基于AP1000核电厂的误稀释产生及应对分析

刘　杨　尚元元

（三门核电有限公司，浙江 三门 317112）

【摘　要】自从前苏联切尔诺贝利核电站事故之后，反应性事故研究成为核工业界瞩目的焦点。各国核安全当局要求重新审查安全分析报告中的所有反应性事故，以及核电站用来缓解反应性事故后果的相关安全系统、安全措施（包括事故规程）和堆芯的固有安全性。那些由于操纵员误操作、没有遵守规程或规程缺陷等设计和运行上的不当造成的意外硼稀释事件的潜在风险不容忽视。尤其令人忧虑的是该类事故在原先的安全设计中没有被考虑或重视程度不够，缺乏必要的软硬件上的安全防范措施。近年来，随着运行电厂多次出现误稀释事件，误稀释被各个电厂加以重视。本文基于AP1000核电机组，讨论误稀释的产生及应对分析。

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关键词 误稀释；应对分析；核电厂；AP1000

1　误稀释的定义与分类

1.1　误稀释的定义

由一回路及其连接管线向一回路引入低于主回路硼浓度的低硼水或者清水，引起一回路反应性的增加。

1.2　误稀释的分类

1）所有意外硼稀释瞬变事件可以根据其对堆芯的不同影响区分为两类：

2）逐渐的硼稀释，一回路硼浓度均匀，又称慢反应性引入事件。

由穿过堆芯的一团清水造成的硼稀释（包括一团冷水），称快速反应性引入事件，在物理上又称超瞬发临界事故。

2　产生误稀释条件

2.1　产生该类事故的两个基本条件

1）在一回路或与一回路相连地方形成低硼浓度和（或）低温度水团；

2）该水团由于主泵再启动或其它任何恢复一回路循环手段（如安注泵、余排泵）迅速穿过堆芯。

2.2　低温水的误稀释效应

当一回路注入低温水团对于反应性的影响因素：我们知道慢化剂的温度系数主要影响热中子利用系数f和逃脱共振吸收几率p。随着慢化剂温度增加，水铀比减小，热中子利用系数f增加而逃脱共振吸收几率p减小，这意味着f随慢化剂温度的变化率是正的，p随慢化剂温度的变化率是负的。若逃脱共振吸收几率p的变化快于热中子利用系数的变化，则慢化剂温度系数为负，此区域为欠慢化；若热中子利用系数的变化是主要的，则慢化剂温度系数为正，此区域为过慢化。

AP1000采用的压水堆正常情况下都是在欠慢化区域内。低温水团进入一回路，水铀比随温度降低而增大，逃脱共振吸收几率p的变化率大于热中子利用系数f的变化率。慢化剂温度系数与p变化一致，即水温降低，p增大，Keff增大，反应性增大。

因此，负的慢化剂温度系数会导致低温水团进入堆芯引起反应性增加，局部堆芯中子通量增加。

3　误稀释理论分析

3.1　误稀释流体分析

从流动观点来看，清水团不易形成，除非一回路无强迫循环，且下列条件之一满足时：

1）自然循环无法建立，如蒸汽发生器被隔离，或者由于余热排出系统或者安注等系统接一回路，导致冷却剂环路结构上不平衡。

2）自然循环能力非常弱，如换料大修后堆启动过程衰变热很小,不足以形成自然循环。

3）自然循环建立后中断，如一回路压力降低，安注箱注入后为及时关闭隔离阀，氮气进入一回路。自然循环被破坏；二回路降温速率太大，蒸汽发生器U形管内无温差，自然循环终止。

4）当一回路冷却剂流动率很低时，由于温差浮升力造成分层，从而形成水团。该水团可能位于冷管段，U型管段，堆芯下腔室，主泵泵腔或稳压器中。如果突然恢复强迫循环（或自然循环），水团将会迅速穿过堆芯，导致快速硼稀释。当然，低硼浓度水也可能位于余排（停冷）或者安注系统中，或者其它与一回路相连的系统或设备中。当投入这些辅助系统或设备，清水直接进入堆芯。

3.2　快速误稀释过程分析

快速稀释通常发生在强迫循环的情况下，由于局部的冷水和低硼水快速进入堆芯，局部反应性快速增加，可能产生局部的瞬发超临界。对于瞬发超临界事故，中子通量倍增周期常常以毫秒来计算，其瞬变动态过程迅速，因裂变导致功率瞬时迅速增加，而且是局部性，可以认为燃料元件处在绝热状态下。如果堆芯初始功率水平较低，燃料多普勒效应将在稍晚一点时间起作用。当温度反馈的负反应性超过硼稀释事故引入的正反应性时，功率水平转而下降。

4　产生误稀释的原因

根据机组状态的不同，发生误稀释的原因也不同，对反应堆的影响也有很大差异。主要发生误稀释的原因有：

1）操纵员人为错误地向一回路注水；

2）投入未经硼化的除盐床，使一回路误稀释；

3）RNS投运前未经硼化；

4）下泄温度下降，除盐床后硼浓度下降；

5）蒸汽发生器二次侧水或设备冷却水系统的水通过破损管道进入一回路；

6）换料过程中，安全壳内消防系统动作，清水进入反应堆竖井造成一回路误稀释。

5　误稀释的风险

当水团体积大于此临界体积的水团将导致堆芯局部产生偏离泡核沸腾(DNB)，将使燃料温度超过限值，燃料释热不能及时被冷却剂带走，有损坏燃料元件的危险。

反应性不可控增加。如果反应堆已经停堆，可能使反应堆重返临界。如果反应堆在临界过程中，可能导致反应堆以稀释方式临界。若在功率运行，堆芯可能瞬发超临界，功率超过核功率要求限制，堆芯烧毁。

6　发现误稀释的方法

6.1　稀释源水位及流量监测

如果是由于泄露产生的稀释，无论是设冷水波动箱，还是蒸汽发生器二次侧水位，所有的稀释源水位必定会有所下降。相应的设冷水或给水流量也会增大。

6.2　一回路的水装量监测

对于一回路被误稀释，除了除盐床导致硼浓度发生变化外，大部分的误稀释都会使得一回路水装量增加。但是稳压器的水位却不一定在误稀释的前期就上涨。

6.3　一回路平均温度监测

误稀释后，环路硼浓度降低，必然使得反应性增加，堆芯出口温度增加，一回路平均温度增加。

6.4　超温、超功率保护动作

由于误稀释导致的超温、超功率保护动作作为第一停堆及安注的情况比较少，但它却是最后一个冗余保护的手段。从模拟机演练情况来看，只有一回路的LOCA才会触发超温、超功率保护停堆。

7　AP1000防止误稀释的手段

7.1　被动防御

反应堆保护信号及动作：

1）源量程计数率倍增信号

在源量程中子探测器投运期间，如果在没有进行反应性操作时，中子通量出现倍增信号，可以判定意外引入了正反应性。

2）反应堆停堆信号

所有停堆信号都会触发进入上充的除盐水隔离，防止出现误稀释。

3）蓄电池充电器入口电压低信号

当蓄电池充电器入口4个通道电压低时，触发除盐水隔离信号。保证失去交流电源时，一回路不会被误稀释。

7.2　主动防御（体现在规程和技术规范中）

1）操作防御；

2）足够的停堆裕量；

3）限制单根控制棒价值；

4）严格的提棒程序；

5）主控室的棒位监控。

7.2.1　操作防御

AP1000设有相应的预防手段如下：

1）CVS系统净化回路需要在投运前按照运行规程对除盐床进行硼化；

2）RNS系统投运之前，与IRWST连通并打循环，以此对RNS系统硼化操作；

3）根据技术规格书的要求，定期检测并维持PXS系统CMT水箱、安注箱及换料水箱（IRWST）中溶液的硼浓度；

4）核取样系统采用小管径管道连接至一回路，在取样时才打开，平时处于关闭状态，并且各取样管线均设有止回阀，防止液体反向流入一回路；

5）在任何运行工况下，都要确保二回路压力低于一回路压力。发生SGTR后，根据规程使用辅助喷淋来降低一回路压力，降压速度不能过快，更不能使SG一次侧压力低于二次侧压力，来防止二回路水进入一回路系统引起稀释。

7.2.2　足够的停堆裕量

规程和技术规范中都要求，停堆后及时硼化至冷停堆要求的硼浓度以确保足够的停堆深度。防止停堆后误稀释造成反应堆重返临界。冷停堆要求的硼浓度是通过堆芯燃料分布及富集度和氙毒计算出的当前燃料燃耗对应的冷停堆要求硼浓度。

7.2.3　限制单根控制棒价值

控制棒的价值与控制棒所在区域的中子通量平方成正比，影响控制棒价值即是影响中子通量的因素。

1）硼浓度：硼浓度增大，棒价值减小；

2）Xe/Sm毒：毒物增大，棒价值增大；

3）可燃毒：可燃度减少，棒价值减小；

4）慢化剂温度：慢化剂温度升高，棒价值增大；

5）棒位限制。

7.2.4　严格的提棒程序

1）控制棒叠步运行；

2）控制棒叠步运行的目的：减少堆芯轴向功率分布的扰动，提高棒微分价值。为了使控制棒获得更均衡的微粉价值，保持相对恒定的反应性和功率引入速率；

3）设定控制棒棒束移动速度限值。

7.2.5　主控室的棒位监控

1）轴向功率偏差的控制。如果在二回路负荷不变的情况下，轴向功率偏差ΔΙ频繁变化反映出堆芯反应性的变化。加强对反应性的关注，尤其对于一回路硼浓度的关注。可以尽早发现误稀释。

2）若负荷没有变化，而控制棒下插至低限或低低限，说明反应性在大量增加，需要控制棒补偿。如果低限报警出现，必然是ΔΙ已经出带。

3）棒组或子组的失步、落棒、弹棒。棒组或子组的失步、落棒、弹棒都会引起堆芯内功率分布不平衡，导致局部的功率峰值。并且发生上述情况，则堆芯所能达到的停堆深入也会下降。如果产生了误稀释，则后果会更严重。

8　结论

1）造成误稀释的不一定是清水或者低硼水，低温水也有可能造成误稀释。

2）大多数的误稀释都能通过保护系统的报警或者自动动作来提醒操纵员认为干预或者自动干预。如果反应堆保护系统没有设计的可能误稀释方面，可以通过规程或者技术规格书、物理手册等辅助手段加以防护。

3）在模拟机教学中发现学员存在一个共性问题。当自己改变硼浓度之后，都未能及时重新对一回路进行硼浓度取样，也未能及时改变自动补给的硼浓度。这样容易认为产生误稀释。对于操纵员的模拟机初训和复训中一定要及时强调操作行为规范，并通过教员介入方式给予学员及时地指导。

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参考文献

［１］张春明,张和林.压水堆核电厂硼稀释事故及预防改进措施[J].核安全,2004:2.

［2］AP1000核电站基础培训教材电站系统与通用设备[Z].

［３］三门核电一期工程1&2号机组初步安全分析报告R1[R].

［责任编辑：汤静］