核電廠運(yùn)行手冊(cè)開(kāi)發(fā)研究

尹浪 陳傳偉 徐陽(yáng) 申中祥 炊曉東

摘 要

核電廠運(yùn)行手冊(cè)涵蓋電站運(yùn)行相關(guān)的主要內(nèi)容，突出電站運(yùn)行技術(shù)難點(diǎn)及重點(diǎn)，我們?cè)陂_(kāi)發(fā)過(guò)程中分析總結(jié)電站主要運(yùn)行資料，以圖表、邏輯簡(jiǎn)圖、文本等方式來(lái)呈現(xiàn)相關(guān)內(nèi)容，實(shí)用易懂，方便電站運(yùn)行人員學(xué)習(xí)、為電站安全穩(wěn)定運(yùn)行及事故工況下處理相關(guān)事件提供有力的技術(shù)支持。

關(guān)鍵詞

反應(yīng)性控制;反應(yīng)堆重要控制調(diào)節(jié);反應(yīng)堆保護(hù);嚴(yán)重事故

中圖分類號(hào)： F426.23;F426.61 ? ? ? ?文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼： A

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457 . 2020 . 08 . 81

Abstract

The operation manual of nuclear power plant covers the main contents related to the operation of the power plant， also highlights the technical difficulties and key points of the operation of the power plant. In the process of development， we analyze and summarize the main operation data of the power plant. Relevant contents are presented in the form of charts， logic diagrams and texts， which are practical and facilitate the study of the operators. Meanwhile the contents provide strong technical support for safety operation of the power plant and the handling of relevant accidents.

Key words

Reactivity control; Reactor important control regulation; Reactor protection; Serious accident

1 背景與意義

由于核電站系統(tǒng)眾多，參數(shù)繁雜，以及一些相關(guān)控制調(diào)節(jié)系統(tǒng)的邏輯和模擬圖等也比較復(fù)雜，運(yùn)行人員需要全部掌握這些知識(shí)難度比較大，在實(shí)際機(jī)組運(yùn)行或者人員學(xué)習(xí)過(guò)程中，他們需要查閱大量資料，而相關(guān)資料比較分散，查閱起來(lái)耗時(shí)耗力，為了利于電站運(yùn)行人員控制機(jī)組及緩解瞬態(tài)或事故工況，開(kāi)發(fā)核電廠運(yùn)行手冊(cè)非常有必要。

一本合格有效的技術(shù)手冊(cè)，必須要能突出反映核安全三大要素，以及操縱人員需掌握的技術(shù)要點(diǎn)（如反應(yīng)堆調(diào)節(jié)保護(hù)等方面），便于操縱人員及時(shí)準(zhǔn)確查閱，本手冊(cè)開(kāi)發(fā)過(guò)程中，為了達(dá)到上述目的，采用圖表、邏輯簡(jiǎn)圖、文本等形式來(lái)總結(jié)電站相關(guān)技術(shù)要點(diǎn)，使過(guò)程簡(jiǎn)單易行、方便運(yùn)行人員查閱，便于操縱人員把握機(jī)組狀態(tài)，保障機(jī)組安全穩(wěn)定經(jīng)濟(jì)運(yùn)行，為事故工況下處理相關(guān)事件提供有力的技術(shù)支持。

本研究在上述難點(diǎn)、要點(diǎn)方面均有所突破。

2 開(kāi)發(fā)途徑與方法

對(duì)于核電廠運(yùn)行手冊(cè)的開(kāi)發(fā)，我們要保證其內(nèi)容涵蓋全面、突出電站技術(shù)重點(diǎn)及難點(diǎn)、保證內(nèi)容的準(zhǔn)確性。

為了達(dá)到上述目的，需要分析研究核電站運(yùn)行技術(shù)規(guī)格書、系統(tǒng)流程圖、系統(tǒng)手冊(cè)、定值手冊(cè)、最終安全分析報(bào)告、電站其他技術(shù)資料等，通過(guò)研究分析電站的技術(shù)難點(diǎn)及重點(diǎn)，并將這些難點(diǎn)與重點(diǎn)在手冊(cè)中以合理形式呈現(xiàn)，其中核電站運(yùn)行技術(shù)重點(diǎn)及難點(diǎn)的開(kāi)發(fā)是整個(gè)項(xiàng)目開(kāi)發(fā)過(guò)程中的要點(diǎn)。

3 技術(shù)難點(diǎn)及重點(diǎn)分析

為了核電站操縱人員能夠穩(wěn)定的控制機(jī)組運(yùn)行狀態(tài)，及時(shí)發(fā)現(xiàn)機(jī)組不穩(wěn)定存在的風(fēng)險(xiǎn)，避免機(jī)組向不可控狀態(tài)發(fā)展，并且為操縱人員在嚴(yán)重事故下控制機(jī)組提供技術(shù)支持，本手冊(cè)主要對(duì)反應(yīng)堆反應(yīng)性控制、反應(yīng)堆重要控制調(diào)節(jié)、反應(yīng)堆保護(hù)、嚴(yán)重事故技術(shù)支持幾個(gè)技術(shù)難點(diǎn)及重點(diǎn)進(jìn)行分析研究。

下文將對(duì)上述技術(shù)難點(diǎn)及重點(diǎn)進(jìn)行分析。

3.1 反應(yīng)堆反應(yīng)性控制

反應(yīng)堆一回路功率是靠控制反應(yīng)性來(lái)改變的。若想增加一回路功率，必須先引入正反應(yīng)性，然后使其恢復(fù)為零。若想降低一回路功率，必須先引入負(fù)反應(yīng)性，然后恢復(fù)為零。不需借助于任何外加的調(diào)節(jié)作用，反應(yīng)堆本身具有在二回路功率變化后達(dá)到新的穩(wěn)定狀態(tài)的性能，這種性能稱為反應(yīng)堆的自穩(wěn)性或自調(diào)性。這種自穩(wěn)性對(duì)反應(yīng)堆安全是絕對(duì)必要的，它是靠慢化劑的負(fù)溫度系數(shù)來(lái)保證的。借助反應(yīng)堆自穩(wěn)性可以使一回路功率等于二回路功率，但不能保證使一回路平均溫度等于控制方案中的平均溫度整定值，因此還需要設(shè)置其他調(diào)節(jié)反應(yīng)性的系統(tǒng)。

反應(yīng)堆反應(yīng)性控制關(guān)系核電站核安全，是機(jī)組正常運(yùn)行及事故工況下操縱人員關(guān)注的重點(diǎn)。

所謂反應(yīng)性是指一代與另一代產(chǎn)生裂變中子數(shù)的相對(duì)變化，影響反應(yīng)性因素比較多：硼濃度變化;功率變化（功率虧損）;溫度變化;空泡份額;燃料的裝卸料;慢化劑和冷卻劑的重水純度;氙毒;釤毒……所有能控制和改變反應(yīng)性的設(shè)備等。

雖然影響反應(yīng)性的因素比較多，但核電站控制反應(yīng)性的方式主要有三種：

（1）通過(guò)控制棒組件控制：它主要是用來(lái)控制反應(yīng)性的快變化。具體地講，主要是用來(lái)控制下列一些因素所引起的反應(yīng)性變化：

—燃料的多普勒效應(yīng);

—慢化劑的溫度效應(yīng)和空泡效應(yīng);

—工況變化時(shí)，瞬態(tài)氙效應(yīng);

—硼稀釋效應(yīng);

—熱態(tài)停堆深度。

（2）可燃毒物控制：在動(dòng)力反應(yīng)堆中，通常新堆芯的初始剩余反應(yīng)性都比較大，特別是在第一個(gè)換料周期的初期，堆芯中全部核燃料都是新的，這時(shí)剩余反應(yīng)性最大，可燃毒物控制主要控制剩余反應(yīng)性以保證反應(yīng)堆壽期。

（3）化學(xué)補(bǔ)償控制：化學(xué)補(bǔ)償控制是在一次冷卻劑中加入可溶性化學(xué)毒物以補(bǔ)償反應(yīng)性變化，化學(xué)控制主要用來(lái)補(bǔ)償下列一些慢變化的反應(yīng)性：

—反應(yīng)堆從冷態(tài)到熱態(tài)（零功率）時(shí)，慢化劑溫度效應(yīng)所引起的反應(yīng)性變化;

—易裂變核素燃耗和長(zhǎng)壽期裂變產(chǎn)物積累所引起的反應(yīng)性變化;

—平衡氙和平衡釤所引起的反應(yīng)性變化。

同時(shí)，對(duì)于反應(yīng)性控制，實(shí)際機(jī)組運(yùn)行時(shí)，技術(shù)規(guī)范中也有嚴(yán)格規(guī)定。以RP模式為例，技術(shù)規(guī)范中規(guī)定硼表必須可用，乏燃料水池的硼濃度必須介于2100ppm和2300ppm之間。RGL系統(tǒng)必須可用，對(duì)各組控制棒棒位也有明確要求。兩臺(tái)REA硼泵和一條硼化管線必須可用，在稀釋期間，必須連續(xù)跟蹤一回路硼濃度的變化等。通過(guò)上述規(guī)定，以保證機(jī)組正常運(yùn)行期間堆芯反應(yīng)性得到有效控制，從而保證機(jī)組核安全。

為了涵蓋上述知識(shí)重點(diǎn)及難點(diǎn)，在運(yùn)行手冊(cè)開(kāi)發(fā)過(guò)程中，我們以圖表的形式羅列了控制棒組件及燃料組件的相關(guān)參數(shù)，以便操縱人員能夠簡(jiǎn)單查閱到一些組件的性能參數(shù);以簡(jiǎn)圖的形式繪制出一些參數(shù)曲線，如：功率系數(shù)曲線圖、功率虧損曲線圖、溫度系數(shù)曲線圖、氙毒及釤毒隨功率變化時(shí)引起反應(yīng)性變化曲線圖等;同時(shí)在運(yùn)行手冊(cè)中設(shè)置了運(yùn)行管理章節(jié)，其中詳細(xì)介紹了反應(yīng)性控制的一些管理規(guī)定，從而使操縱人員在機(jī)組運(yùn)行及反應(yīng)控制操作時(shí)有理有據(jù)，避免重大失誤。

3.2 反應(yīng)堆重要控制調(diào)節(jié)

反應(yīng)堆控制的基本目的是使一回路所產(chǎn)生的功率與二回路所吸收的功率相等，同時(shí)保證一、二回路的溫度、壓力等熱工參數(shù)及堆芯功率分布等參數(shù)能滿足各方面要求。

這些要求包括：

（1）一回路平均溫度變化不能過(guò)大，以免一回路冷卻劑容積變化過(guò)大，需要比較大的穩(wěn)壓器來(lái)補(bǔ)償容積變化;

（2）避免上述同樣原因使一回路排出的待處理的液體容積增加;

（3）蒸汽發(fā)生器出口壓力不能過(guò)低，以免汽機(jī)效率降低、汽機(jī)末級(jí)葉片處蒸汽含水量過(guò)大;

（4）反應(yīng)堆功率變化的速度必須滿足一定的跟蹤電網(wǎng)負(fù)荷變化的要求;

（5）避免跟蹤電網(wǎng)負(fù)荷變化時(shí)控制棒組的移動(dòng)過(guò)多，造成過(guò)大的堆芯功率分布畸變。

反應(yīng)堆的控制調(diào)節(jié)是核電廠每個(gè)合格操縱人員應(yīng)知應(yīng)會(huì)的知識(shí)，是操縱人員培訓(xùn)的重點(diǎn)也是難點(diǎn)，因?yàn)榉磻?yīng)堆控制調(diào)節(jié)涉及的系統(tǒng)比較多，信號(hào)也比較繁雜，操縱人員需要在理解的基礎(chǔ)上牢記相關(guān)信號(hào)來(lái)源及動(dòng)作過(guò)程，從而保證機(jī)組能夠得到有效控制。

核電站重要的調(diào)節(jié)控制主要有：反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)、反應(yīng)堆溫度調(diào)節(jié)、一回路壓力調(diào)節(jié)、穩(wěn)壓器水位調(diào)節(jié)、SG水位調(diào)節(jié)、GRE調(diào)節(jié)、GCT調(diào)節(jié)。

下文以典型M310核電機(jī)組SG水位調(diào)節(jié)為例介紹運(yùn)行手冊(cè)相關(guān)內(nèi)容的開(kāi)發(fā)過(guò)程。

首先，介紹相關(guān)調(diào)節(jié)的目的。如設(shè)置蒸汽發(fā)生器水位調(diào)節(jié)系統(tǒng)的目的，就是為了維持蒸汽發(fā)生器二次側(cè)的水位在需求的整定值上。

其次，以邏輯簡(jiǎn)圖的方式方便易懂地羅列出相關(guān)控制的信號(hào)來(lái)源及調(diào)節(jié)控制過(guò)程。主給水調(diào)節(jié)控制分給水泵轉(zhuǎn)速調(diào)節(jié)系統(tǒng)和給水閥控制調(diào)節(jié)系統(tǒng)。給水泵轉(zhuǎn)速調(diào)節(jié)系統(tǒng)主要通過(guò)調(diào)節(jié)給水泵轉(zhuǎn)速來(lái)控制給水母管和蒸汽母管之壓降在規(guī)定值，其原理圖如下圖1。

給水閥控制調(diào)節(jié)系統(tǒng)則是以水位測(cè)量值于相應(yīng)功率整定的水位值偏差來(lái)控制給水閥的開(kāi)度，從而實(shí)現(xiàn)水位控制的目的，其調(diào)節(jié)原理圖如下：

運(yùn)行手冊(cè)中設(shè)置了反應(yīng)堆重要控制調(diào)節(jié)章節(jié)，對(duì)上述電站比較重要的控制保護(hù)均有分析介紹，同時(shí)采用如上文中分析SG水位調(diào)節(jié)的方式，使操縱人員能夠更加方便地對(duì)相關(guān)邏輯控制進(jìn)行查閱對(duì)照。

3.3 反應(yīng)堆保護(hù)

具體就安全功能而言，反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)不直接參與反應(yīng)性控制，余熱導(dǎo)出，放射性物質(zhì)包容，但作為支持系統(tǒng)對(duì)安全功能有貢獻(xiàn)。而其運(yùn)行功能是在系統(tǒng)正常運(yùn)行時(shí)，完成信息的傳遞功能，例如：中子通量參數(shù)、熱工水力參數(shù)、控制棒棒位參數(shù)等。此外，反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)持續(xù)監(jiān)視保護(hù)系統(tǒng)、安全系統(tǒng)的狀態(tài)，當(dāng)出現(xiàn)異常情況時(shí)，觸發(fā)相應(yīng)報(bào)警提醒操縱人員。

總體來(lái)說(shuō)，反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的功能是保護(hù)三道核安全屏障（即燃料包殼、一回路壓力邊界和安全殼）的完整性。作為核電站最重要的保護(hù)，反應(yīng)堆保護(hù)涉及的信號(hào)及系統(tǒng)也比較復(fù)雜，如專設(shè)安全設(shè)施啟動(dòng)信號(hào)、反應(yīng)堆跳堆保護(hù)信號(hào)等，為了方便操縱人員查閱相關(guān)信號(hào)，運(yùn)行手冊(cè)在開(kāi)發(fā)過(guò)程中專門設(shè)置一個(gè)章節(jié)，以邏輯簡(jiǎn)圖和表格的形式匯總了相關(guān)保護(hù)信號(hào)。邏輯簡(jiǎn)圖在上文中已有列舉，表格以專設(shè)安全設(shè)施的啟動(dòng)信號(hào)為例，具體如下表1。

運(yùn)行手冊(cè)開(kāi)發(fā)過(guò)程中，通過(guò)圖、表并用的方式，詳細(xì)的羅列總結(jié)出反應(yīng)堆保護(hù)相關(guān)的所有信號(hào)、邏輯，操縱人員在應(yīng)用過(guò)程中，大大提高了其效率。

3.4 嚴(yán)重事故技術(shù)支持

日本福島核事故后，國(guó)內(nèi)核電站根據(jù)相關(guān)經(jīng)驗(yàn)反饋均做了一些技術(shù)改進(jìn)，運(yùn)行手冊(cè)在設(shè)計(jì)開(kāi)發(fā)時(shí)，對(duì)電站的相關(guān)技術(shù)改進(jìn)進(jìn)行了研究，具體包括一回路應(yīng)急補(bǔ)水的改進(jìn)，也對(duì)該改進(jìn)后的影響作了相應(yīng)分析;移動(dòng)式應(yīng)急電源的改進(jìn);二回路應(yīng)急補(bǔ)水的改進(jìn);乏池應(yīng)急補(bǔ)水的改進(jìn)。通過(guò)增加上述內(nèi)容，操縱人員在學(xué)習(xí)了解相關(guān)技術(shù)改進(jìn)時(shí)更加全面準(zhǔn)確，為其在嚴(yán)重事故時(shí)能夠更安全的掌控核電機(jī)組提供技術(shù)支持。

4 結(jié)束語(yǔ)

綜上，核電站運(yùn)行手冊(cè)項(xiàng)目的開(kāi)發(fā)，通過(guò)設(shè)計(jì)不同的章節(jié)來(lái)涵蓋核電站運(yùn)行相關(guān)的主要內(nèi)容，突出了核電站的技術(shù)重點(diǎn)及難點(diǎn)。以圖表、邏輯簡(jiǎn)圖、文本等方式來(lái)呈現(xiàn)這些內(nèi)容，便于操縱人員及時(shí)準(zhǔn)確掌握機(jī)組狀態(tài)，保障機(jī)組安全穩(wěn)定運(yùn)行，在設(shè)計(jì)基礎(chǔ)事故及嚴(yán)重事故時(shí)能夠提供技術(shù)支持避免或緩解事故后果，保障公眾及環(huán)境免受危害。

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