，通過自然循環(huán)冷卻堆芯和排出衰變熱，60 s后輔助給水滿流量有效，用于排出余熱，需要調(diào)節(jié)輔助給水流量穩(wěn)定蒸發(fā)器液位，對于喪失廠外電ATWS瞬態(tài)的一回路峰值為17.22 MPa，遠低于喪失主給水ATWS瞬態(tài)的一回路峰值壓力。符合性分析計算的結(jié)果表明，對于喪失主給水ATWS以及喪失廠外電ATWS，裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)策略可有效緩解事故。

2.2　裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)策略關(guān)鍵定值

對于導(dǎo)則中的定值進行分析，判斷該定值在事故處理導(dǎo)則中執(zhí)行的功能。分析內(nèi)容如下：

對于功率量程中子通量，首先作為裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)的入口判斷準則，對應(yīng)四臺輔助給水泵啟動時可帶走對應(yīng)核功率產(chǎn)生的熱量的定值，應(yīng)作為導(dǎo)則的關(guān)鍵定值，但考慮功率量程中子通量作為堆芯監(jiān)測儀表，實際上其儀表精度并不會受安全殼不利工況的影響；

對于中間量程中子通量的分析與功率量程中子通量類似；

對于蒸汽發(fā)生器窄量程液位，5%NR（-1.62 m）是為了保證蒸汽發(fā)生器的液位淹沒過U型管，因此，該定值影響蒸汽發(fā)生器的可用性，應(yīng)該作為導(dǎo)則的關(guān)鍵定值；而50%NR（0 m）液位是蒸汽發(fā)生器中間水位，儀表的不確定度并不會對此定值產(chǎn)生大的影響，因此該定值可不作為關(guān)鍵定值；

蒸汽發(fā)生器輔助給水總流量236 m3/h對應(yīng)蒸汽發(fā)生器在設(shè)計壓力下，四臺輔助給水泵全部啟動時對應(yīng)的流量，該定值的意義是最終是保證蒸汽發(fā)生器液位在要求范圍內(nèi)，可以通過蒸汽發(fā)生器液位確定輔助給水啟動的效果，同時該儀表位于安全殼外，因此，對于輔助給水流量，安全殼不利工況下對儀表精度的影響可以不進行考慮，該定值可不作為關(guān)鍵定值。

具體分析內(nèi)容如表2所示。

表2　裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)策略關(guān)鍵定值分析表

2.3　安全殼不利工況對關(guān)鍵定值的影響

儀表的顯示精度將儀表以及通道的所有組件的精度均計算在內(nèi)，包括儀表誤差，隔離模塊誤差，I/O模塊誤差，以及顯示儀表誤差等。其中對儀表精度，包括多種影響因素：

（1）過程方法測量誤差：為過程參數(shù)測量中的誤差，不包含探測器影響；

（2）基本元件誤差：參數(shù)測量的基本元件的誤差，例如，流量測量元件文丘里管；

（3）傳感器誤差：包含傳感器漂移、溫度影響、壓力影響，零點校準等；

（4）另外，對于安全殼不利工況，需要考慮環(huán)境引起的儀表誤差，這時考慮的是高能管線破裂的影響，包括溫度、壓力以及輻照的影響。

經(jīng)過分析，在裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)導(dǎo)則分析中，需要考慮安全殼不利工況條件的儀表定值為蒸汽發(fā)生器窄量程低3液位定值5%NR（-1.62 m），經(jīng)過計算安全殼不利工況條件下，儀表（包括整個儀表通道）在0%液位測量時的誤差為11.6%NR，由于蒸汽發(fā)生器窄量程沒過U形管液位為0%NR液位，5%NR液位已經(jīng)不能包絡(luò)住儀表誤差的影響，因此，保守考慮，在安全殼不利工況條件設(shè)置定值為11.6%NR是合理的。

對于安全殼不利工況儀表對關(guān)鍵定值產(chǎn)生的影響，需要修改策略或者定值，通過符合性分析計算再次確認導(dǎo)則的有效性。同時在設(shè)計驗證平臺對導(dǎo)則策略進行驗證。

3　總結(jié)

本文研究了“華龍一號”征兆導(dǎo)向法事故處理導(dǎo)則定值的設(shè)置方法，并以裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)導(dǎo)則為例進行了詳細的分析，包括征兆導(dǎo)向法事故處理策略的分析和定值分析，安全殼正常工況和不利工況環(huán)境條件的界定研究，事故處理導(dǎo)則關(guān)鍵定值的判斷分析，儀表精度計算考慮的因素，以及安全殼不利工況條件儀表精度對導(dǎo)則的影響分析和驗證，最終確定事故導(dǎo)則策略的定值。

本文提出確定征兆導(dǎo)向法事故處理導(dǎo)則定值的方法，可以推廣用于所有征兆導(dǎo)向法事故處理導(dǎo)則的定值設(shè)計。在以往的項目中進行儀表采購時，對于事故工況儀表的精度缺乏采購依據(jù)，通常以參考電站的精度作為儀表的采購需求，本文的研究成果對于后續(xù)項目的進行儀表采購時，從事故處理導(dǎo)則方面對事故后儀表精度要求給出可依據(jù)的條件。

［1］ 國家核安全局．核動力廠設(shè)計安全規(guī)定：HAF102［Z］．北京：中國標準出版社，2004．

［2］ 福建福清核電廠5、6號機組始發(fā)事件分析［R］．北京：中國核電工程有限公司，2014．

［3］ 福建福清核電廠5、6號機組初步安全分析報告［R］．北京：中國核電工程有限公司，2015．

［4］ 福建福清核電廠5、6號機組ACP1000設(shè)備鑒定條件［R］．北京：中國核電工程有限公司，2016．

［5］ 福建福清核電廠5、6號機組裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)導(dǎo)則［R］．北京：中國核電工程有限公司，2018．

［6］ 福建福清核電廠5、6號機組裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)符合性計算報告［R］．北京：中國核電工程有限公司，2016．

The Analysis on the Set-points of HPR1000 Symptom-Based Emergency Operating Guidelines

DU Yu1，F(xiàn)ANG Jun1，SI Tianqi1，MAO Huan2,*

（1. China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China；2. Nuclear and Radiation Safety Center，Beijing 100082，China）

HPR1000 uses symptom-based emergency operating procedures（SEOP），and also symptom-based emergency operating guidelines are used in the design process. Set-points of symptom-based emergency operating guidelines are used to diagnose the event，and to decrease the effect of the event using manual operation，and to confirm the result of emergency operation. It’s very important to define the set-points correctly of the symptom-based emergency operating guidelines. This paper uses the fission power generation/ATWS response guidelines as an example and describes how to define the set-points in the guidelines，including the guideline strategy analysis and the nominal set-points analysis，the transition point from the normal containment condition to adverse containment condition，the key set-points，instrument accuracy factors and the effect analysis of the instrument accuracy to guidelines. This paper raises a complete methodology to define the set-points of symptom-based emergency operating guidelines.

Symptom-based emergency operating procedure；HPR1000；Adverse containment condition；Set-points

TL38+2

A

0258-0918（2022）02-0453-08

2021-07-08

杜 宇（1984—），女，回族，河北承德人，高級工程師，碩士，現(xiàn)主要從事核電站運行策略以及調(diào)試相關(guān)研究

毛 歡，E-mail：maohuan@163.com