核电站高压加热器隔离分析及控制策略

核电站高压加热器隔离分析及控制策略

申小龙  曹洋  王冬冬   

大亚湾核电运行管理有限责任公司；广东 深圳 518124

摘要：核电厂高压给水加热器系统的功能是利用汽机高压缸的抽汽加热给水，提高热力循环的经济性，并接收汽水分离再热第一，二级再热器的疏水。某核电站满功率运行，两列高压加热器或者单列高压加热器隔离，由于二回路效率整体降低，如果不及时干预及控制机组热功率，机组必然会发生超功率的瞬态；根据FSAR（最终安全分析报告），一列高加隔离属于“给水系统故障引起的给水温度下降”描述的始发事件，属于RCC-P 工况Ⅱ事件（中等频率事件），给水跃下降23℃，反应堆不会触发保护动作，反应堆在冷却剂平均温度和压力低于初始工况下达到新的平温度阶衡，DNBR（偏离泡核沸腾比）始终高于限值，并有30%裕度。但是，FSAR（最终安全分析报告）并未对两列高加同时隔离的始发事件进行安全分析，若真实产生两列高加同时隔离，无法保证DNBR（偏离泡核沸腾比）始终高于限值1.35，此时对于机组的控制策略需要分析及明确，以达到控制机组核安全的目的。

关键词： 高压给水加热器；瞬态；中等频率事件；DNBR、FSAR；核安全

引言

当机组真实出现一列或者两列高压加热器隔离的瞬态工况时，操纵员不能首先去查找隔离的原因，而应集中精力去维持机组的稳定，不至于使一回路长时间超功率以及超功率保护动作；温度、功率控制棒不能置于手动，关注主给水大流量调节阀及主给水泵转速能够正常调节，防止给水温度降低导致蒸汽发生器水位低，关注汽机轴位移、振动等参数，防止高压加热器抽汽隔离对汽机轴向推力产生影响，导致汽机动静摩擦损坏。同时，为确保核安全，机组参数大幅变化期间禁止引入正反应性操作。

高压加热器流程如下：

一、针对一列或两列高压加热器隔离进行全范围模拟机验证的结果

1、机组初态为满功率（999MW）运行，出现一列高压加热器隔离的瞬态工况，操纵员不干预，从高压加热器触发隔离信号后10min，机组一回路核热功率最高达到2985MW，核功率上涨至102.5%，未触发C4（超功率保护信号），ARE001-003MT（主给水温度）下降约28℃，机组自动响应，约有1.5min的时间里会超过满功率；一列高压加热器隔离机组电功率波动到1041MW后恢复至满功率999MW。

2、机组初态为满功率（999MW）运行，出现一列高压加热器隔离的瞬态工况，操纵员及时主动降功率到95%，从触发隔离信号及时开始降功率到949MW，期间一回路核热功率未超过2905MW，ARE001-003MT（主给水温度）下降30℃左右。

3、机组初态为满功率（999MW）运行，出现两列高压加热器同时隔离的瞬态工况，操纵员不干预，约2min后触发C4（超功率保护信号），机组自动甩负荷到945MW，ARE001-003MT（主给水温度）下降58℃左右。

4、机组初态为满功率（999MW）运行，出现两列高压加热器同时隔离的瞬态工况，操纵员及时主动降功率到600MW，机组一回路核热功率未超功率；ARE001-003MT（主给水温度）下降60℃左右；投运一列高压加热器后，ARE001-003MT（主给水温度）上涨30℃。

5、机组初态为满功率（999MW）运行，出现两列高压加热器同时隔离的瞬态工况，操纵员将汽机打闸，ARE001-003MT（主给水温度）降到172℃左右，一回路温度降至297℃；两列高压加热器同时隔离的瞬态工况，按瞬态控制导则要求将汽机打闸，执行事件后程序控制机组。

二、常规岛操纵员控制策略

操纵员应立即判断是一列高压加热器隔离还是两列高压加热器隔离，根据判断结果分两种情况：

①若一列高压加热器隔离

1、操纵员立即以50MW/min速率降功率至95%RTP（反应堆额定核功率），防止一回路热功率超过2905MW限值，核功率超100%RTP；

2、立即通知值长和机组长到主控进行独立验证和监护操作，并通知电网。

3、阀门状态检查：检查隔离列高压加热器抽气隔离阀关闭，水侧进出口隔离阀关闭、旁路阀开启，对应的抽气再热器的新蒸汽侧疏水、再热级疏水控制阀和隔离阀关闭，通往冷凝器的应急疏水控制阀开启。

4、关注主给水大流量调节阀及主给水泵转速能够正常调节，防止给水温度降低导致蒸汽发生器水位低。

5、关注汽机轴位移、振动等参数，防止高压加热器抽汽隔离对汽机轴向推力产生影响，导致汽机动静摩擦损坏。

6、若降功率结束，尽早硼化提升功率控制棒，使其在堆内停留时间最可能短以减小Xe振荡和满足小于12小时的插入要求。

7、密切监视二回路相关参数，必要时启动凝结水泵的第三台泵以稳定相关参数。

8、现场密切监视高压加热器抽汽管线，给水管线、旁路管线、除氧器抽汽管线是否存在异常振动。

9、温度、功率控制棒不能置于手动，机组参数大幅变化期间禁止引入正反应性操作。

10、机组参数稳定后，尽快核实高压加热器隔离的原因，尽快按程序投运隔离的高压加热器。

11、若手动停堆，执行事故规程。

②若两列高压加热器同时隔离

1、操纵员应立即手动停堆。因为，此时无法保证DNBR（偏离泡核沸腾比）始终高于限值1.35，为了确保核反应堆堆芯安全，采取保守控制策略。

三、核反应堆操纵员控制策略

1) 温度控制棒自动控制一回路平均温度，瞬态期间保持温度控制棒自动，控制系统异常时必须按流程保守决策后才能放手动。

2)功率控制棒组正常跟随下插至功率对应位置，功率稳定后根据氙毒及冷热情况可以适当使用校正因子。

3) 多种手段监视一回路功率和平均温度并跟踪变化趋势，关注核反应堆堆芯轴向功率偏差走势，必要时利用温度控制棒棒（稳态）、平均温度进行调节。

4) 在瞬态工况得到控制并稳定后，操纵员和机组长必须对瞬态控制期间引入的反应性的改变进行反应性平衡独立计算和独立核算验证。

5) 及时将堆芯的瞬态工况通知专业人员，预测轴向功率偏差走势和氙毒变化并提供支持。

6) 必须尽早硼化利用校正因子提出 功率控制棒组，尽可能减小 Xe 振荡和满足<12 小时插入要求；

7) 确认故障能短时间排除，可以保持 功率控制棒插入堆芯，涨毒采取稀释补偿或利用校正因子提升功率控制棒组，且确保功率控制棒插入堆芯时间不超过 12h。

8) 消毒阶段采取硼化补偿，或利用校正因子调整功率控制棒组，且确保功率控制棒插入堆芯时间不超过 12h。

结束语

通过机组初态为满功率（999MW）运行下两列高压加热器同时隔离的瞬态工况理论计算和模拟机验证，在给操纵员一分钟的判断和响应前提条件下，核反应堆将持续约1.5min的超功率时间，超功率幅度可能达到5%RTP(核反应堆额定功率)，该工况超出FSAR（最终安全分析报告）事故假设，且无法评估DNBR最低值，对于核反应堆堆芯安全的影响无法评估，核安全不可控。因此，建议高压加热器隔离后的控制干预原则为：

1、避免瞬态控制过程反应堆超功率△T或超功率保护触发停堆保护动作；

2、高加隔离瞬态发生后保证反应堆核热功率不超过102%RTP；

3、瞬态干预过程不因蒸发器水位调节失控等触发停堆保护；

参考文献：

1、《AHP两列高压加热器隔离后瞬态分析研究》-大亚湾核电培训中心编著

2、《大亚湾核电站系统及运行》 -陈济东