AP1000核电厂应急规程E-0（停堆或安注）的研究

李 洋

（华能山东石岛湾核电有限公司,山东 威海 264312）

AP1000核电厂应急规程E-0（停堆或安注）的研究

李 洋

（华能山东石岛湾核电有限公司,山东 威海 264312）

西屋电气公司开发的AP1000技术，是三代核电技术的代表，该堆型采用重力、热传递、自然循环等非能动技术保证安全。在紧急停堆或者安注动作时，操纵员需要根据应急停堆规程E-0来处理，因此在AP1000技术体系里，E-0至关重要，是连接异常处理规程和应急规程的桥梁和纽带。通过E-0规程的处理和诊断，以征兆为导向，判断是否正常停堆、误触发安注，并诊断是否发生LOCA、SGTR或者二回路破口，然后跳转至最佳处理规程进一步处理，直至事故缓解，机组稳定。

E-0规程;AP1000;LOCA;SGTR;二回路破口

0 引言

西屋公司（Westinghouse）在AP600的基础上开发了AP1000，AP1000是Advanced Passive PWR的简称，1000为其功率水平（百万千瓦级）。核反应堆模拟机是一个重要设备，可模拟出各种各样事故和工况，用来培训练习反应堆操纵员处理机组事故的能力和水平。在模拟机技术规程中，停堆或安注规程，是AP1000规程体系中极其重要的组成部分。该规程在手动或自动触发反应堆停堆或S信号之后，为确认自动触发的安全系统和支持系统的响应提供指导，以评估电站工况，并确认合适的最佳恢复规程。因此，对E-0的研究，有助于运行人员全面认识和把握机组状态。

1 E-0整体分析

E-0规程主要分为三个部分：入口条件、主要操作（MAC）、跳转出口。

1.1 入口条件

各种入口条件可分为四类：

（1）通过超过反应堆停堆设定值或必要的条件确定需要反应堆停堆。

（2）通过电站报警和显示、中子通量仪表、以及控制棒位置指示确定已经发生反应堆停堆。

（3）通过超过S信号设定值或必要的条件确定需要S信号。

（4）通过电站报警和显示确定S信号已触发。

1.2 主要操作（MAC—Major Action Categories）

主要操作是整个规程的核心思想和主要思路， E-0规程主要操作分为三个：

首先确认自动动作是否动作。如果自动动作未动作，操纵员就要手动干预。比如步骤2中：需检查停堆断路器—断开，如果没有断开，则要执行右侧，手动干预DAS保证停堆。

其次，操纵员要诊断事故，是误停堆、误触发S信号，还是发生正常停堆、LOCA、SGTR、二回路破口。根据诊断出的事故，跳转到合适的处理规程进行事故处理。

最后，当某个事故处理后，会回到E-0继续循环诊断，判断是否发生其他事故。

1.3 跳转出口

E-0是一个诊断事故的规程，不能处理事故，需要根据规程指导跳转到事故处理规程进行处理。比如发生SGTR，在E-0中会根据SGTR的现象和征兆诊断出来，然后跳转到SGTR（E-3）规程处理。

2 E-0处理流程

只要发生停堆，就要进入E-0按规程、按步骤处理。其核心思想是首先确认停堆正常，其次诊断发生什么事故，然后跳转至合适的最佳恢复规程——LOCA、SGTR还是二回路破口，最后在E-0或者其他规程保持反应堆安全，机组稳定。

2.1 停堆后确认自动动作

停堆或安注情况下，操纵员进入E-0规程。确认停堆停机之后，操纵员检查是否S信号出现或应该出现。

停堆和安注S信号触发后的主要自动动作有：停堆断路器断开、中子通量降低、汽轮机主汽门和主调门关闭、S信号显示已触发等。

如果上述自动动作未动作正常，操纵员就应该手动干预。

2.2 故障诊断

E-0确定停堆或安注动作正常响应后，就开始诊断故障。在核电站中，经常发生的故障有一回路破口LOCA、蒸汽发生器传热管破口SGTR和二回路破口。

许多参数在反应堆冷却剂丧失、二回路冷却剂丧失和蒸汽发生器传热管破裂时的表现相似。例如在三种情况下反应堆冷却剂系统（RCS）的压力都降低。用于诊断三种主要事故类别是通过失效时最有代表性的征兆。判断二回路破口是通过二回路压力不可控降低或任一蒸汽发生器完全失压。判断一回路向二回路泄漏是通过二回路放射性异常。判断一回路冷却剂泄漏至安全壳是通过安全壳压力、地坑水位或放射性异常。

如果初始征兆不能诊断事故，检查其它征兆。如果初始没有发现失效，操纵员将重复诊断步骤直到观察到失效或者满足终止非能动安全系统的准则。针对这三种典型的故障，分别有响应的判据诊断。

2.2.1 一回路破口

一回路破口分为大破口和小破口。大破口会引起一回路压力下降而触发ADS123级动作。所以ADS123级动作，是一种判据，表明肯定是发生大破口。小破口，ADS123级不会触发，需要通过其他参数判断。发生小破口时，一回路冷却剂进入安全壳，必定引起安全壳压力升高、湿度升高、放射性升高、地坑液位升高，因此上述现象可作为小破口的判据。

2.2.2 二回路破口

二回路发生破口，蒸汽大量流失，造成蒸汽发生器泄压、甚至完全失压，该现象作为判据。

2.2.3 SGTR

发生SGTR，一回路放射性进入二回路，可能对二回路和外部环境造成放射性污染。二回路蒸汽管线和排污管线设置有放射性监测器，如果检测到放射性，说明发生SGTR。另外，当蒸汽发生器液位不可控上升，表明一回路冷却剂正在通过破口的传热管进入二回路，也可作为SGTR判断依据。

2.3 跳至最佳恢复规程

发生停堆或安注事故后，在E-0进行简单的处理并事故诊断，之后根据具体事故跳转到合适的恢复规程来处理相关事故。

对于每一项可能发生的事故，或者叠加事故，在E-0规程诊断出来后，会跳转到最佳恢复规程，处理序列如表1。

表1

3 浅析E-0规程关键操作

在E-0规程执行过程中，有若干个十分关键的步骤，这些步骤的执行与否、判断正确与否，直接关系到整个故障处理的走向。

3.1 步骤2——检查反应堆已经停堆

必须确认停堆以确保RCS热量仅来自衰变热和RCP热量。事故期间保护电站的安注系统的设计是假设只有衰变热进入RCS。如果仍然没有停堆，转至FR-S.1（裂变功率产生——ATWS响应）以处理未能紧急停堆的预期瞬态工况。

为了提供决定反应堆是否停堆的符合准则，红色通道的F-0（次临界状态树）值在RNO进行说明。如果中子通量不小于5%，反应堆没有停堆并且转至FR-S.1以缓解事故是适用的。

3.2 步骤4——检查安注S信号已触发

操纵员应该检查是否已经触发S信号或者是否只是单独触发停堆信号。操纵员也应评价是否需要触发S信号但是却没有触发（例如：低稳压器压力S信号被闭锁并且RCS压力快速持续下降）。如果不需要触发S信号，操纵员转至规程ES-0.1（停堆响应）。这一步的目的是检查S信号触发而不是收到S信号的特定设备的响应。

3.3 步骤24——检查蒸汽发生器液位大于26%或PRHR流量大于175m³/h

收到S信号时，安全相关PRHR热交换器出口调节阀打开。最小显示流量的出现确定PRHR是否投运以提供安全相关余热排出。如果PRHR未投运，启动给水提供非安全相关余热排出。如果没有建立充分的余热排出，必须转至FR-H.1（热阱丧失响应）以建立替代的给水水源或替代的热阱。

3.4 步骤33——执行F-0（关键安全功能状态树）

这一步给出明确指令监测状态树。确认自动动作之后设置这条指令确保电站设备运行正常。这些步骤在检查状态树之前执行，因为安全设备的正常运行是防止或纠正对关键安全功能造成冲击的首要手段。由于设备故障对关键安全功能的任何极端冲击会被指引至明确的在E-0确认自动动作步骤之外的瞬态。

3.5 步骤34——检查SG二次侧压力边界完整性

SG压力不可控降低或完全失压（接近安全壳或大气压力）表明二次侧压力边界丧失。使用E-2（故障蒸汽发生器隔离）执行隔离。

3.6 步骤35——检查SG传热管完整性

汽轮机厂房排风放射性异常、SG排污放射性、或主蒸汽管线放射性表明一次侧至二次侧泄漏。由于SG液位的不可控上升，故障SG也可能很明显。应对蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）的最佳恢复参见E-3（蒸汽发生器传热管破裂）。

3.7 步骤37——检查RCS一回路压力边界完整性

安全壳放射性、压力或液位异常表明安全壳内高能管线破裂。由于之前步骤已经确认SG没有故障，则一定是RCS破口。对于小破口，一段时间内安全壳压力和液位可能不会增加；但是安全壳放射性是明显的。在RCS破口时使用E-1（一回路或二回路冷却剂丧失）。

3.8 步骤43——检查是否应该触发 ADS第 1-3级

如果操纵员已经执行到这一步，则可能仍旧需要非能动安全系统；因此操纵员检查是否应触发自动降压系统（ADS）。如果CMT液位不能维持在第一级ADS触发设定值以上或RCS热管段液位低，则需要触发ADS。如果需要触发ADS，则操纵员使用追加规程ES-1.3（自动卸压系统1至3级触发响应）确保前三级ADS已经正常运行。第一级ADS初始触发之后，分别经过各自的时间延时，第二级和第三级ADS分别被触发。

4 结论

目前国内除了海阳和三门正在建设AP1000机组，后续将有多个厂址开工。因此，对该技术类型核电的运行规程的研究，很有意义。在所有规程中，由于E-0规程处理是核电模拟机培训最重要的，所以每一步的执行都关系事故走向和机组稳定，是核反应堆事故工况分析和研究的最佳参考依据，因此对该规程的研究和学习，能够极大提升对整个规程体系的理解能力，也有助于理解AP1000非能动技术的理念。

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[2]Westinghouse Electric Co. LLC.APP-GW-GEE-286.

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[4]Westinghouse规 程 文 件 .Emergency Operating Procedure. REACTOR TRIP OR SAFEGUARDS ACTUATION.

[5]章旋,茆荣,曹建亭.核电站全范围模拟机关键技术探讨[J].热力发电,2011,40(01)：16-18.

10.16640/j.cnki.37-1222/t.2016.22.138

李洋(1988-)，男，助理工程师，主要从事压水堆运行与控制工作。