核仪表系统系数设置影响因素分析

徐良剑，任春明

（中国核动力研究设计院，四川 成都 610041）

核仪表系统系数设置影响因素分析

徐良剑，任春明

（中国核动力研究设计院，四川 成都 610041）

核电厂在投入商业运行前，需进行一系列的调试试验确保系统和运行的可靠性。2010年8月，某百万千瓦级核电厂在50%FP甩负荷到厂用电的调试中意外停堆，导致停运两天，拖延了试验的进度。经现场分析发现意外停堆与RPN系数设置不当有关。中国核动力研究设计院快速响应并对事件原因进行了分析，提出了新的RPN系数，顺利完成了50%FP和100%FP甩负荷到厂用电试验。文章首先分析了RPN系数对中子注量率变化率计算的影响，然后分析了影响RPN系数设置的主要因素，给出了RPN系数设置的基本原则，为后续电站的调试试验与运行提供了参考，以避免同类事件再次发生。

甩负荷；意外停堆；RPN

核电厂利用核裂变反应产生的能量来发电，除了与常规火电厂类似的汽轮发电机组（简称汽轮机组），又有其特有的核反应堆。为了保证核电厂运行的经济性及安全性，核电厂有大量的冗余机构和辅助设备。核电厂在投入商业运行前会进行一系列的调试试验来保证这些机构和设备在核电厂运行中的可靠性。

2010年8月，某百万千瓦级核电厂在50%满功率（50%FP）初始功率甩负荷到厂用电调试试验时，意外触发中子注量率变化率高信号停堆，导致调试暂停。甩负荷到厂用电瞬态是假设机组在某一初始功率稳定运行时，由于某种原因，超高压断路器突然跳闸，汽轮机组与电网解列脱开。汽轮机组的负荷只剩下厂用电负荷，约5% FP。该瞬态属于正常运行时可能出现的瞬态，机组应能承受这一恶劣的瞬态过程而不停堆。由于50%FP初始功率甩负荷到厂用电试验意外停堆的原因分析和评价将是90%FP释放点的重点关注问题，且会影响到100%FP初始功率甩负荷到厂用电试验，需及时找出问题并解决。经初步分析，发现意外停堆是由于核仪表系统（RPN）系数设置不当引起的。在通过一系列分析确定了新的RPN系数后，试验顺利完成。

文章针对甩负荷到厂用电停堆事件，首先分析了RPN系数对中子注量率变化率计算的影响，然后分析了影响RPN系数设置的主要因素，给出了RPN系数设置的基本原则，为后续电站的RPN系数设置提供参考，避免再次出现意外停堆事件。

1 RPN系数描述

核仪表系统利用布置在反应堆压力容器外的一套核探测器对中子注量率进行测量，持续监测反应堆功率水平和功率分布的变化。RPN系统在中子注量率高和中子注量率变化太快时均会触发反应堆停堆保护。在核电厂的运行中，当发生落棒和弹棒等快速反应性引入事故时，需要中子注量率变化快信号及时停堆保护；但出于经济性考虑，如出现甩负荷到厂用电等引起较快中子注量率变化的正常运行瞬态时，又需避免触发中子注量率变化快，信号引起误停堆。因此，在RPN系统功率量程中子注量率变化率计算通道中引入修正因子来兼顾安全性和经济性。这个修正因子被称为RPN系数。

RPN系数分为平均温度修正系数与主泵转速修正系数，修正原理见图1。其中，平均温度修正系数主要影响中子注量率的正偏离校准，即将中子注量率变化率抬高，远离中子注量率变化率低信号整定值；主泵转速修正系数主要影响中子注量率的负偏离校准，即将中子注量率变化率降低，远离中子注量率变化率高信号整定值。

图 1 中子注量率变化率校正通道原理图Fig.1 Nuclear flux rate correction principle

2 模拟程序

本次分析中采用CATIA2程序进行瞬态模拟。

CATIA2程序适用于压水堆正常瞬态及特定事故瞬态，包括I、Ⅱ类瞬态及控制通道的优化等。该程序将反应堆一回路模拟为一个等效冷却剂环路，包括堆芯、热段、二次侧系统、冷段、主泵、压力容器等部件，其中二次侧系统包括蒸汽发生器和给水系统。该程序可以模拟大部分的控制与保护系统，在模拟功率量程中子注量率变化率时，可以考虑平均温度和泵速修正系数。

3 瞬态模拟与分析

甩负荷到厂用电是正常运行瞬态中负荷变化最大、最迅速的瞬态之一，在设计中通常选取该瞬态作为RPN系数取值的参考瞬态。

以该核电厂的CATIA2建模数据为基础，对不同条件下的甩负荷到厂用电瞬态进行了模拟，分析了RPN系数对中子注量率变化率计算的影响，并分别讨论了寿期和功率水平对RPN系数设置的影响。

图2是寿期末从100%FP初始功率甩负荷到厂用电工况的中子注量率变化率曲线，给出了同时考虑温度转速修正、不考虑温度和泵速修正、仅考虑温度修正和仅考虑泵速修正4种工况的结果。

从图2中可以看出，如果不考虑平均温度和泵速修正系数，中子注量率变化率正峰值接近+6%/s，负峰值已经达到-6%/s，均已超过中子注量率变化快紧急停堆信号±5%/s的整定值，将会触发停堆。当考虑了平均温度修正系数后，可以看出中子注量率变化率负峰值被抬高了，但该系数对降低中子注量率变化率正峰值无贡献，并抬高了负峰值之后的较小的正波动的峰值。而考虑泵速修正系数后，中子注量率变化率正峰值大幅下降，同时对中子注量率变化率负峰值也有一定的影响。当同时考虑平均温度和泵速修正系数时，中子注量率变化率被修正回正、负整定值范围内，满足运行要求。对中子注量率变化率正、负峰值的修正程度取决于两个修正系数取值的大小，修正不足或修正过量都有可能引起中子注量率变化率超过整定值而触发停堆。

由于RPN系数是在反应堆启动时便引入的，同一套RPN系数需覆盖反应堆整个寿期的各个燃耗步，但各燃耗步由于中子学参数不尽相同，中子注量率变化率曲线也会不同。图3给出了该核电厂未考虑平均温度和泵速修正的寿期初、25%寿期、50%寿期、75%寿期和寿期末中子注量率变化率曲线的比较。

从图3可以看出从寿期初到寿期末瞬态过程中的中子注量率变化差别非常大。寿期初中子注量率正、负峰值都偏小，随着燃耗的加深，中子注量率的波动越来越大，并且各燃耗的负峰值（绝对值）均大于正峰值。对寿期末来说，正、负峰值都需要修正，特别是负峰值。负峰值主要是通过平均温度系数来修正。但如果温度修正系数过大，在修正了寿期末负峰值的同时，会使得寿期初负峰值之后的正波动峰值变大，甚至可能触发中子注量率正变化率高停堆。图4给出了寿期初100%FP初始功率甩负荷到厂用电中子注量率变化曲线，计算中使用的RPN系数与寿期末计算（见图2）是同一套值。从图4可以很明显地看出负峰值后的较小的正波动被显著地抬高了。

根据该核电厂的现场数据来分析，停堆是由中子注量率正变化率快信号引起的，很大可能是温度修正过大造成的。这增加了确定RPN系数的难度，在修正寿期末的同时需兼顾对寿期初的影响，不能矫枉过正。

图2 寿期末100%FP初始功率甩负荷到厂用电中子注量率变化曲线Fig.2 Nuclear flux rate curve of load rejection to houseload condition of 100%FP initial power at EOL

图3 不同寿期100%FP初始功率甩负荷到厂用电中子注量率变化曲线Fig.3 Nuclear flux rate curve of load rejection to houseload condition of 100%FP initial power at different burnup

图4 寿期初100%FP初始功率甩负荷到厂用电中子注量率变化曲线Fig.4 Nuclear flux rate curve of load rejection to houseload condition of 100%FP initial power at BLX

另一方面，由于甩负荷到厂用电瞬态可能发生在任一功率水平，调试试验也会分别进行50%FP和100%FP初始功率的甩负荷到厂用电瞬态试验（该电厂是在50%FP甩负荷到厂用电时停堆的），RPN系数还应该能包络各功率水平。图5给出了寿期初分别从100%FP和50%FP初始功率甩负荷到厂用电的中子注量率变化曲线。

一般说来，100%FP初始功率甩负荷引起的中子注量率的波动是最大的，其余功率水平应能被该工况包络，但分析时仍应给予关注。

图5 寿期初100%FP和50%FP初始功率甩负荷到厂用电中子注量率变化曲线Fig.5 Nuclear flux rate curve of load rejection to houseload condition of 50%FP and 100%FP initial power at BLX

4 对事故分析影响

核电厂反应堆跟中子注量率相关的紧急停堆信号通道也是经过RPN系数的修正的，需考虑其对事故进程中停堆信号的产生带来的影响。

在用到中子注量率正、负变化率快紧急停堆信号的事故中，主泵转速是没有变化的，主泵转速的修正项不起作用。平均温度修正项的影响分两方面论述：对控制棒组件弹出等堆芯平均温度上升的事故，堆芯平均温度变化为正，温度平均温度修正将原本就在上升的中子注量率变化率抬得更高，会更早触发中子注量率正变化率高紧急停堆信号；对落棒等堆芯平均温度下降的事故，堆芯平均温度变化为负，平均温度修正会将原本就在下降的中子注量率变化率压得更低，会更早触发中子注量率负变化率高紧急停堆信号。

这样，在核电厂实际发生事故需通过中子注量率正、负变化率快紧急停堆信号停堆时，RPN系数的修正都会导致更早的停堆，对堆芯安全是有利的；而在事故分析中，则没有考虑RPN系数的修正，这样做是保守的。

5 结论

通过以上的分析可以看出RPN系数对避免寿期末发生甩负荷到厂用电瞬态引起误停堆有着重要的作用，而同一套RPN系数需覆盖不同寿期、不同功率水平，因此在系数的设置上应综合考虑各方面影响因素。首先可参考已经商运的同类型核电厂的相关参数值，在此基础上用本电厂的CATIA2建模数据进行瞬态的模拟。瞬态的模拟应针对所进行试验的不同初始功率并同时对不同寿期进行分析。综合参考值和瞬态模拟结果，选取适当的RPN系数，在保证寿期末瞬态通过的情况下避免修正过多引起寿期初甩负荷到厂用电试验的意外停堆。同时需注意的是，用程序模拟的瞬态与电厂实际情况会有一些差距，RPN系数的取值也应对此考虑适当的裕量。

The Inf l uence of RPN Coeff i cient on Normal Operation Transient and Safety Analysis

XU Liang-jian，REN Chun-ming
（Nuclear Power Institute of China，Chengdu of Sichuan Prov. 610041，China）

Before commercial operation of nuclear power plants, a series of pre-operational tests should be carried out to verify the reliability of the redundant components and auxiliary equipment. In August2 010, in pre-operational tests of certain 1000 MW nuclear power plant, an unexpected reactor trip occurred during 50%FP load rejection to houseload condition and the progress of the test was delayed for two days. After site analysis, the reason of the unexpected reactor trip was that the RPN coefficient was inappropriate. The response of Nuclear Power Institute of China was fast and new RPN coefficient was raised, then the load rejection to houseload condition from 50%FP and 100%FP initial power were successfully completed. Based on this incident, the influence of the RPN coefficient on nuclear flux rate and reactor safety, and the basic principles to set RPN coefficient are discussed.

load rejection to houseload；unexpected reactor trip；RPN

TL35 Article character：A Article ID：1674-1617(2013)04-0316-05

TL35

A

1674-1617(2013)04-0316-05

2013-06-28

徐良剑（1980—），女，四川人，工程师，从事反应堆热工水力和安全分析方面工作。