M310型核电厂持照人员热工水力复训教材研究

徐阳 朱东来 尹浪 申中祥 陈传伟

摘 要

根据我国核电厂操纵人员培训及再培训大纲，主控室操纵人员在取得操纵人员执照后，每年都需要进行一定学时的热工水力专项复训。目前核电厂通常使用的热工水力教程，大多关注热工水力基本理论，尚没有一项充分结合主控室操纵人员工作实际的热工水力复训教材。本研究旨在结合我国M310型核电机组的热工水力特性，提出M310型核电厂操纵人员热工水力复训教材编制方案，加深操纵人员对热工水力理论知识和电厂实际运行之间联系的认识。

关键词

M310型核电厂;操纵人员;热工水力;复训教材;编制方案

中图分类号： TM623                     文獻标识码： A

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457 . 2020 . 08 . 79

Abstract

According to the training and retraining program for operators of nuclear power plants in China， operators need to have a certain class hour of thermal-hydraulics special retraining every year after obtaining the operator license. At present， most of the thermal-hydraulics tutorials commonly used in nuclear power plants pay attention to the basic theory of thermal-hydraulics， but there is not a comprehensive thermal-hydraulics retraining textbook combining the actual work of the operators. The purpose of this study is to combine the thermal-hydraulics characteristics of M310 nuclear power plant in China， propose a scheme of thermal-hydraulics retraining textbook for operators of M310 nuclear power plant， and deepen the understanding of the relationship between the theoretical knowledge of thermal-hydraulics and the actual operation of the plant.

Key words

M310 nuclear power plant; operators; Thermal-hydraulics; Retraining materials; Formulate program

1 研究背景

对于核电厂而言，质素合格的主控室操纵人员是关系核电厂安全的关键因素，也是保障核电厂正常运行的必要前提。随着我国商运核电机组规模的持续提升，我国核电站操纵人员的数量也在不断增长。仅2019年，国内商用核电厂实施的操纵员（RO）和高级操纵员（SRO）执照考试批次就超过60批次，合计约有750名RO和SRO通过考试加入主控室操纵人员的团队。根据我国核电厂操纵人员培训及再培训大纲[1]，主控室操纵人员在取得操纵员执照后，每年都需要进行一定学时的基础理论复训，其中就包括核电厂热工水力专项复训。

目前核电厂通常使用的热工水力相关教程[2-5]，侧重点各有不同，大多关注热工水力基本理论的介绍或公式定理的推导，与反应堆操纵人员的实际工作联系并不紧密，尚没有一项充分结合主控室操纵人员工作实际、重点阐述核电厂实际运行中的热工水力问题的综合研究成果。

本研究旨在结合我国M310型核电机组的热工水力理论、反应堆热传输过程、重点热传输设备中的热力学过程等方面的特点，提出M310型核电厂操纵人员热工水力复训教材编制方案，使操纵人员获得与本电厂堆型有关的热工水力基础理论知识，对核电站反应堆运行过程中出现的各种热工水力现象有清晰的认识，对可能出现的热工水力相关问题能通过观察、运用所学知识初步分析其原因，预见其发展和后果，并能适时地提出对策和措施，从而避免盲目性，确保反应堆运行的安全。

2 教材框架

通过对国内各M310型核电厂调研，了解到现有主控室操纵人员热工水力复训主要情况如下表1所示。

根据上述对主控室操纵人员复训需求和现有反应堆热工水力教材的调研，本研究提出M310型核电厂操纵人员热工水力复训教材编制框架如图1所示。

该编制框架的基本指导思想是：

（1）满足主控室持照人员热工水力4小时复训时长需求;

（2）尽可能减少热工水力基础理论部分内容，仅保留操纵人员必须熟悉或了解的概念或现象;

（3）增加热工水力与机组运行章节内容，重点讲解正常机组运行工况下，各主要热传输系统或设备的运行热工水力知识;

（4）增加热工水力案例分析章节，分正常运行瞬态、运行事件经验反馈及事故运行工况三个小节进行案例分析讲解。

3 教材内容概述

3.1 核电厂热工水力必备知识

本章应从传热学、流体力学及工程热力学的基本概念出发，对核电厂热工水力相关的基本理论进行简单回顾。核电厂是将核能转换成热能，利用热能产生蒸汽推动汽轮发电机运转，进而产生电能的大型工业综合体。上述能量转换过程，涉及反应堆堆芯传热、一回路冷却剂导热、蒸汽发生器换热及汽轮发电机做功等环节。作为主控室操纵人员，为保障核电厂安全经济运行，需对核电厂中能量传输的各类热工水力过程有清晰的了解。

本章共设三个小节，各小节主要内容框架分别见图2、图3和图4。

3.2 热工水力与机组运行

本章应结合机组的运行工况和操纵人员的实际工作，对核电厂关键热工水力部件或系统进行深入解析，同时对其运行监视、设计定值背后的热工水力原理进行一定的解释。希望加深持照人员对反应堆堆芯、蒸汽发生器、稳压器及二回路主要设备等部件的机理认识，了解日常工作中运行监视参数所代表的热工水力意义。

第二章主要框架见图5。

3.3 热工水力案例分析

本章结合M310型核电机组实际运行过程中的具体热工水力案例（指涉及重要系统温度、压力、水位或流量等热工水力参数急剧变化，对机组运行造成剧烈影响的运行瞬态、事件或事故），从操纵人员应知应会的角度出发，将各案例中涉及的热工水力现象及其机理进行解释说明。本章分别从正常运行、运行事件和典型事故三类案例出发，对各类案例中的主要热工水力瞬态，瞬态造成的影响及涉及的物理机理进行讨论分析，帮助主控室操纵人员加强对此类案例的理解和认识，提高操纵人员对此类案例的应急处理能力。

第三章框架如下图6所示。

以下列举对某运行事件的热工水力具体分析。

3.3.1 事件描述[6]

某日早班，主要计划工作：灭汽腔，T1RCP010，T1LHS001/003，计划开始冷却时间15：00;8：30-11：30，完成灭汽腔工作;11：35，开始执行T1LHS001，试验前按程序要求停运X1RRA001PO，保留X1RRA002PO运行;12：02，开始执行T1RCP010;13：40，T1LHS001结束。由于一回路正在执行T1RCP010，需尽量保持一回路温度稳定;此外一台RRA泵运行时，一回路温度稳定，X1RRA024/025VP的开度约为34%，有较大的调节裕度;当班值未恢复X1RRA001PO运行，但未将此信息反馈运行经理;14：02，完成T1RCP010;14：40，早班操纵员接机组长指令，开始进行冷却，并逐步调整冷却速率;之后与中班进行交接班。当时早班机组长、操纵员、中班操纵员都未意识到单泵运行后续可能存在冷却流量不足的问题;运行经理虽然认为应该启动第二台RRA泵，但并未明确做出要求;14：50，早班操纵员离开主控，中班操纵员继续降温，一回路压力26.3bar.g，温度梯度约为16℃/h，X1RRA024/025VP开度30%，X1RCV013VP开度32%;按D3规程要求“177℃以下时以最大速率降温（28℃/h），不允许中止”，中班期间为保证冷却速率，继续开大X1RRA024/025VP;据历史经验，一回路温度在90℃以下时，一台RRA泵无法保证28℃/h的降温速率，当班值接大修组指令，准备启动X1RRA001PO;16：00，准备启泵，查询S程序及操作总结，准备按S程序启动。启泵前X1RRA024/025VP开度70%，降温速率24℃/h，一回路温度133℃;X1RRA流量1230m3/h，X1RCV013VP开度32%，X1RCV310VP开度36%，X1RRI A列温度29.4℃;当班值分析认为，启动第二台RRA泵时对冷却会造成一定影响，但由于X1RRA013VP开度设定值为1320m3/h，即双泵运行后总流量会很快被调节在1320m3/h左右，启泵引入的冷却效果应该不会过强。即使冷却速率发生变化，操纵员可通过及时调节X1RRA024/025VP开度，控制一回路冷却速率（当时为24℃/h）;控制一回路冷却速率后再调节X1RRA013VP设定值，以满足双泵运行流量要求（1800m3/h）。由于D3规程中对冷却的不间断要求，启泵前未调整冷却速率。同时由于时间较短，当班值未能对压力下降的幅度做出预判。16：19：24，启动X1RRA001PO，X1RRA流量瞬时增大至1698m3/h，一回路压力迅速下降，X1RCV013VP开始关闭;16：19：54，一回路压力低于23bar.g，最低低至21.2bar.g;16：20：05，主控停运X1RRA001PO，一回路压力开始回升;16：20：40，一回路压力回升至23bar.g以上，最终稳定在26.3bar.g，主控检查主泵运行参数正常。期间主泵压差最低低至20bar（主泵轴封压差低报警未触发）。后续检查主泵运行参数，无明显异常。在后续主泵检修过程中也未发现异常。

3.3.2 事件热工水力分析

本次事件中，操纵人员对启动第二台RRA泵对一回路的压力扰动情况严重低估，在启泵前没有提前减小RRA024/025VP的开度，希望启泵后再调节，结果启泵后30s时间内一回路压力就下降到23bar.g以下，超出了技术规范要求。这里对本次事件中的一回路冷却工况进行分析。

RRA系统泵与热交换器主要连接管线见图7。

图7中，RRA024/025VP用于控制通过相应热交换器的反应堆冷却剂流量，操纵员通常根据一回路温度及升降温速率需要，手动给出开度整定值。RRA013VP为热交换器旁路阀，用来维持通过的流量在预定值，以保证泵的输出流量恒定。但是，需注意的是，RRA013VP只是热交换器的旁路上，其调节范围仅限于热交换器旁路流量，若RRA024/025VP开度过大，则可能出现即使将RRA013VP全关，也无法将总流量降低至预定值。在本事件中这点就尤为突出：“当班值分析认为，启动第二台RRA泵时对冷却会造成一定影响，但由于X1RRA013VP开度设定值为1320m3/h，即双泵运行后总流量会很快被调节在1320m3/h左右”。当班值误以为RRA013VP对流量的调节能力是不受限制的，认为启泵后流量也會快速下降，没有考虑到此时RRA024/025VP开度较大，即使RRA013VP全关，仅通过此两阀门，RRA总流量也会大于1320m3/h。

除了上述误判以外，操纵人员对此工况下一回路的热平衡状态的理解也有所欠缺。冷停堆工况下一回路的热平衡状态方程如下：

上式中，左边前两项分别为堆芯余热和主泵功率，第三项为冷却剂温度变化释放或吸收的热量，若降温则冷却剂释放显热，若升温则为冷却剂吸收热量;右边分别为冷源（RRA或SG）带走的热量、环境散热和下泄流热损失。

堆芯余热主要取决于停堆后的时间，在停堆后1周时约10MW;主泵功率取决于主泵运行台数，正常三台运行时约12MW;冷却剂温度变化释放的功率可以根据当前物性参数计算，在机组133℃时，以24℃/h降温，大约对应8MW。这样，保持24℃/h降压速率，需带走的热量约30MW。

环境散热和下泄流热损失均较小，合计约2MW左右;主要热量还是通过RRA热交换器带走，约28MW。

此时若启动第二台泵，同时要求降温速率不变，则至少应保证通过RRA热交换器的总流量不发生大的变化。然而，根据泵的管路特性，若不改变阀门开度，启动并联的一台泵后，在扬程基本不变的情况下，管路流量会增大1.6～2倍。也就是说，本事件中，RRA热交换器冷却能力在启泵后约增加一倍，达到50MW左右，遠大于一回路产热量和降温需求。这样，一回路冷却剂温度迅速下降，水体积收缩，导致一回路系统压力快速降低。

因此，正确的做法是需在启泵前适当减小RRA024/025VP开度，保证启动后通过热交换器的流量不发生大的变化。

3.3.3 针对热工水力因素的纠正行动

（1）在RRA系统培训教材中增加章节对RRA013VP的流量调节能力进行补充说明，特别是针对RRA024/025VP阀门开度较大的情况。

（2）对操纵人员进行NS/RRA模式下一回路的热平衡关系的理论培训，让操纵人员对该状态下的堆芯余热、设备显热及冷却剂显热有定量的概念，加强操纵人员对RRA冷却流量变化对一回路温度压力影响的理解。

4 结束语

截止到2019年10月，我国在运的47台商运核电机组中，M310型核电机组有34台，占全部机组的70%以上[8]。在主控室操纵人员数量上，M310型核电机组也是遥遥领先的，目前M310机组持照人员已有3000人以上，而且每年仍在以200人-300人的速率在持续增长。本研究期望给M310型核电厂操纵人员热工水力复训教材的编制带来新的思路，能提高核电厂操纵人员热工水力复训质量，加深操纵人员对热工水力理论知识和电厂实际运行之间联系的认识，更好的保障核电站的安全运行。

参考文献

[1]国家能源局电力司，《压水堆核电厂操纵人员培训与再培训大纲》的编制和审查规范，2009.

[2]黄素逸.反应堆热工水力分析[M].北京：机械工业出版社，2014.

[3]孙中宁，等.反应堆热工水力学[M].哈尔滨：哈尔滨工程大学出版社，2017.

[4]俞翼阳，等.反应堆热工水力学（第三版）[M].北京：清华大学出版社，2018.

[5]骆纯珊.WWER-1000压水堆核电厂热工水力及工程热力学基础[M].北京：中国原子能出版社，2014.

[6]M310型机组外部运行经验反馈报告，http：//www.cinno.org.cn.

[7]900MW压水堆核电站系统与设备. 中广核核电运营有限公司培训中心编.

[8]国家核安全局，中国大陆核电厂分布图，http：//nnsa.mee.gov.cn/hdcfbt/.