机组状态诊断预测方法研究

贾玉强　谢自彬

【摘 要】核电站最重要的是保证核安全，能否及时诊断异常工况并及时控制，是预防严重事故的第一步，能否及时预测出事故发展的方向并采取及时有效干预措施将反应堆置于安全受控状态的重要一步。本文从聚焦核安全三道屏障入手，分析研究了在事故工况下围绕机组核安全开展的3D/3P方法，为运行和技术人员正确判断核安全状态提供了诊断和预测方法。

【关键词】三道屏障；诊断与预测方法；分析研究；实践应用

中图分类号： TM31 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2018）35-0023-005

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2018.35.011

0 前言

核电站的系统部件或设备出现异常后如果处理及时、正确，就会化险为夷，如果处理不及时、不正确，就可能将异常扩大，甚至会导致燃料元件损坏或堆芯部分熔化、放射性物质向环境释放的事故。而操纵员能否对机组瞬变做出及时响应取决于对机组状态的正确判断，在多种事故和故障叠加的情况下由于所使用的规程的局限性，需要运行和技术人员综合各种参数进行诊断和预测，以便以最快的速度消除安全威胁，将机组置于安全受控的状态。本文从聚焦核安全入手，以M310型机组为例，分析研究了3D/3P方法（3：三道屏障，D：诊断，P：预测）为电站运行和技术人员正确判断核安全状态提供了诊断和预测方法。

1 三道屏障诊断预测（3D/3P）方法

1.1 三道屏障

在核电站设计中，在放射性产物和环境之间设置有三道物理屏障，第一道屏障由燃料棒包壳和燃料基体构成，第二道屏障由反应堆冷却剂压力边界构成，第三道屏障则由反应堆厂房和隔离核蒸汽供应系统与环境的延伸部分构成。这是基于纵深防御的原则来从设计上来确保核电站的核安全。

1.2 3D/3P方法简介

1.2.1 三道屏障的诊断与预测，包括诊断与预测两个方面。

1）诊断过程主要是基于各种特定参数的测量值按照下述方法进行：首先借助于对发生事故机组及环境监测所得到的数据评价燃料元件和三道屏障（燃料包壳、一回路边界、安全壳）状态及放射性泄漏途径；判断次临界、一回路水装量、一回路余热排出及安全壳的安全功能状态，列出启用的安全相关设备和系统。

2）预测过程涉及以下几个方面：运行操纵员按规程采取的行动；具备安全功能的各系统的可用性；技术人员通过使用各种图表或微机程序估计一回路边界和安全壳的变化趋势。预测的结果为评价在若干时间后的燃料元件和三道屏障的状态、放射性物质的泄漏途径，这些信息可用于在未来二十四小时内放射性释放量（源项）的估计。

1.2.2 围绕三道屏障的安全功能

1）与第一道屏障相关的安全功能

（1）包壳和燃料的完整性能够得到保证的条件是其温度不会超过一定阈值，有两种现象可能导致包壳温度的增加：反应堆堆芯产生的能量过度增加和（或）燃料冷却系统遭到破坏。

（2）为了防止在堆芯产生过高的能量，反应堆堆芯必须维持在临界或次临界工况，必须保证的一个功能是“次临界”功能。

（3）为了保证燃料连续冷却，需要通过一回路中作为冷却剂的水能将功率从堆芯移到蒸汽发生器或余热排除系统热交换器，因此为保证燃料完整性的另一个功能是“一回路系统水装量”功能。

2）与第二道屏障相关的安全功能

（1）为了保证第二道屏障的完整性，必须要保证“从反应堆冷却剂系统排出热量”这一功能。

（2）此外，对于M310型机组一回路主泵轴封的损坏也可能造成第二道屏障被破坏。

3）与第三道屏障相关的安全功能

（1）“安全壳”功能包括用于保证第三道屏障完整性的所有工况。事实上，这个安全功能可分解为几个不同的功能：

“反应堆厂房隔离系统有效性”安全功能，

“从反应堆厂房移出热量”安全功能，

“控制反应堆厂房大气成分”安全功能，

1.3 3D/3P方法的研究分析

1.3.1 第一道屏障的確定

根据实践经验，利用下述参数来迅速确定堆芯工况，即迅速确定燃料是否有任何损坏：

1）堆芯出口达到的最高温度

用堆芯出口达到的最高温度值（TRICmax）能定性判断燃料的损坏状况。评价中采用的阈值如下图所示，其中700℃和1100℃分别用来指示包壳破损和堆芯熔化开始的温度值。

图1 堆芯温度表征的堆芯损坏状况

需要强调是堆芯温度TRIC测量范围（宽量程）的上限是1200℃，超过这个值，测量无效。此外，还应该注意用连续的TRIC数据才能得到一个确定的结论（由于温度峰值可能存在于两个连续采集的数据之间）同样，如果TRIC测量值超过上面规定的某一个阈值，也需要通过其它可得到的参数（如反应堆厂房剂量率或烟囱处测量的活性）的变化趋势来确认堆芯可能的损坏。

2）在一回路系统和反应堆厂房的剂量率测量数值

一回路系统的放射性水平测量可以通过核取样系统回路进行，但在事故情况下，反应堆厂房隔离A阶段有一部分核取样系统被隔离，在反应堆厂房隔离B阶段另一部分也被隔离。因此，在确认堆芯损坏后就不能应用该测量。另一测量参数，即反应堆厂房的剂量率，可以认为是能够保持最长可用时间的测量参数。

如果反应堆厂房内测量的剂量率保持在0.02Gy/h（2rad/h）以下，则认为堆芯是完好的。反应堆厂房剂量率升高则表明燃料开始破损。通过用剂量率达到的最大值和估算的事故特征曲线（100%包壳破损，100%堆芯熔化）进行比较，可得到堆芯损伤率的估算值。下图是用来确定堆芯状态的曲线。

图2 利用安全壳内部剂量率表征的堆芯损坏状况

3）烟囱的放射性活度测量

烟囱处测量的放射性活度虽然速度较慢，但也能用来确认燃料的状况。首先需要核实有气流通过烟囱；其次，在烟囱处记录的活度变化的最大值必须和特征事故曲线（100%包壳破损，100%堆芯熔化）进行比较。

1.3.2 第二道屏障的确定

1）识别破口

這类破口可以利用以下几个现象（或参数），并通过分析各设备参数之间的相互关系来识别反应堆厂房内发生的一回路破口：

一回路压力降低；

欠热度（ΔT饱和）减小；

稳压器水位下降；

反应堆压力容器内水位可能下降；

反应堆厂房内压力和温度增加；

反应堆厂房地坑内高水位信号出现

换料水箱内水位降低；

在燃料破损情况下反应堆厂房内剂量率增加。

2）破口位置的确定

实际上，破口位置的确认难度很大，根据研究分析，推荐采用如下判断方法：

（1）破口在稳压器：如果在稳压器几块冗余的水位计存在不一致，则可以考虑稳压器上可能存在破口。

（2）破口在压力容器上封头：这个位置是反应堆压力容器水位指示的位置，在破口发生时，发现反应堆压力容器水位测量值出现一个大的峰值。

（3）破口在压力容器下封头：当这类破口发生时，由于蒸汽的存在，反应堆厂房底部可能触发火灾报警。此外，在控制室屏幕上出现的一些报警也可能证实在压力容器下封头上一些管线的支撑部位存在破口。

（4）一次侧/二次侧破裂：主要特征如下：在反应堆自动停堆前蒸汽发生器蒸汽管线上测得的活性增加；蒸汽发生器排污系统上的活性测量值增加，活性的增加超过20倍才认为发生了泄漏，在从凝汽器抽取未凝结蒸汽的管线处的活性测量值增加，得到的测量值必须大于初始活性的100倍，才认为出现了SGTR事故。SGTR事故还有以下特征：事故相关的蒸汽发生器压力增加；事故相关的蒸汽发生器水位增加；一回路压力降低。

1.3.3 第三道屏障的确定

反应堆厂房密封性的评估和泄漏路径的确定建立在：

1）根据来自反应堆厂房隔离系统A阶段和B阶段隔离信号对反应堆厂房贯穿件隔离状况的详细分析；

2）通风机运行工况下对有关系统的放射性活度的测量，分析；

3）对“敏感贯穿件”的系统性监测；这些贯穿件是指向外打开的贯穿件（反应堆厂房气闸门和设备闸门房间）以及包含有放射性流体的贯穿件（RIS，EAS再循环贯穿件等）。EDF机组的运行经验已经表明反应堆厂房气闸门有发生密封故障的可能。因此，需要特别注意监测这些贯穿件。

4）对厂区放射性监测系统和环境测量得到测量值以及有关设备提供的监测数据（例如SGTR+SLB的事故，核辅助厂房烟囱活性）进行分析。

1.3.4 对安全功能及其相关系统的分析与确定

1）与第一道屏障相关的安全功能及其相关系统

（1）“次临界”安全功能

有两种方式可以保持堆芯在次临界：

控制棒下插；

一回路系统加硼。

为了评价次临界功能的状态，需要关注以下参数：

控制棒的位置；

由中间量程通道提供的中子通量测量值；

一回路系统硼浓度的测量值（或估算值）。

一回路泵的运行保证了一回路系统中硼浓度的均匀性。另一方面，如果一回路没有强迫循环，可能形成清水团，这种情况是不能识别的，评价人员必须特别警惕在某一环路中循环被堵塞的情况（例如SG排空）。

能够保证有足够负反应性裕度的系统是：

控制棒系统；

将含硼水注入到一回路系统的所有系统：

RIS系统（安注和中压安注箱）；

REA-RCV系统（硼补给系统与化容系统）；

防稀释闭锁装置。

如果我们关注RIS-REA-RCV系统的可用性，则需要核查可用的硼浓度水的贮存量以及计划注入的通道。

（2）“水装量”安全功能

通过检验稳压器水位，反应堆压力容器水位和反应堆冷却剂系统的欠热度（ΔT饱和）来确定该安全功能的状态。

下图详述了根据获得的稳压器和水位来判断“水装量”功能的处于各种状态的准则：

图3 稳压器水装量与欠热度表征的堆芯状况

图4 压力容器水位与欠热度表征的堆芯状况

与“水装量”安全功能相关的系统以及与注入到一回路系统的管线和泵设施有关的系统是我们必须关注的，了解水贮存情况就能确定“水装量”安全功能的可持续的时间。

必须评估注水系统在未来的可用性，可用性的评价主要根据对这些系统使用情况的预测，特别要根据来自反应堆保护命令或运行规程来进行预测。根据正在注入的流量能够评估贮存的水量排空的时间（特别是换料水箱）。关于注入设施，有必要评估电源和气源将来的可用性，在不可能排出反应堆厂房中的能量，特别是不能控制地坑中水的温度的情况下，需要评估在由于输送来的水温增加而使注射设施丧失以前的剩余时间。在失去某些通风系统的情况下，也必须估算处于非通风区的泵停运之前的剩余时间。

2）与第二道屏障相关的安全功能及其相关系统

与该功能相关的系统有：蒸汽发生器，用于一回路冲排配置的安全注入系统和稳压器卸压管线系统。在预测阶段，需要评价用于从反应堆冷却剂系统排出热量的系统在未来的可用性。还有必要根据正在发生的事故情况以及对可能缓解事故设施（例如切换到一回路排泄配置的安注—稳压器卸压管线）的研究，评估水箱（蒸汽发生器，ASG或PTR水箱等）排空前的时间。

3）与第三道屏障相关的安全功能及其相关系统

（1）“反应堆厂房隔离系统有效性”安全功能的状态通过检查下列内容来确定：

反应堆贯穿件阀门的位置；

操作隔离阀电源的可用性；

反应堆厂房气闸门和设备闸门房间关闭或未关閉；

废物箱可用容量；

在SGTR情况下，受影响的蒸汽发生器的压力和反应堆厂房参数，以便探测二回路管道可能的破裂（SLB）或阀门的开启；

非能动的氢气复合系统能控制反应堆厂房氢气的成分，减少氢气燃烧的风险。

1.4 3D/3P方法的实践应用

我们设计了针对性的表格，在填写3D/3P表格时，每一次都必须从评价各道屏障的状态开始。实际上，3D/3P方法也是一种系统的诊断机组状态的手段，可用于探测任何可能的尚未确认的新的事件。

一旦屏障的状态被确定，评价人员将关注相关的安全功能以及控制这些功能的系统。整个诊断过程实际上是通过评估机组可测量参数的变化来做出结论的。

当对机组的诊断完成后，并且只有这时评价人员才将注意力放在考虑系统将来的可用性上，以便确定安全功能将来的状态，并最终确定屏障的状态。

完成3D/3P表格的过程必须是参与人员之间讨论的过程，每个成员都参与完成与他们相关的一部分表格内容。能将信息传送到该组的每个成员，能得到每个专业的人员的观点，特别是能了解以前评估过的可能再发生的事件，并一起做出必须进行哪些鉴定的决策。

以下为诊断与预测方法使用的的表格模板。

1.4.1 第一道屏障状态的描述

□包壳无破损；

□包壳破损；

□堆芯熔化。

“包壳无破损”工况即堆芯完好。

一旦发现包壳损坏则属于“包壳破损”工况，一旦发现大部分易挥发的裂变产物从燃料中逸出则认为是“堆芯熔化”工况。

1.4.2 第二道屏障状态的描述

□完好；

□有疑问；

□一回路破口。

在一回路失水事故下，评价人员必须确定破口位置是否属于下述情况之一：

□反应堆厂房内的破口；

□一根或几根稳压器卸压管线自发或非自发地打开；

□反应堆厂房外的一回路破口；

□蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）（一次侧/二次侧破裂）。

1.4.3 第三道屏障状态的描述

□正常泄漏；

□可收集的泄漏；

□不可收集的泄漏；

1.4.4 “次临界”安全功能的描述

□宽裕的，如果负反应性裕量足够大；

□较弱的，如果负反应性裕量刚好足以补偿冷却和可能的稀释；

□可疑，如果没有方法可以用以评估堆芯反应性。

1.4.5 “水装量”安全功能的描述

□满意：有足够的水装量淹没堆芯；

□降级：一回路冷却剂泄漏但仍然能够淹没堆芯；

□堆芯裸露：一回路冷却剂流失导致堆芯裸露；

□可疑：没有方法和资料进行评估。

1.4.6 “反应堆冷却剂系统中排出热量”安全功能的描述

□充分；

□不足；

□可控；

□不可控；

□可疑。

作为例子，让我们考虑一回路小破口的情况。首先，使用汽机旁路系统能使一回路系统受控地冷却和降压。该安全功能则被确定为“充分和可控”工况。然后，如果降压条件已达到，而RRA系统连接准则还没有达到并且蒸汽大气排放阀已完全打开，这时冷却系统则以它自己的速率运行冷却，主控室的操纵员不再拥有可保持冷却速率的手段。因此这时该安全功能的工况是“充分但不可控”。最后，一旦RRA投入运行，操纵员又能影响冷却的速度，这时“从反应堆冷却剂系统排出热量”安全功能又变成了“充分和可控”工况。也能援引一回路大破口的例子，此时该安全功能将是“充分但不可控”，冷却主要由破口支配。

1.4.7 “安全壳”安全功能的描述

和第三道屏障相关的安全功能是“安全壳”功能，这个功能有以下几种工况：

安全的：指安全壳的泄漏率属于正常泄漏率范围；

不提供安全壳功能：指安全壳被旁路；

可疑：没有手段进行评估。

2 结论

事故工况下采用三道屏障诊断与预测的方法（3D/3P），采用标准化的表格列出需要考虑的次临界、水装量、余热排除、安全壳等方面，使得整个诊断过程有的放矢，重点突出，思路清晰，该方法得到了使用者的肯定，值得推广。

【参考文献】

[1]《机组状态诊断和堆芯损伤评价管理》，福建福清核电厂，EP-FM-211.