CPR1000机组失去全部报警指示应急行动水平优化研究

2019-03-07蔡二灵许俊俊

中小企业管理与科技 2019年3期

蔡二灵，许俊俊

（1.大亚湾核电运营管理有限责任公司，广东深圳 518124；2.苏州热工研究院有限公司，广东深圳 518000）

1 背景

我国核电厂的应急状态分为应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急4个级别。在发生异常事件时，核电厂运行人员和场内应急指挥可根据应急初始条件（IC）确定是否进入应急状态和进入哪一等级的应急状态。参照我国相关标准和美国导则NEI99-01，将应急初始条件按照其性质分为4个识别类：A类（辐射水平或放射性流出物异常）、F类（裂变产物屏障降级）、H类（影响电厂安全的危害和其他事件）、S类（系统故障）。

对于某个IC预先确定的并可观察或测得的某个核电厂特有的阈值或判据称之为应急行动水平（EAL），核电厂的应急行动水平是核电厂进行应急状态分级的关键依据。2017年3月，美国Cook 1号机组由于服务器故障引起的主控室丧失报警功能超过15分钟异常事件导致电厂进入应急计划。本文就该事件进行经验反馈，针对我国CPR1000机组失去全部报警指示涉及的应急行动水平展开研究。

2 CPR1000机组EAL-SU3现状

我国CPR1000机组的EAL体系大多采用NEI99-01（第5版）为依据编写。如果发生美国Cook 1号机类似故障，在机组正常运行时DCS服务器故障导致主控室失去全部报警信号和指示信号超过15分钟。按照当前的应急行动矩阵（见表1），只有满足EAL-SU3.1的情况下，才会进去IC-SU3。该事件虽然满足应急初始条件IC-SU3，但根据EAL-SU3.1无法及时进入对应的应急状态。EAL-SU3.1给出的判断条件仅是进入ICSU3的原因之一，并不能包络所有情况。制定合理的IC和EAL是准确及时进入应急状态等级的关键，因此，有必要对该IC和EAL的优化展开研究。

表1 CPR1000机组IC-SU3和EAL-SU3.1应急行动矩阵

3 NEI 99-01相关内容

2012年，美国核能研究所（NEI）发布的NEI 99-01(第6版)中对“主控室失去报警信号指示”涉及的EAL进行了修订。具体内容见表2。

根据NEI 99-01（第6版）中关于EAL-SU2.1的说明，如果在机组正常运行时，DCS服务器故障导致主控室失去全部报警信号和指示信号超过15分钟，必然包括表2所列的关键参数不可用，根据该EAL机组将进入应急计划。

4 CPR1000机组SU3优化分析

4.1 CPR1000机组状态功能参数分析

EAL的制定与机组的特征密切相关。我国CPR1000机组采用了状态导向法事故规程（SOP）控制核电厂事故。SOP是建立在对反应堆状态功能的正确判断的基础上的，使用六个状态功能详尽地给出机组所有可能状态的特征。表征六个状态功能参数的特征参数不可用将导致SOP事故规程无法正常执行。由于其重要性，技术规范有专门的事件进行管理。表3给出了这六大状态功能和安全功能的联系，以及表征状态功能的特征参数（表3）。

表2 NEI 99-01(第6版)SU2应急行动矩阵

表3 SOP六大状态功能参数

NEI 99-01（第6版）SU2描述的PWR参数表中，未包含蒸发器放射性、蒸发器压力、安全壳放射性、安全壳压力等状态功能，并不完全适用于CPR1000机组。CPR1000机组的EAL优化在参考NEI 99-01（第6版）的基础上，建议参考技术规范的缓解措施进行安全分析。

4.2 状态参数安全影响分析

根据技术规范的详细要求，分别对其安全影响进行分析。

4.2.1 中间量程

中间量程测量为表征堆芯次临界度的参数。失去中间量程指示，为第一组事件，要求1小时内机组开始向NS/RRA模式后撤。

4.2.2 堆芯饱和裕度（△T sat）和压力容器水位

堆芯饱和裕度（△T sat）和压力容器水位均为计算所得。△T sat的测量以及压力容器水位对于进入事故规程和事故后控制是必不可少的。这些测量不可用将导致事故规程执行失败的风险显著增加（无法确定事故处理策略），并可能伴有严重的后果。△T sat和压力容器水位是由CCMS系统监测，失去CCMS系统的监测为第一组事件，要求1小时内机组开始向NS/RRA模式后撤。

4.2.3 蒸发器宽量程水位

通过ARE的宽量程水位计监测蒸发器的水位，表征蒸发器水装量。失去蒸发器水位监测为第二组事件，检修必须在3天内完成。

4.2.4 蒸发器压力平衡和安全壳压力

蒸发器压力平衡的判断需使用的蒸发器压力测量通道只要任一蒸发器相连的3台压力表不可用，就将失去对该蒸发器状态功能的监视。安全壳压力测量通道只有所有4台压力表均不可用，安全壳压力的持续监视才会失去。根据技术规范的要求，当所需测量通道不可用且没有自动旁通，但其手动旁通会触发停堆或保护动作时，1小时内机组开始向不需要该测量通道参与保护的状态后撤。

4.2.5 SG放射性和安全壳内放射性

蒸发器放射性监测涉及的通道有：蒸汽发生器排污水APG放射性（KRT002/003/004MA）、VVP管线放射性（一、二回路间泄漏流量）（KRT032/033/034MA）、冷凝器抽气CVI放射性（KRT007MA）。在事故规程执行中，通常会进行主蒸汽隔离，因此，KRT007MA的测量结果仅作参考。但如果同一台蒸发器上的VVP和APG的放射性测量通道均不可用，那么SG放射性的状态功能参数将无法监测。事故后用于测量安全壳内γ放射性的KTR通道使用了KRT022/023MA，如果两者均不可用，将失去对安全壳内放射性的监测。在事故工况下，KRT008/009/029MA在安全壳隔离第一阶段时隔离，若KRT022/023MA两个通道不可用，将失去对安全壳内放射性的监测。