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    摘要：按照現有的設計和遵循的相關規程，秦山核電廠事故工況下主給水系統隔離后不能恢復運行，對核電廠總的堆芯損傷頻率的貢獻較大。本文應用PSA的模型及結果，闡明主給水系統恢復運行的必要性。探討恢復主給水系統運行的可能性，給出了相關可行性方案，以便拋磚引玉，展開對秦山核電廠事故后恢復主給水系統運行的專題研究。

    關鍵詞：核電廠  堆芯損傷  主給水  規程

    1.秦山核電廠一級PSA模型簡介

    PSA（Probability Safety Assessment） 即為概率安全評價，以下簡稱PSA^[1]。

    秦山核電廠已開發反映秦山核電廠實際情況的功率運行條件下、內部事件的一級PSA模型，它提供了對設計薄弱環節和防止堆芯損傷途徑的全面認識。

    該PSA模型按照當今的核安全標準和實踐，借鑒IAEA的一級概率安全分析實施程序（50-P-4）^[2]進行開發，模型開發過程中，對始發事件分析、事故序列分析、成功準則確定、系統分析、人因可靠性分析、數據分析和定量化分析等七個要素進行分析和（或）建模。對于模型中的每個要素的分析參考了IAEA相應的文獻，同時也參照了美國NRC的ASME規范^[3]。

    PSA模型采用了小事件樹、大故障樹的建模方法；事件樹、故障樹模型創建在從瑞典Relcon公司購進的Risk Spectrum軟件平臺上。

    PSA工作信息流程如下圖所示：

    本文考慮到問題的針對性和受篇幅所限，其PSA詳細模型不再贅述。

    2.PSA結果對事故后恢復主給水運行的評價

    2.1秦山核電廠事故情況下主給水系統無法恢復運行

    事故運行規程EOP的FR-H.1《失去二次熱阱響應》規程的操作要點是設法恢復給水，否則建立一回路充水-排氣冷卻模式。操縱員判斷喪失二次側熱阱后，首先要做的是設法恢復二次側熱阱，即恢復主給水系統運行。若主給水系統也不能有效運行，操縱員發現完全喪失二次側熱阱，要快速利用一次側充水--排氣建立反應堆排熱途徑。

    在許多事故工況下，當作為電廠二次側熱阱的輔助給水失效后，為了繼續利用二次側熱阱的作用，減少使用“Feed-Bleed”的幾率，應考慮恢復主給水系統的運行。

    按照FR-H.1第5步，恢復主給水，建立二次熱阱，帶走反應堆余熱，規程如下：

    ………

    “5   設法至少在一臺蒸汽發生器中建立主給水流量

       a.確認主給水隔離閥---開         a.主給水隔離信號復位, 打開主給水隔離閥和調節
                                         閥,若不成功,則執行第9步

       b.確認凝結水系統---運行         b.設法將凝結水系統投入運行, 若不成功,則執行第9步

       c.在蒸汽發生器中建立主給水       c.若無法建立,則執行第6步“

    …………

    由此可見，EOP規程對恢復主給水系統運行只簡單提及：確認主給水隔離閥開，非預期響應是主給水隔離信號復位, 打開主給水隔離閥和調節閥；確認凝結水系統運行，非預期響應是設法將凝結水系統投入運行。

    然而，對于復位或解除主給水隔離信號、啟動主給水泵、開啟有關閥門和調節主給水流量等一些重要的操作，規程里卻沒有提及，尤其是對如何向蒸汽發生器提供相當于一臺輔助給水泵額定流量的主給水的操作沒有明確。                                         

    同時，現有設計中，電廠的保護邏輯和主給水系統有關部件控制邏輯情況表明，主給水隔離信號發出后，“復位”按鈕只對主給水隔離閥、主給水調解閥、主給水旁路調節閥起作用；主給水隔離信號進入主給水泵控制邏輯回路后，閉鎖合閘回路，事故情況下，隔離信號一直存在，主給水泵不能啟動。

    綜上所述，由于目前相關運行規程中沒有解除主給水隔離信號和可靠的調節主給水流量的相應措施，所以按照秦山核電廠的現狀，當電廠發生事故時，主給水隔離后在80分鐘的時間窗口內恢復主給水運行的概率幾乎為零。

    2.2主給水系統不能恢復時核電廠的CDF

    PSA模型的19棵事件樹中，共有343個事故序列，其中202個CD（堆熔）事故序列；涉及到輔助給水系統失效而需要恢復主給水的有9棵事件樹，共144個事故序列，占71.3%。在這9棵事件樹中，涉及到恢復主給水系統的功能題頭的事故序列很多，限于篇幅，這里不展開分析。

    認為主給水系統不能恢復時，在事故序列定量化時主給水系統功能失效題頭賦值為“1”，下面是主給水不能恢復情況下的電廠堆熔頻率和前五個割集。

    Top Event frequency F = 7.177E-05

    2.3 主給水系統恢復運行時核電廠的CDF

    認為主給水系統能恢復時，在事故序列定量化時主給水系統功能失效題頭賦值為“0”，下面是主給水能恢復情況下的電廠堆熔頻率（CDF）和前五個割集。

    Top Event frequency F = 5.870E-05

    2.4主給水系統有概率恢復運行時核電廠的CDF

    考慮主給水系統有概率恢復時，在事故序列定量化時掛上主給水系統故障樹，主要的定量計算結果是：

    Top Event frequency F = 6.777E-05

    2.5事故后恢復主給水運行的評價

    通過PSA模型定量計算，主給水不能恢復運行時，電廠CDF為7.177E-05；主給水可以恢復時，電廠CDF為5.870E-05，降低了18．2%；考慮主給水系統有概率恢復運行時（建樹分析其恢復概率）核電廠的CDF6.777E-05，降低了6%。

    在核電廠CD事故序列中涉及到主給水系統恢復失效的序列及其發生頻率如下表。

    CD事故序列中涉及到主給水系統恢復失效的序列CDF占核電廠CDF的4%。

    不難發現，主給水系統能否恢復運行，對核電廠總的堆芯損傷頻率CDF值影響顯著。

    另外，通過緩解系統失效對堆芯損傷頻率重要度的分析，發現所有的緩解系統中，輔助給水系統是繼交流電源系統之后，第二個對堆芯損傷頻率最重要的緩解系統（占8.61%），輔助給水系統的失效，就涉及到主給水系統的恢復問題。因此從PSA模型中事故序列里主給水系統出現頻度也可定性地理解主給水系統恢復失效對堆芯損傷頻率的重大影響。

    以上通過PSA模型定量比較主給水能否恢復對核電廠CDF定量結果的不同影響，說明事故后恢復主給水運行十分必要。

    3.事故后恢復主給水運行的可能性研究

    在秦山核電廠事故工況下，當輔助給水系統失效后，核電廠相關運行規程要求恢復主給水系統運行時，根據現有的設計狀況進行專門的熱工水力計算結果表明，在80分鐘的時間窗口內恢復主給水運行概率幾乎為零。

    事故后要恢復主給水運行，是否必然要解除主給水隔離信號？是否需要手動控制主給水流量？對于恢復主給水運行，目前有規程可循，但規程是否需要完善？對于主給水隔離信號，從設計上是否還可考慮變更？

    因此，本節對于事故后恢復主給水運行的可能性，就從這些方面展開探討。

    3.1儀控設計上重新考慮主給水的隔離信號

    3.1.1變更主給水隔離信號

    主給水系統設計上主要考慮主給水系統在電廠功率運行期間向蒸汽發生器提供主給水；而且由于主給水流量較大，當電廠發生事故或停堆以后，為防止一次側過冷，需要隔離主給水系統；但在失水或瞬態事故下，當輔助給水系統失效時，又要替代輔助給水系統，而高度可靠地向蒸汽發生器提供給水，維持二次熱阱。

    主給水隔離主要目的是防止：a、一回路意外失控地冷卻，因負的慢化劑溫度系數導入正的反應性，從而減小停堆裕度、重返臨界或功率失控增加；b、蒸汽發生器高高水位引起對汽輪機和蒸汽發生器、主蒸汽管道及閥門因水錘等原因引起的損壞。

    主給水系統隔離信號

    從事故緩解的角度，絕大部分事故情況下，應該保證二次熱阱的主給水系統的可運行性。

    以上的主給水隔離信號中，主蒸汽母管壓力低四取二、P-11邏輯符合反映發生主蒸汽管破口事件，此時必須隔離主給水，以免使事故惡化。

    冷卻劑低-低平均溫度（整定值Ⅱ）四取二、P-15、P-11邏輯符合；給水高流量四取二、P-15、冷卻劑低流量邏輯符合；給水高流量四取二、P-15、冷卻劑平均溫度（整定值I）邏輯符合三個主給水隔離信號，是為了防止主系統過冷，因此三個信號應該保留。

    冷卻劑低I平均溫度、P-16邏輯符合；冷卻劑低II平均溫度四取二、P-15、P-11邏輯符合兩信號在每次電廠正常停堆降溫模式時都隔離主給水，此時啟動并使用輔助給水向蒸汽發生器提供給水。然而，對于電廠的正常停止，如能利用主給水降溫模式，則可防止蒸汽發生器的熱沖擊，延長其使用壽命；而且經過除氧的主給水水質明顯優于應急水箱的水，這對于保護二回路助系統設備也大有裨益。因此建議通過可行性專題研究，取消或適當修改（恰?，敹谝迅臑橹髡羝吡髁扛綦x主給水）此二信號。

    蒸汽發生器高高水位四取二邏輯符合主給水隔離信號，是為了保護汽機，該信號應保留。

    通過變更主給水隔離的觸發信號，減少主給水不必要的隔離，提高事故情況下主給水可用的概率。

    3.1.2修改專設保護信號邏輯

    主給水隔離以后，雖然可以在主控CB518上復位，但只要主給水隔離觸發信號之一存在，從保護邏輯圖上可見，仍然無法操作被閉鎖的設備，這不但不利于事故后主給水的恢復，而且給電廠的運行帶來了不利因素。

    一、電站啟動前要求汽輪機掛閘進行一系列相關試驗，盡管當時運行模式不要求主給水隔離保護，但保護信號存在，為了建立汽機掛閘允許條件，不得不臨時采用在反應堆保護柜上拆驅動端子或改變定值器定值等非正常手段，這容易造成反應堆保護系統的狀態混亂，甚至錯誤，影響反應堆保護系統功能的正常發揮。對主給水泵、主給水隔離閥、主給水調節閥和旁路調節閥存在同樣問題。

    二、由于電廠狀態的要求，操縱員需要合理調整被閉鎖設備的運行狀態也不被許可。

    因此，考慮在專設保護信號邏輯的主給水隔離控制邏輯接線上，對CB518主給水隔離復位按鈕進行變更，使之與安注復位按鈕具有同樣功能。變更后的主給水隔離復位邏輯中適當的延時，可保證主給水隔離保護不會被倉促或武斷的復位與閉鎖。另外，增加手動主給水隔離按鈕，以便主給水隔離復位按鈕按下后任何主給水隔離信號都被閉鎖時，還可手動進行主給水隔離?？煽紤]增加兩個串連的按鈕，以免主給水的誤隔離?！爸鹘o水隔離”與“主給水隔離復位”都在報警窗上顯示，及時提醒操縱員。

    變更后的主給水隔離復位按鈕，不但增加了核電廠運行的靈活性，避免了非正常手段帶來的風險，而且便于事故情況下復位主給水隔離信號，恢復主給水運行。

    3.2事故情況下臨時解除主給水隔離信號手動調節主給水流量

    3.2.1事故情況下臨時解除主給水隔離信號

    在PSA事件樹中，除了主蒸汽管斷的事故序列外，還有92個事故序列需要在輔助給水系統失效后恢復主給水系統運行，這些事故序列進程中，無一例外都隔離主給水。這些信號中，有些觸發信號根據電廠緩解情況能很快消失，有些隔離信號會長時間存在，按本文的分析，在主系統可控冷卻等事故情況下，要求有關人員視情況適時解除主給水隔離信號，以便恢復主給水系統運行。

    解除主給水隔離信號，在儀控系統相應中間機柜的接頭處用顯著標記標明，以便事故情況下，儀控人員及時松動接頭斷開接線，解除主給水隔離信號，如遇夜班或節假日，儀控人員不能及時進廠處理的情況下，授權主控操縱員及時解除主給水隔離信號，這些在EOP相應處增加修改頁，作出補充說明。

    3.2.2手動調節主給水流量

    主給水系統隔離信號觸發以后，主給水系統自動隔離：運行的主給水泵跳閘、主給水隔離閥關閉、主給水調節閥關閉和主給水旁路調節閥關閉。當恢復主給水時，人為解除主給水隔離信號后，操縱員要手動啟動主給水泵并開啟主給水隔離閥。

    主給水小流量（相當于一臺輔助給水泵額定流量）時，旁路調節閥自動調節性能不好，為了可控調節需要的主給水流量，手動調節主給水旁路調節閥調節主給水流量，一方面通過主給水系統小流量循環管線進行流量循環，再回至除氧給水箱；另一方面因管路上的逆止閥被壓力開啟，可控的主給水向蒸汽發生器注入，確保主系統的冷卻。

    3.2.3增加一臺主給水泵

    增加一臺額定壓力、低流量（相當于一臺輔助給水泵額定流量）的核級主給水泵。

    這臺主給水泵主要針對事故情況下恢復主給水用，不參與蒸汽發生器的水位調節；不接受主給水隔離信號；并由操縱員手動啟動。同步增加、完善相應規程。

    4.事故后恢復主給水系統運行的可行性方案

    經過分析，將事故后恢復主給水系統運行的可行性方案描述如下。

    4.1儀控設計上重新考慮主給水的隔離信號

    4.1.1變更主給水隔離信號

    建議通過可行性專題研究，取消冷卻劑低I平均溫度、P-16邏輯符合，冷卻劑低II平均溫度四取二、P-15、P-11邏輯符合觸發的主給水隔離信號，或修改為主蒸汽高流量隔離主給水。

    4.1. 2修改專設保護信號邏輯

    在專設保護信號邏輯主給水隔離控制邏輯接線上，對CB518主給水隔離復位按鈕進行變更，使之與安注復位按鈕具有同樣功能。

    4.2事故情況下臨時解除主給水隔離信號，手動調節主給水流量

    4.2.1事故情況下臨時解除主給水隔離信號

    在儀控系統相應中間機柜的接頭處用顯著標記標明，需要時斷開接線，解除主給水隔離信號，同步修改相應規程。

    4.2.2手動調節主給水流量

    解除主給水隔離信號后，主給水旁路調節閥打手動，手動調節主給水流量，同步修改相應規程。

    4.2.3增加一臺主給水泵

    增加一臺額定壓力、低流量的核級主給水泵。

    5.結束語

    秦山核電廠主給水系統設計理念認為，主給水系統主要用于電廠功率運行期間；而且由于主給水流量大，停堆以后恢復運行時有一種潛在的過冷風險，因此采取較多的觸發信號，隔離主給水。按照秦山核電廠現有狀況，主給水系統隔離后不能恢復運行。然而從事故緩解的角度看，在絕大部分事故情況下，應該保證二次熱阱的主給水系統的可運行性。

    本文采用PSA的結果證明主給水系統在事故后不能恢復運行對核電廠總的堆芯損傷頻率的貢獻影響較大。進一步探討了恢復主給水系統運行的可能性，給出了相關可行性方案。

    然而由于受水平所限，這些分析還相當粗略，方案也僅僅是一個想法，離實施、甚至專題研究的立項可能還有相當距離。鑒于主給水系統在事故后對于電站二次側熱阱的重要意義，本文拋磚引玉，以期能展開對秦山核電廠事故后恢復主給水系統運行的專題研究！

    同時，由于新法規對于PSA及其應用^[4]有強制性要求，相應導則即將陸續出臺，期望秦山核電廠以PSA模型為基礎，把PSA的成果應用到設計變更等諸多領域，使PSA技術不僅在電廠的安全性、可靠性方面作出有益的貢獻，而且在提高電廠的可利用率及經濟性方面也起到積極的作用！

    參考資料

[1]  周法清. 核電廠概率安全評價[M].上海: 上海交通大學出版社, 1981

[2]  INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Procedure for Conducting Probabilistic Safety Assessment of Nuclear Power Plants (Level 1) [M]. Vienna: ISSN, 1992

[3] ASME, Standard For Probabilistic Risk Assessment For Nuclear Power Plant Applications[S].U.S ：ASME.NRC, 2002

[4]  INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Applications of Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plant[M]. Vienna: ISSN, 2001

Discussing Restore the MFW After Event and Reduce the CDF of QNPP

GONG Yuan

       Qinshan Nuclear Power Companny,Zhejiang 314300,China

ABSTRACT：According to the current design and relative procedures in QNPP, the main feed-water system can not be restored after its isolating under accident conditions, and thus there will be the larger contribution to the total core damage frequency of QNPP.

In this paper, the necessary of main feed-water recovery is illustrated with the help of Probability Safety Assessment (PSA) model and its quantitative results. In order to the widely discuss on topical studies of main feed-water recovery after accident of QNPP, the possibility and suggests for main feed-water recovery is subjected.

KEY WORDS: Nuclear Power Plant, Core damage Frequence, the Main Feed Water,Regulation

注：生產準備處龔淵的《淺論xx核電廠事故后恢復主給水運行降低堆熔率》一文于2007年11月18日榮獲國家環?？偩趾伺c輻射安全中心《核安全》“優秀文章獎”。

《核安全》是國家環?？偩种鞴?、國家環保總局核與輻射安全中心主辦的國家一級刊物。