压水堆核电机组超功率风险控制

a*cc图1压力容器KPV 脆性断裂曲线由于低温超压事件直接对一冋路造成了不可逆且相当 严重的损坏，因此这种现象受到了各个国家安全审査的重 视。

不同压水堆核电技术对于低温超压始发事件的预防也 采取了相应的措施。

这些措施既包括安全泄压阀配置方案, 也包括一定的运行行政措施，以及对低压超压始发事件的规 避等。

应对传统的二代及二代改进型核电厂、以及国内在役 的三代核电厂的低温超压始发事件的预防进行梳理,为后续 的电厂改进、及新电厂的设计提供思路。

二、M 310中的低温超压保护方案国内在役的电厂，大多以法国引进的大亚湾核电为参考 的二代及二代改进型压水堆核电技术（M 310)。

其一回路系 统为三环路，执行停堆过程中堆芯衰变热导出的余热排出系 统全部布置在安全壳内。

M 310机组低温超压保护始发事M 310机组的余热排出系统在丨60 ~ 180T ：接入到一回路，稳压器在丨20弋灭汽腔后一回路进人到水实体状态。

在 稳压器灭汽腔前,始发事件的发生不会导致一回路压力的迅速上升。

且由于高温下RPV 脆性断裂强度远超过始发事件 导致的峰值压力，因此这个温度区间下的事故，不会导致一 回路的破裂。

但由于始发事件最终会导致一回路压力超过 安全阀的峰值压力，安全阀最终会起跳。

安全阀起跳压力 下、]20T 以上的反应堆冷却剂排放时,会产生汽水混合的流 体,其冲击力也较低温情况下大很多。

考虑到事故的进程以及人员干涉的假定事件，如安注泵 误启动时，操作人员〇.5h 后停止安注泵。

通过余排系统先 导阀排放的总量超过了稳压器卸压箱的容积，最终会导致冷 却剂通过卸压箱进人到卸压箱房间环境中。

M 310堆型中，安全注人系统包括高压安注泵、安注箱、 低压安注泵。

余排系统接人后，运行人员会对安注箱的出口 电动隔离阀进行断电处理，以防止误安注信号引起的安注箱 向一回路的快速注人，有助于降低一回路失效风险。

在役的二代及二代改进型压水堆，稳压器的安全阀均配Industrial & Science TribuneRPV 雎性断裂曲线/―、低温超压事件的背景介绍对于压水堆核电厂一回路系统，其低温情况下的主设备 材料韧性较电厂正常运行工况下降。

1背景RGL04试验的全称为“确定功率棒棒位与汽机负荷对应关系曲线（G9曲线）试验”，即通过试验方法来获取G9曲线。

反应堆的换料以及燃耗的不断变化会引起功率分布的变化，进而影响控制棒的价值。

对于G模式运行的反应堆，为了在负荷跟踪过程中有效调节反应堆的功率需周期性地校准G9曲线。

试验过程中运行人员需要配合专业人员按要求的速率将汽机负荷由满功率快速降至550MW，然后升回至满功率(升功率阶段不属于试验范畴)，它是CPR1000机组日常运行期间风险最大的试验。

因为试验风险较大，存在甩负荷以及跳机跳堆的风险，故对该项工作的风险控制尤为重要，本文即对此过程中的现象进行分析，对运行的风险控制进行分析讨论。

2运行的主要工作①按照规定配合执行试验升降负荷；②控制机组状态，必要时中止试验，应急干预；③主控调节器自动检查无异常；④提前熟悉仪控专业临时指令（G棒棒速和死区修改）；⑤提前熟悉RGL/GCT/CET/AHP/GSS等故障预案并做好分工；⑥参照化学规范控制机组（主要是监视APG钠含量）；⑦值长与电网进行沟通；⑧熟悉汽机参数及打闸标准；⑨注意跟踪常规岛回路的泵运行情况，尤其是6.6kV大泵运行情况。

3过程现象和控制要点以某核电站RGL04试验为例，结合下图1对过程现象和控制要点进行说明：①12：30以30MW/MIN速率从满功率1086MV开始降负荷，G棒跟随，温度基本稳定，降至970MW后以50MW/MIN速率降负荷，到730MW时逐渐变热，630MW时，温度偏差达到-2℃，出现RGL404KA，在降负荷过程中试验要求不允许对反应CPR1000压水堆RGL04试验的风险控制The Risk Control of RGL04Test of CPR1000Pressurized Water Reactor曾臻1，刘洁2（1.广西防城港核电有限公司，广西防城港538000；2.大亚湾核电运营有限公司，广东深圳518000）ZENG Zhen1,LIU Jie2(1.Guangxi FangchenggangNuclearPowerCo.Ltd.,Fangchenggang538000,China;2.DayaBayNuclearPowerOperationsCo.Ltd.,Shenzhen518000,China)【摘要】RGL04试验是CPR1000压水堆功率运行期间风险最大的试验，存在甩负荷、跳机、跳堆的风险，机组控制难度大，需要做好风险分析和应对措施。

CPR1000核电机组一回路水压试验超压保护方案优化研究摘要：本文介绍了中国改进型三环路压水堆机组（CPR1000）机组一回路水压试验的超压保护方案及其改进方案设计内容。

超压保护是一回路水压试验的重要环节，用于防止一回路系统设备受到超压或失压损伤，通过研究历史大修一回路水压试验超压保护的设计方案和实施情况，针对普遍存在的静载压力计RCP017LP漏油故障，提出超压保护取消RCP017LP和RCP016MP （一回路系统压力与RCP017LP压力值的压差计）而全部采用定值触发保护逻辑的改进方案。

该方案可有效避免RCP017LP的设备漏油故障和人因操作失误，提高超压保护防失压功能水平关键词：中国改进型三环路压水堆（CPR1000）；一回路水压试验；超压保护；方案优化2015年1月16日，红沿河核电厂2号机组非常规大修（H299）一回路水压试验期间，因静载压力计RCP017LP漏油未及时干预使RCP016MP （一回路系统压力与RCP017LP压力值的压差计）数值超过保护值而触发一回路水压试验泵RIS011PO信号跳闸，致使压降达15 bar（1bar=105Pa，表压，下同）。

后续宁德核电厂3、4号机组第1次换料大修/红沿河核电厂3号机组第1次换料大修（N301/N401/H301）中，一回路水压试验时静载压力计RCP017LP发生不同程度的漏油情况并在线处理操作，其中H301大修的RCP017LP漏油故障决策和处理时间达2 h，影响了大修关键路径工作。

针对相关漏油故障或误操作可能带来的停泵致设备损坏或消耗瞬态风险，通过分析现有超压保护方案内容和外部电厂相关改进情况，对中广核集团的中国改进型三环路压水堆（CPR1000）机组一回路水压试验超压保护方案进行优化和改进。

1超压保护方案现状由于反应堆冷却剂系统（RCP）安全阀动作后无法控制降压速率，一回路水压试验时稳压器上的SEBIM阀的保护阀RCP020/021/022VP开启，隔离阀RCP017/018/019VP关闭并电隔离，超压保护方案的现状主要根据一回路系统压力状态分为3个阶段：①离开27bar之前余热排出系统（RRA）连接时，开启RRA安全阀防止超压；②27 bar和154 bar之间时，超压保护系统发出报警和开启安注系统（RIS）阀门RIS124VP保护信号来实现保护措施；③154 bar和206 bar之间时，超压保护系统发出报警、停RIS011PO泵和开启RIS124VP保护信号来实现。

附件小型压水堆核动力厂安全审评原则（试 行）一、前言上世纪90年代以来，小型模块式核动力厂在国际上开始受到关注。

进入21世纪后，由于能比较充分的利用大型压水堆核电厂的知识和经验，技术成熟度较高的小型模块式压水堆核动力厂开发被广泛重视。

目前美国、韩国等国家已开发出多个设计方案，用于取代老旧燃煤、燃油电厂，以及发电、居民供热、工业供汽等用途。

为满足这些用途，有必要进一步提高小型压水堆核动力厂的安全水平以实现场外应急简化。

我国核能界对小型压水堆核动力技术的研究也高度重视，目前已有几家单位投入了相关的开发工作，小型核动力技术也被列入国家能源发展“十二五”规划的重点示范工程项目。

与传统的大型轻水堆核电厂一样，小型压水堆核动力厂的安全也依赖于控制反应性、排出堆芯和乏燃料的热量、包容放射性物质以及限制事故释放三项基本安全功能，大多数小型压水堆核动力厂还具备一些自身的特点：（一）比较小的反应堆堆芯结构，反应堆冷却剂系统的一体化或紧凑设计，大大降低反应堆冷却剂丧失事故发生的可能性；—3—（二）反应堆堆芯的功率小，衰变热低，在布置上增强了反应堆冷却剂系统的自然循环能力，便于采用非能动方式带出堆芯余热；（三）单位功率的水装量相对较大，在事故工况下瞬态变化相对较慢；（四）反应堆堆芯功率较低和衰变热较少，有助于在发生事故、特别是堆芯严重损坏事故后，将堆芯熔融物滞留在压力容器或安全构筑物内；（五）较少的核燃料装载量和较低的反应堆堆芯功率也决定了较小的堆芯放射性物质总量，即使发生事故，包括严重事故的工况下，对环境和公众的影响将大大低于大型压水堆核电厂。

经过多年的发展，对于传统的大型压水堆核电厂，目前国际上已经建立了一套比较完整的核安全要求。

这套核安全要求以确定论为基础，近些年来又在概率论基础上做了补充完善，其中的一些重要安全原则依然适用于小型压水堆核动力厂。

但是如上所述，由于小型压水堆核动力厂存在一些自身的特点，针对传统大型压水堆核电厂所建立的，与堆型和系统设计密切相关的“处方式”确定论安全要求并不完全适合。

压水堆核电机组寿期末滑功率运行浅析摘要：压水反应堆在寿期末可能因燃耗深度需求或电网要求而进行滑功率方式运行。

滑功率运行是根据压水反应堆特性、通过缓慢降低功率的方式释放正反应性来补偿燃耗带来的负反应性以维持反应堆临界状态和功率运行。

压水反应堆的滑功率运行原理不复杂，但在控制上存在一些关键点需加强关注，否则可能因反应堆参数无法满足运行技术规范要求而滑功率运行失败。

关键词：压水堆；寿期末；滑功率；前言压水反应堆核电机组在燃料循环末期可能因设计燃耗深度需求或电网要求而进行滑功率方式运行。

压水反应堆滑功率运行简单描述就是根据压水反应堆特性，通过缓慢降低功率水平来释放正反应性补偿燃耗带来的负反应性以维持反应堆临界水平的一种运行方式。

本文从压水反应堆滑功率运行原理及控制要点对这种运行方式进行解析。

压水堆核电机组功率运行时，堆芯处于临界状态，其总的反应性可如下所示：＝＋＋＋＋＋=0随着燃耗的增加，不断降低，需要通过其他方式增加正反应性，通常是通过不断调整硼浓度（）来保证反应性的平衡。

运行至寿期末冷却剂的硼浓度已经很低，无法通过稀释方式(大的稀释量仅能带来较小的硼浓度改变，导致需处理的可复用废液大量增加)释放足够的反应性来维持反应堆的正常运行，而反应堆的换料设计对每个燃料循环的燃耗深度有要求，如果无法达到要求的燃耗则可能超出换料安全论证的范围，需开展紧急换料设计，此外未达到设计燃耗也将影响下一循环堆芯设计参数计算结果的准确性。

此时就需要通过其他方式来补偿由于燃耗增加的负反应性，根据上面的反应性公式可知，理论上可以通过改变、、来进行反应性补偿：提升控制棒引入正反应性可以引入正反应性以补偿燃耗的损失，但是由于满功率运行时控制棒全部位于堆芯上部，继续提升控制棒将导致上部功率增加，反应堆的轴向功率偏移(AO)将向正方向移动。

由于寿期末AO本来就偏正，且接近LCO阈值，提升控制棒将导致AO可能超出运行技术规范要求的范围，因此滑功率运行通常不选择通过提棒来补偿反应性；氙毒由于不能直接控制，所以也无法直接用于该工况下反应性补偿；降低反应堆功率可以引入正反应性来补偿燃耗的反应性损失，这也是寿期末理论和实践均可行的唯一方式。

2023年核电厂安全考试必须掌握的典型题综合测试题(共58个，分值共：)1、压水堆核电站有什么优点？①压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应堆体积小，技术十分成熟②压水堆采用低富集度铀作燃料，铀浓缩技术已经过关③压水堆核电厂有放射性的一回路系统和二回路系统分开，放射性冷却剂不会进入二回路而污染汽轮机，运行、维护方便；需要处理的放射性废气、废水及其他废物量较少2、核电厂安全评审和监督包括哪些内容？安全评审方面，应对核电厂安全分析报告的内容和格式作出规定，并按确定的标准审核评价大纲，对安全分析报告进行全面深入的技术审查，实施核安全许可证发放制度；安全监督检查可分为日常的、例行的和非例行的检查，内容包括核电厂建造、调试阶段的焊接质量检查、安全壳混凝土质量检查、设备制造质量检查、质保有效期检查、核电厂运行安全检查3、决定核安全因素有哪些方面？设计、建造、运行、监管、退役4、核电厂设计上采用哪些方面的措施来保证系统和部件的可靠性？应用多重性原则、单一故障原则、多样性原则、独立性原则、故障安全原则，设置可靠的辅助设施，避免共因故障，考虑设备停役的影响5、什么是静态控制点程序？当机组处于某一运行模式期间，每一当班运行值接班后为清楚地了解机组的状态而执行的检查程序，以确保机组在该运行模式下所必需的最小可用安全系统与设备满足运行技术规范的要求6、安注系统的运行①高压注射系统由于高压安全注射泵的运转而投入运行②蓄压注射系统的投入运行取决于一回路和蓄压箱之间的压力差③在一回路降压很快的情况下，低压安全注射系统投入运行，以确保高压安全注射系统和蓄压安全注射系统功能的连续性。

低压安全注射系统先以反应堆换料水箱作水源，换料水箱硼水降至低—低水位后，由安全壳集水坑的水作接替水源，淹没堆芯7、核反应堆第二道安全屏障由哪些部件构成？压力壳及其顶盖，蒸汽发生器一次侧，主泵（包括它们的第一道轴封），稳压器及其与一回路的连管、安全阀和卸压阀，一回路管道、蒸汽发生器和主泵、冷却环路的总成，压力壳内操作控制棒的机械装置，辅助系统（由与其相连的环路开始，到第二道隔离装置）8、什么是核电厂正常运行限值？指正常运行时参量的变化范围9、安全文化构成内容有哪些？决策层的承诺、管理层的承诺、个人的响应（图2-1）10、绘图说明安全注射系统动作条件有哪些？P104 图5-411、什么是核电厂运行整定值？触发保护系统自动投入运行的参数值12、国际原子能机构将核电站事故分为哪几个等级？0级偏差、1异常情况、2一般事件、3重大事件、4无明显场外风险的事故、5有场外风险的事故、6重大事故、7特大事故13、广义的核安全含义是什么，包含的内容有哪些？指涉及核材料及放射性核素相关的安全问题，其主要包括放射性物质管理、前端核资源开采利用设施安全、核电厂安全运行、乏燃料后处理设施安全及全过程的防核扩散等议题14、发生反应性事故的现象，原因，处理有哪些？（重点）现象与危险：发生反应性事故时，反应性上升引起热流密度增加，接着引起燃料元件温度和冷却剂温度升高，可能会出现瞬发临界，有导致偏离泡核沸腾的危险；若进一步导致超功率，有可能引起燃料元件融化，反应堆有失控的危险；堆芯内反应性的变化，在局部热点处有可能出现偏离泡核沸腾和超功率，将引起反应堆中热流密度和温度空间分布的改变。

压水堆核电机组多次提 R 棒达临界原因分析及优化方法研究发布时间：2022-11-08T03:31:41.201Z 来源：《当代电力文化》2022年7月13期作者：裴征，李昕露，王代福，李国仁[导读] 压水堆核电机组在换料启动达临界过程中裴征，李昕露，王代福，李国仁广西防城港核电有限公司，广西防城港，538000摘要压水堆核电机组在换料启动达临界过程中，时常出现R棒提至堆顶后堆芯仍无法临界的问题。

本文针对上述问题的产生原因展开分析，并提出了优化方法，以实现首次提R棒达临界，对核电机组反应性风险控制、大修工期控制等均有重要意义。

关键词临界；R棒；稀释1 达临界方法简介压水堆核电机组在换料启动阶段，主要是通过稀释及提升控制棒组两种方式来向堆芯引入正反应性，进而实现堆芯临界，达临界过程一般可分为三个阶段：阶段一：将S棒和GN棒提至堆外，将R棒提至预设棒位170步。

阶段二：连续稀释至中子计数率倒数比值为=0.1或距离理论临界硼浓度小于等于30ppm。

阶段三：提R棒达临界，若R棒提至堆外，反应堆仍未临界，则将R棒插回170步，并按照R棒从225步到170步所对应的理论控制棒积分价值确定稀释水量进行稀释，后续再重复上述提R棒达临界操作，直至堆芯临界。

2 问题及原因分析2.1问题概述以防城港核电厂2号机组第3次换料大修达临界情况为例，在阶段三首次提R棒至堆外，堆芯未临界。

随后，现场试验人员将R棒插回至170步，并按照R棒从225步到170步对应的理论控制棒积分价值所确定的稀释水量进行稀释，然后再次进行提R棒操作，最终在R棒提至210步时堆芯临界。

多次提R棒达临界，会延长机组大修工期，影响核电厂的运营经济性；同时，额外增加的反应性操作，也会增加反应堆的控制风险。

2.2 原因分析针对换料堆芯，出于验证堆芯设计及安全两方面考虑，采用的是逐步逼近临界的操作策略。

按照理论临界硼浓度及硼浓度微分价值进行估算，当连续稀释终止时，反应堆至少还有30ppm硼浓度所对应的次临界度。