秦山第三核电厂保证停堆方式改进探索

□王建锋 侯癸合 沈国章 陈 妍 刘 桐

一、引言

重水反应堆的保证停堆状态(GSS)是一种特殊的停堆状态，在这个状态下，即使因反应性装置的任何改变、反应堆堆芯参数改变或工艺系统失效等导致大量反应性引入，反应堆仍然能够保持在安全稳定的次临界状态。

秦山第三核电厂(以下简称“秦三厂”)是我国第一个重水堆核电厂，引进自加拿大，通过将高浓度硝酸钆溶液注入慢化剂系统中使反应堆过度中毒，从而实现反应堆深度次临界的保证停堆状态，即Over Poisoned GSS(简称OPGSS)。

2008年，加拿大同类型的重水堆核电站Pickering B电站7号机组由于需要更换失效的慢化剂排管而要求机组进入保证停堆状态(GSS)，然而由于该工作需要排空慢化剂，因而会导致慢化剂毒物不可用，不能使用常规的将高浓度硝酸钆溶液注入慢化剂使之过度中毒实现保证停堆状态(OPGSS)。当时电站就向加拿大核安全监管当局(CNSC)申请使用基于控制棒的保证停堆方式，即Rod Based Guaranteed Shutdown State(简称RBGSS)。

经过安全分析，RBGSS作为实现保证停堆状态(GSS)的另一种方式，在慢化剂毒物不可用状态下能够保证反应堆的运行安全，因此加拿大核安全监管当局(CNSC)批准了该方式，并要求加拿大其他重水堆核电厂增加基于控制棒的保证停堆方式(RBGSS)，并开展了相应的工程实践。截至2020年，RBGSS技术在获得CNSC批准后已在加拿大多个电厂累计实施了十余次。

秦三厂重水堆和加拿大的重水堆机组一样，同样有可能发生慢化剂毒物不可用的状态。因此，借鉴加拿大重水堆行业实践，在秦三厂增加了基于控制棒的保证停堆方式(RBGSS)，来应对当发生慢化剂控制系统不可用或慢化剂毒物失效时，无法进入保证停堆状态(GSS)的问题；同时，RBGSS的应用也增加了机组的经济性。本文主要对RBGSS在秦三厂重水堆的应用情况进行介绍。

二、OPGSS存在的不足

秦三厂原有设计采用OPGSS的保证停堆方式。由于钆元素(Gd)作为中子毒物对中子具有极强的吸收作用，OPGSS就是在慢化剂系统中加入大量的高浓度的硝酸钆溶液，向反应堆堆芯引入过量的负反应性，使反应堆深度停堆并保持在这一停堆状态，从而保证检修过程中的反应堆安全。同时，为了防止硝酸钆溶液被稀释而引入正反应性，对慢化剂系统边界进行隔离和锁定。

重水堆堆芯中，排管容器、排管以及端屏蔽构成了重水慢化剂在反应堆堆芯内的压力边界，硝酸钆溶液分布在反应堆堆芯的慢化剂中通过吸收中子将反应堆保持在深度次临界状态。

根据最初设计，作为慢化剂压力边界的排管在反应堆的整个寿期内是不需要更换的，因此常规的OPGSS在设计时只考虑了慢化剂系统以外的系统检修的情况，并没有考虑慢化剂排管更换的特殊情况，而根据加拿大同类型重水堆的运行实践，这种情况是有可能发生的。所以，从安全性考虑，有必要增加一个可以应对慢化剂毒物不可用的极端情况的保证停堆方式。

另外，秦三厂技术规格书中规定，OPGSS要求的慢化剂中毒物钆(Gd)的浓度在主热传输系统热态加压和冷态卸压分别不得低于9.1ppm和4.3ppm，为了调节慢化剂中毒物浓度，秦三厂设计有专门的毒物添加系统和慢化剂净化系统分别来增加和减少慢化剂中毒物的浓度。在机组停堆大修过程中，由于要进行二号停堆系统(SDS#2)的实际触发动作试验，直接将二号停堆系统(SDS#2)的高浓度硝酸钆注入到慢化剂系统中，使慢化剂中Gd的浓度大于13ppm，该浓度使OPGSS的进入不需要再额外进行毒物添加。这是一个很高的浓度，可以堆芯保持在深度次临界，但也会造成反应堆启动中的除毒达临界过程需要相对较长时间(25小时左右),同时由于长时间的除毒，会造成慢化剂净化系统的树脂床饱和而频繁失效，从而增加重水损失和工作人员的辐照剂量。

所以，有必要在秦三厂增加基于控制棒的保证停堆方式(RBGSS)。

三、RBGSS设计方案描述

RBGSS作为一种特殊的停堆状态，只在反应堆停堆时使用，其设计的前提是基于合理利用反应堆原有的各种反应性控制装置，并不增加新的设备，也不改变原有的反应性控制机构，只是对现有反应性控制机构在反应堆中的位置加以限定。

依据以上原则，从安全性和经济性考虑，秦三厂共设计了两种形式的RBGSS，即常规RBGSS和应急RBGSS。常规RBGSS是将所有控制棒即停堆棒(SOR)、机械控制吸收棒(MCA)和调节棒(AA)全部锁定在反应堆堆芯，并向慢化剂内加入少量的毒物来实现；应急RBGSS是慢化剂毒物部分或全部失去中子吸收性能时的应急手段，因此，应急RBGSS不考虑慢化剂毒物，只考虑使用控制固体吸收棒等去压制堆芯反应性，同时考虑计算次临界反应性的不确定度，堆芯有足够的裕量维持次临界。

实际应用中，在机组大修情况下，电厂优先考虑使用常规OPGSS模式；在机组小修情况下，电厂优先考虑使用常规RBGSS模式；而当慢化剂毒物控制系统不可用或毒物失效时机组只能进入应急RBGSS模式。秦三厂采用RBGSS的典型流程如下：

(一)常规大修期间。常规大修期间，需要执行二号停堆系统(SDS#2)注入试验时，首先进入OPGSS，在控制棒的试验和检修完成后，将全部控制棒插入堆芯并加以锁定，再通过投用慢化剂净化系统将慢化剂毒物浓度降低到常规RBGSS要求的水平，过渡到RBGSS同时隔离慢化剂净化系统。

(二)机组小修期间。在机组小修期间，当不需要执行二号停堆系统(SDS#2)注入试验时，将全部控制棒插入堆芯并加以锁定，再通过毒物添加系统将慢化剂毒物浓度增加到常规RBGSS要求的水平，同时隔离慢化剂净化系统。

(三)丧失慢化剂毒物控制事故时。一旦发生丧失慢化剂毒物控制事故时，进入应急RBGSS，将全部控制棒插入堆芯并加以锁定，同时将堆芯主系统保持在冷态卸压状态，待丧失慢化剂毒物控制事故问题解决后，再将机组置于OPGSS或常规RBGSS状态。

四、RBGSS的安全分析评价

由于RBGSS并不增加新的设备，也不改变反应堆原有的反应性控制机构，并且不改变反应堆启动过程中的达临界方式，因此，RBGSS对于反应堆的功率运行没有任何影响，安全分析只须论证其作为一种保证停堆状态是否有效。在秦三厂CANDU重水堆的RBGSS分析中，要求的次临界度目标反应性值为-30mk，这也是加拿大重水堆机组RBGSS安全分析的标准，并且经过了加拿大多个电站的实践验证，对重水堆机组而言，-30mk已提供了非常大的次临界裕量，而不是刚好次临界。

秦三厂重水堆RBGSS安全分析由加拿大Candu Energy公司(以下简称“CE”)进行，该公司也是秦三厂反应堆的设计公司，安全分析建模的反应堆物理计算程序是CANDU反应堆物理分析的工业标准IST程序(包括栅元计算程序WIMS-AECL，超栅元计算程序DRAGON，堆芯计算程序RFSP)。分析的反应堆情况涵盖了平衡堆芯的天然铀(NU)堆芯和等效天然铀(NUE)堆芯；考虑停堆后堆芯反应性和核素的衰变，以反应堆满功率的堆芯状态参数作为安全分析的起始点，以反应堆正反应性最大的停堆后15天作为RBGSS分析的参考状态，最长考虑了停堆365天的堆芯情况；分析考虑的反应性引入的限制性事故是大破口(LOCA)事故和压力管/排管破口(PT/CT)事故，这两个事故是能给反应堆堆芯引入最大正反应性的事故，可以涵盖其它事故。

分析表明，常规RBGSS通过将全部控制棒插入并锁定在堆芯，同时配合少量的慢化剂毒物(2.5ppm的硝酸钆)，在分析的事故工况下堆芯次临界度满足小于-30mk的目标。应急RBGSS下不考虑慢化剂毒物，只考虑将全部控制棒插入并锁定在堆芯来压制堆芯反应性，安全分析表明，应急RBGSS期间，只要不安排会给堆芯引入正反应性的检修活动(通过对GSS期间堆芯运行状态加以限制，即：不允许开展换料或燃料通道检查；堆芯主热传输系统保持在冷态卸压状态)，堆芯次临界度就能满足小于-30mk的目标，在事故工况下，堆芯仍然能够维持足够的次临界裕量。分析表明，RBGSS作为GSS的一种实现方式，满足GSS的安全和设计要求，RBGSS期间堆芯能高度可靠地保证次临界状态。

五、RBGSS在秦三厂的实际应用效果评价

应急RBGSS的应用，解决了秦三厂当发生慢化剂控制系统不可用或慢化剂毒物失效时无法进入保证停堆状态(GSS)的反应堆安全问题。

此外，秦三厂两台机组单机容量72.8万千瓦，在机组正常大修和小修过程中，采用常规RBGSS时慢化剂中毒物浓度(约2.5ppm)比OPGSS的慢化剂毒物浓度(约13ppm)小的多，机组启动中除毒达临界过程可以节省大约20个小时，约合1,400万千瓦时的发电量；同时也减少了慢化剂净化系统树脂床的失效频率，降低了因树脂床更换的重水损失和人员的辐照剂量。

六、结语

相比较单一的OPGSS，RBGSS作为另外一种实现GSS的方式，能够有效缓解事故工况下的后果，节省反应堆达临界期间的除毒时间，减少放射性废物的产生，减少工作人员辐照剂量，增加机组运行灵活性。RBGSS的保证停堆方式与原有的OPGSS相配合，加强了核反应堆运行的安全性，提高了电厂运行的经济性与灵活性，对电厂的安全经济运行具有非常高的实际意义。