李俊敏 全国伟
中广核运营有限公司运营标准化中心 广东省深圳市 518000
摘要：CPR1000系列机组（含M310和CPR1000）是目前国内在运的主力核堆型，LOOP事故（失去厂外主电源）是核电厂发生频率最高的事故工况，在国际同行和国内在运核电厂的历史上多次发生，对CPR1000核电机组在LOOOP事故下，进行正确、高效的控制，对于维持核电厂的核安全状态，防止事故恶化，保护公众和核电厂公众人员安全具有重要价值。
关键词：LOOP事故；控制；一回路压力
中图分类号： 文献标识码：A 文章编号：
到目前为止，失去厂外主电源（主变）事故（LOOP事故）是核电厂发生最多的事故，在国内外各类型核电厂运行历史上均发生过多起失去主变或失去主外电源事件，对失去主厂外电源事故的具体和详细研究是非常现实的问题。
尽管这是CPR1000核电厂最为常见、控制较为简单的事故之一，并已经有了很多的经验反馈和良好的实践总结，但在跟踪分析每次LOOP的事件处理过程，发现由于机组状态不同，以及事故情况下决策的不同，对于事故处理的效果会产生很大的差异，更有人为失误可能导致安注管线开启、稳压器安全阀动作，使机组工况更加恶化的情况发生。导致这些差异主要原因来自在事故发生的最初阶段瞬态控制和干预的不同。
对于机组出现LOOP事故，操纵人员清楚了事故可能的演变，对于机组的状态和变化胸有成竹，自然就能够掌控机组，从容面对，及时发现问题，决策更加准确有效。本文收集了机组事故控制中的机组典型事件曲线，并结合模拟机瞬态分析，提供控制和干预原则性意见。
CPR1000机组在LOOP后，一回路压力和温度的控制是关键，决定了机组工况是否可能恶化。瞬态冲击最大的初态为寿期初满功率运行，机组瞬间从100％功率突变到零功率，同时堆芯余热和核功率下降最快，因此选择这种状态进行分析验证。
1.LOOP事故下影响一回路（RCP）温度和压力控制的因素
对于对失去主电源，机组上可能影响一回路温度和压力控制的因素和作用过程包括：
1)从功率运行状态下突然失去主电源，控制棒失电落棒，堆芯中子通量迅速下降，触发高通量变化率停堆信号，同时可能还存在其他保护信号触发停堆信号，低于10％核功率（Pn）则只是落棒。堆芯功率从100％Pn突然下降为接近零功率，一回路温度下降，空泡率下降等，冷凝器蒸汽旁排系统（GCT-C）开启冷却一回路，一回路冷却剂收缩，稳压器水位瞬间从满功率水位（0m）下降到零功率水位（-3.8m）以下。活塞效应使得一回路压力迅速下降，直到稳压器压力控制系统投运。
2)瞬态下GCT-C动作的滞后作用，一回路平均温度设定值由原来的满功率设定值阶跃到零功率设定值， GCT-C快速开启对一回路冷却，一回路平均温度快速下降到定值附近，一回路压力下降加剧，之后GCT-C控制从快开变为调制开启；
3)10%Pn功率以上失去RCP主泵后，ASG（辅助给水）电动泵和汽动泵(如有)均会启动，以最大流量向蒸汽发生器注入冷水(总流量400t/h)，部分电厂设计有汽动泵，会大量从蒸汽发生器抽汽运行，两者均会导致加剧一回路的冷却效果；
4)热源状态：停堆后堆芯核功率下降的速率以及衰变热大小情况取决于堆芯运行寿期区间，以及停堆前稳定运行情况，失电后主泵停运，使得一回路温度恢复更慢；
5)稳压器加热器在失去主电源后只有应急加热器可用,一回路压力恢复速度慢；
6)机组在重大瞬态后可能存在二回路破口或类似破口的冷却源，如GCT-C一个阀门不回座，或单一设备出现故障对一回路产生冷却效果。
2.寿期初满功率LOOP事故后瞬态过程分析
寿期初机组刚满功率状态下LOOP事故的最为严重瞬态冲击情况，选择在模拟机模拟演示，对一回路温度、压力变化进行分析，结果如下：
附图a 热态满功率 寿期初下LOOP事故后的瞬态参数变化：不干预、无附加破口
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在寿期初满功率的状态发生LOOP事故，机组自动停堆，瞬态中，一回路压力在事故发生后约2分钟内迅速下降并达到极小点，压力极小值为约124barg，堆芯出口温度（Tric）也达到最小值296℃，造成瞬态冲击，之后GCT-C逐步自动关闭，一回路平均温度和一回路压力均有所上升，上升缓慢，在事故后约4分钟达到压力和堆芯温度的极大值，压力回升到约127barg，Tric达307.5℃，不考虑其他事故叠加，就单一故障而言，事故初期瞬态冲击的情况下不会有安注风险。但机组在过量冷水注入情况下，出现持续过冷，稳压器LO2水位出现，加热器切除，下降速率加快，下泄隔离约15分钟达到安注定值。
3.CPR1000防止误安注措施和事故干预操作
1)为了防止反应堆停堆后瞬态出现误安注，CPR1000设计中设置了三个措施：
?首先是停堆信号闭锁GCT-C第三组开启信号，包括快开和调制开启，防止瞬态阶跃时产生过大的GCT-C快开信号，导致机组严重过冷；
?闭锁GCT-C第四组快开信号，由调制开启进行控制，并且设置很高调制开启的温度定值，以防止第四组GCT-C引入的过冷效应；
?限制给水流量，停堆信号加上蒸发器水位低信号，引入给水流量偏置运行，将给水流量限制在固定值，在保证尽可能使用正常给水保证堆芯冷却功能不受影响的同时，防止了停堆后蒸发器内水收缩，给水过量注入蒸发器，防止一回路过冷。
2)事故控制程序中，给出的操作指令包括：
?控制ASG给水，限制冷水注入从而限制对一回路的冷却，从模拟机和实际机组的操作效果看，都是非常有效的操作，之后一回路温度压力都会出现明显的回升；
?慢关主蒸汽（VVP）主隔离阀，限制可能的二回路不可控的冷源，在瞬态冲击结束后能够有效控制稳定机组状态，机组的控制完全由操纵员根据程序和参数进行。
防止过冷误安注的干预措施，目的的是消除瞬态冲击中过冷导致一回路水收缩，压力进一步下降所产生的误安注风险，并防止二回路叠加故障导致的过冷效果，所以最晚必须在15分钟内完成，否则机组将出现误安注并可能进一步恶化。
4.防误安注分析结论：
从试验和分析可以得出：操纵员只要按照正常的响应速度，执行相应的程序，进入事故程序，按照事故程序进行干预，遵守程序的要求和操作步骤，误安注的风险是可以有效控制的，但要避免干扰和误操作。
模拟演示中压力瞬态变化与机组实际发生事件的参数基本符合，但如果机组在重大瞬态中由于瞬态冲击出现其他叠加小故障，导致机组压力变化更剧烈，安注风险就将可能成为现实的威胁。在机组LOOP瞬态时，操纵员应尽快、准确地完成诊断，严密监控一回路压力变化趋势和值，监视压力是否在逐渐恢复，监测不可控的冷却，及时向值长、机组长通报异常情况，分析判断后进行保守决策。
5.寿期末满功率LOOP事故干预给水的事故演变
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从参数变化看，ASG给水减少后，曲线明显变化，瞬态下降低点基本一致，但压力回升明显，而且随后压力不断上升，Tric到达310℃，建立自然循环之后稍微下降，Tric到306℃后继续上升，并持续。
如果过早降低ASG给水，一回路压力和温度维持较高，对机组后续控制产生非常不利的影响： Tric高，超出主蒸汽安全阀动作定值，无法启动主泵，机组被迫在自然循环下冷却，无法恢复强迫循环；自然循环状态下，Tric下降缓慢，被迫长时间在自然循环状态下可能被迫使用辅助喷淋，对于机组设备安全不利。
6. 零（低）功率LOOP事故后一回路参数演变
小于10%Pn功率的初始状态下，发生LOOP事故，主泵丧失电源，机组需要根据事故程序的要求确认停堆操作，机组没有产生大的瞬态冲击，ASG不会启动，没有冷水注入蒸汽发生器，一回路温度和压力基本不会下降，机组在原状态下，强迫循环中断，引起堆芯出口温度Tric快速上升，建立并维持自然循环状态，一回路压力会由于堆芯温度上涨，稳压器持续喷淋断流，稳压器水位上涨引起应急加热器自动投运，一回路压力持续上涨，甚至可能引起安全阀动作。
在低状态，包括低功率状态、热备用、热停堆状态下，建立自然循环，控制一回路压力，必要时主动冷却以限制一回路压力和堆芯出口温度，预防一回路升温升压是控制关键。在具体手段上，包括了及时停止稳压器应急加热器、控制一回路注水、及时调整蒸汽对空旁排系统（GCT-A）定值以稳定堆芯出口温度等，必要时为了重新建立主泵启动条件，主动缓慢冷却以调整一回路参数。
综合设计、实践和模拟演示分析结果，在CPR1000机组发生LOOP事故之后，控制和干预原则包括：
1、满功率状态下发生LOOP事故，事故初期防止过冷。操纵人员因持续监控一回路压力和温度，及时执行事故程序干预，避免控制不及时和干预不当导致持续过冷，产生安注的风险；
2、瞬态稳定后，以及低状态下防升温升压。在避免瞬态误安注后，LOOP事故的后续控制，需及时控制GCT-A稳定一回路温度和压力；
3、ASG给水的控制对于控制一回路温度和压力作用明显，通过控制ASG给水流量，和调整GCT-A定值，能够稳定一回路压力和温度。
参考文献：
1、RCC-M(压水堆核电站的设计和建造标准),1993(法国标准)；
2、大亚湾核电厂系统设计手册RCV系统、RCP系统等；
3、核电厂事故规程深入研究（大亚湾），大亚湾核电厂培训中心，2001；
4、大亚湾核电站丧失厂外电源和全厂断电事故的事件序列分析，郗海英 郭建兵 2006
5、事故解释程序（大亚湾），大亚湾核电厂内部文件。
作者简介：李俊敏（1971-12），男，广东人，硕士研究生，毕业院校于武汉水利电力大学和上海财经大学；从事压水堆核电厂运行管理工作多年，从事压水堆核电厂执照人员培训和考核，重点研究核安全管理、核电厂事故管理、核电厂设计安全等，核电厂冷源安全专家。