压水堆核电站安全注入试验期间执行机构拒动和误动的干预对策分析

闫明晶，朱增培，高 原

(中广核工程有限公司，广东深圳518124)

压水堆核电站安全注入试验期间执行机构拒动和误动的干预对策分析

闫明晶，朱增培，高 原

(中广核工程有限公司，广东深圳518124)

安全注入试验是压水堆核电厂热试期间涉及范围最广、风险最高的试验。试验程序要求在热停平台通过快速开启蒸汽排放阀模拟二回路破口触发安注信号，验证反应堆跳闸，安全壳隔离，安注执行机构动作，并对开盖冷试期间调整的安注流量进行再次验证。安注信号一旦触发将导致22个系统共计234个设备真实动作，一回路被注入含硼水。任何在线错误、设备缺陷或操作失误都可能导致试验失败，甚至可能导致一回路设备损坏；同时因安全注入试验将导致核电站主回路产生一次瞬态，对一回路设备冲击极大，所以安全注入试验必须保证一次成功。为了保证试验的真实性及完整性，提高试验的一次成功率，控制试验的风险，本研究针对以往项目执行该试验时存在的一回路水位过高及设备误动或拒动的难题，对试验方案进行了优化创新。该方案成功运用于阳江3号机安全注入试验，一定程度上解决了稳压器水位过高及设备误动、拒动的难题，获得了机组安全可控且试验顺利高效的效果，达到了同行领先水平。

安注；控制；拒动；误动

安全注入系统在反应堆冷却剂系统发生失水事故时投入运行，将换料水箱的含硼水迅速注入一回路，以冷却堆芯，带走余热，限制堆芯损坏和放射性物质的释放。压水堆核电站安全注入系统有相当高的可靠性，以秦山核电为例，高压安注系统的不可用度为2.84×10-4，近似服从正态分布[1]。

机组调试启动期间安全注入试验的目的是在最接近热停堆的工况下验证安全注入系统和相关保护通道的可用性[2]；在厂外电可用的情况下，通过快速开启某一环路的二回路蒸汽排放阀产生两高一低的蒸汽环路压差高信号进而触发安注信号，以验证安注信号的触发以及后续逻辑动作的正确性，包括反应堆跳堆信号的正确触发；安全壳A阶段隔离信号的触发以及后续逻辑动作的正确性；开盖冷态功能试验期间调整的安注流量的有效性。

岭澳二期、宁德、红沿河各机组在热停堆平台执行安全注入试验时均不同程度地存在多个设备误动或拒动的情况，岭澳3号机组甚至曾出现稳压器满水安全阀起跳。为了保证安全注入试验的真实性及完整性，控制试验期间一回路水位过高的风险，提高试验的一次成功率，有必要对安全注入试验期间发生执行机构拒动和误动的难题进行分析，这是捍卫核安全的有力保障，特别在后福岛时代的今天更显得意义重大。

1 多余安注的风险与控制

安全注入试验的难点在于多余安注的控制。若控制不好，多余的安注将会将机组事故状态。

对于多余的安注，必须避免充满稳压器，否则由于稳压器压力的升高而使安全阀连续被顶开，第二道屏障面临破坏的危险。

蒸汽发生器换热管破裂风险是一回路水将故障的蒸汽发生器充满，进而将其安全阀顶开(有可能液态排放)，引起严重的放射性对外排放(不可控)。为避免出现上述情况，必须迅速给一回路降压。多余安注的停运是必不可少的条件之一，以达到持续给一回路降压的目的。

安全壳内、外主蒸汽管道破裂，这是一个冷却事故(一回路过冷)。冷却过后(蒸汽发生器排空后)新的风险是一回路的再度升压，其机械应力甚至达到一回路脆性转变温度(NDTT)的限值，因此多余安注的迅速停运也是非常必要的。

小破口失水事故(SBLOCA)在核电厂堆芯熔化频率(CDF)中的贡献是概率最大的事故之一序列[3]。对于一回路最小的破口，安注流量明显大于破口漏量，其风险与多余的安注并无两样。对于其他小破口，安注的停运同样必要，理由是为了泄压和向RRA冷停堆过渡。唯一不需要切除多余安注的是一回路大破口事故，当换料水箱液位降低至低限值后低压安注会将吸入口转入地坑[4]。

多余安注控制主要操作包含两个步骤：停运一台高压安注泵，隔离硼酸注入箱。

2 安全注入试验期间机组控制策略

安全注入试验前机组处于热停堆平台，一回路压力由稳压器自动控制，稳压器水位由上充管线自动控制。上充注入流量和主泵轴封注入流量之和等于下泄流量和主泵轴封回流之和，稳压器水位保持稳定。图1为安全信号触发前一回路介质运行示意图。

图1 安全信号触发前一回路介质运行示意图Fig.1 The operation condition of primary circuit medium before safety injection signal

安全注入试验开启RIS029VP后，注入一回路又增加了一路水源，虽然上充管线会自动调节减少上充注入流量，但仍然无法维持稳压器水位的平衡，稳压器水位会持续上升。由于RIS029VP流量为23.5 m3/h(阳江1号机组数据)，稳压器液位处于低位运行，稳压器仍有足够的气空间，仍然能保证一回路双相运行，机组压力可控。

安全注入信号触发后，自动隔离上充下泄管线，关闭RIS029VP，启动两台低压安注泵和另外一台高压安注泵，同时开启硼酸注入箱的隔离阀全流量注入一回路。由于流经硼酸注入箱流量(92 m3/h，阳江1号机组数据)较大，为避免稳压器满水后安全阀带水起跳，稳压器液位监视和安注5min后的多余安注切除显得尤为重要。图2为安全信号触发后一回路介质运行示意图。

图2 安全信号触发后一回路介质运行示意图Fig.2 The operation condition of primary circuit medium after safety injection signal

按照设计要求，安注信号触发5min内无法进行复位，两台高压安注泵会持续对一回路进行大流量注入冷水，5min后才允许操纵员复位安注信号和安全壳隔离阶段A信号，然后按照下列顺序稳定一回路状态：① 停运一台高压安注泵；② 关闭安注管线增压阀；③ 打开上充泵小流量；④ 隔离硼酸注入箱；⑤ 将稳压器加热器投自动，恢复上充与下泄。

3 安全注入试验期间执行机构拒动和误动的干预分析

本文主要通过安全注入试验的事故预防、事故缓解的理念来对安全注入试验进行了分析安注执行机构拒动和误动。

3.1 一回路水位定值函数修改方案(降低稳压器液位，提高注水腔体裕度)

在热态功能试验期间，将稳压器水位随着一回路温度变化的整定值(RCP402GD)从“功率运行函数”修改为“热试函数”，根据函数曲线可以看出“热试函数”较“功率运行函数”斜率较大，即同样条件下一回路温度变化1℃后热试验期间较功率运行期间稳压器水位变化大，这是为了限制上充管线的负荷，防止上充管线调节阀频繁补水动作。

安全注入试验在热试期间的热停平台执行，为了提前降低稳压器水位，防止试验期间稳压器被注满，提出安全注入试验一回路水位定值函数修改方案。图3为稳压器水位定值函数在功率运行、热试、安注期间的设定值比较。执行该方案后可见在安全注入试验期间稳压器水位由原定值(291.4℃，154bar，48%，-1.296m)修改为(291.4℃，154bar，24.725%，-3.573m)，稳压器的定值水位净降低2.277m。

图3 稳压器水位定值函数(功率运行、热试、安注期间)Fig.3 The setting value function of pressurizer level(during power operation 、hot function test、safety injection test)

执行该方案后，预期将使稳压器气腔变大，使稳压器能较长时间地保证双相运行，提高了一回路注水腔体裕度，一回路压力可控，达到试验安全可控的预期效果。图4即为采用修正的稳压器液位整定值参数后在全范围模拟机上进行模拟实验结果趋势图，发现整个过程中稳压器液位最高在2.2m左右即可稳定下来，距离稳压器满水3.8m仍然有很大的差距，可见降低稳压器液位整定值后对一回路汽腔保护的效果非常明显。

3.2 安注信号触发后5min后执行机构误动干预分析

岭澳二期3号机组安全注入试验期间由于DCS设计的缺陷存在安注信号触发后无法复位，这样两台高压安注泵会通过硼酸注入箱持续对一回路大流量注入冷水直至稳压器安全阀顶开形成破口。因此安注无法复位的后果相当于所有安注相关的设备误动，这对于机组安全来说是一个巨大威胁。根据数据分析，20min左右无法复位的多余安注将稳压器注满从而引发安全阀起跳，从而一回路演变成破口事故。

从电源抽屉直接操作设备然后对设备进行退电，按照先停运一台高压安注泵，再切断高压安注注入流量，最后投运上充下泄的方案，可避免DCS的逻辑信号干扰，因此所有受安注信号影响的设备均从电源抽屉操作。另外考虑电源抽屉的不可靠性，可在阀门处安排人员在硼酸注入箱出口阀处进行人工干预关闭，停止安注继续注入一回路。这时不能考虑投运正常的上充下泄管线来稳定一回路状态，因为下泄管线的气动阀(RCV010VP)仍然受到安全壳隔离阶段A信号的强制关闭，下泄管线仍然无法投用。借鉴事故规程中开启过剩下泄管线来平衡一回路主泵轴封注入流量可将机组后撤至安全状态。

图4 安全注入试验全范围模拟机试验趋势图(采用修正后的稳压器液位整定值)Fig.4 The data trend of safety injection test from full-scope simulator(adopting corrective setting value function of pressurizer level)

3.3 RIS029VP接受安注信号后拒动干预分析

一回路在维修冷停堆状态下一旦发生丧失RRA(余热排出)强迫循环，一回路水位会降低进而可能发生堆芯裸露，当液位降低至一定限值时会启动B列高压安注泵同时开启B列高压安注冷段注入旁路隔离阀(RIS029VP)对一回路进行自动补给。设计要求安注信号优先于自动补给信号，即若在对一回路自动补给期间触发安注信号，要求关闭RIS029VP，启动两列高压安注泵，所有注入流量均通过硼酸注入箱进入一回路。因此为了验证安注信号优先于自动补给信号，安全注入试验初始状态设置要求操纵员对执行机构RIS029VP设置反状态，即手动开启RIS029VP。

在热停堆平台，RIS029VP对一回路的注入流量为23.5 m3/h，注入流量相对流经BIT的流量(92 m3/h)来说较小，可以有较长的的人工干预。安注触发后无法关闭，可现场人为手动关闭。若存在严重卡涩无法人工干预，可考虑将两列安注进行分列运行，即可将RIS029VP隔离开。

标准的百万千瓦级压水堆核电站高低压安注配置为1个换料水箱、2台低压安注泵和3台高压安注泵(1台冷备用)[5]。高压安注泵在一回路破口的事故初期出口联通阀全部开启，事故后期两列高压安注分开运行[6]。根据一回路辅助管线设计(见图3)，主泵轴封注入管线布置在A列高压安注泵出口，上充管线布置在B列高压安注泵出口，一旦安注分列运行，A列高压安注泵不能进行对一回路恢复上充，B列高压安注泵不能对主泵轴封进行注入。如果RIS029VP不能人为手动关闭时，可优先停运B列高压安注泵，同时将A列和B列的高压安注泵出口的联通阀关闭，这时A列高压安注泵仅对主泵轴封进行注入，不会再通过RIS029VP对一回路注入。但此时也隔离了上充管线，A列高压安注泵无法通过投运上充下泄后撤至安全状态，这时可考虑投用过剩下泄，进而能够平衡轴封注入流量，一回路压力得以控制。但要注意的是，此时过剩下泄热交换器的冷却水流量仍然处于关闭状态(安注信号触发后会使得过剩下泄热交换器冷却水隔离阀关闭，安注复位后需要手动开启)，此时需要先开启过剩下泄热交换器冷却水隔离阀，防止过剩下泄热交换器干烧，引发次生风险。

4 结论

本研究从安全注入试验的机组控制和组织管理两方面着手，针对国内以往项目执行该试验时的难题，对试验方案进行了优化创新，并通过模拟机验证了新方案的可行性，该成果成功运用于阳江3号机组安全注入试验，在一定程度上解决了稳压器水位过高及设备误动、拒动的难题，获得了机组安全可控且试验顺利高效的效果，达到了同行领先水平。

[1] 冯炳良.秦山核电厂高压安注系统可靠性分析原子能科学技术[J].原子能科学技术1989，23 (5 )：43-43

[2] 闫明晶.PY227RISR60KSUE45GN(安全注入试验)[R].中广核工程有限公司，2014.

[3] 侯华青，沈永刚，崔旭阳，蒋晓华.SBLOCA叠加高压安注失效事故全范围事故分析[J].原子能科学技术 2014，48 (增刊1)：452-456

[4] 翟巴菁，闫明晶，白旋.CPR1000机组试验创新及实施[J].中国电力，2016，49(2)：10-13.

[5] 孙礼亚，黄东兴，浦胜娣，李吉根.大破口失水事故低压安注排热和防止硼结晶分析[J].原子能科学技术2006，40 (1)：44-46

[6] 广东核电培训中心.900MV压水堆核电站系统与设备[M].北京：原子能出版社，2007，1.

Analysis of Intervening Measures About Actuators Act-refused andAct-error During Safety Injection Test

YAN Ming-jing，ZHU Zeng-pei，GAO Yuan

(China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Shenzhen of Guangdong Prov.518124，China)

In pressurized water reactor safety injection test covered a wide scope and has the highest risk during HFT(Hot Functional Test).The purpose of the safety injection system actuation test is to verify actuation of reactor trip signal，actuation of containment isolation，actuation of SI signal and subsequent actions through analogue signal(secondary circuit break) from GCT-a during hot shutdown nominal conditions and to verify Validity of flow adjustments performed during open vessel functional tests.Once actuation of safety injection，there will be 234 Actuators from 22 systems，then boron water will be injected into reactor coolant system.Any fault of online，any defection of equipment or any mistake during operation could lead to failures and result in the damage of equipment.Synchronously，it will make high-impact to reactor coolant loop，then reactor coolant loop will arise the transient.So Safety injection Test must be succeeded at a time.To ensure the authenticity and integrality of test and improve the possibility of success and control the risk，this passage optimizes the scheme of test through the experience (PZR high level，Actuators act-error and act-refused) from other project.To a certain extent，the conclusion applied in Yangjiang nuclear station settled the problems about PZR high level，Actuators act-error and act-refused and ensured the safety of unite and made s the test performed smoothly and kept ahead in nuclear industry.

Safety injection；Control；Act-refused；Act-error

2016-07-28

闫明晶(1986—)，男，河北衡水人，工程师，本科，现主要从事核岛工艺系统设计工作

TM263

A

0258-0918(2017)01-0029-06