核電廠主回路壓力異常問題分析目錄TOC\o"1-3"\h\u20680核電廠主回路壓力異常問題分析 1234391.1主回路壓力測量與泄露監(jiān)測 1102341.2主回路壓力異常原因 344531.3主回路壓力異常后果 4272091.4核電廠主回路壓力調節(jié) 4237131.4.1壓力安全系統(tǒng)組成及原理簡介 464641.4.2穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)簡介 5185241.4.3化學和容積控制系統(tǒng)壓力控制 6277221.4.4反應堆保護系統(tǒng)簡介 631171.4.5專設安全設施事故簡介 71.1主回路壓力測量與泄露監(jiān)測核電廠啟動，停堆及運行過程中需要測量與監(jiān)測的參數有：穩(wěn)壓器壓力壓力、堆芯進出口溫度、穩(wěn)壓器及蒸發(fā)器水位、蒸發(fā)器壓力、硼濃度等。在需要監(jiān)測的參數中，主回路壓力無疑是最為重要的參數之一。我們可以通過監(jiān)測一回路壓力了解反應堆的運行狀態(tài)，預防由于冷卻劑升溫膨脹壓力過高和有可能造成設備受損以及燒毀比的減??；或防止壓力過低引起冷卻劑沸騰。為監(jiān)察一回路壓力，必須進行一回路壓力測量。此外，反應堆冷卻劑泵吸入口冷卻劑壓力如果過低，冷卻劑可能會在低壓下汽化引起汽蝕，因此必須避免主泵吸入口壓力過低。一回路熱端壓力還作為穩(wěn)壓器壓力調節(jié)系統(tǒng)的控制信號。當壓力超過上限值時，穩(wěn)壓器噴淋系統(tǒng)起動，使穩(wěn)壓器汽部分冷凝，降低穩(wěn)壓器壓力；當壓力低于下限整定值時，起動穩(wěn)壓器電加熱器，以增加穩(wěn)壓器上部的蒸汽量使一回路壓力升高。汽機輸出功率與反應堆熱功率有密切聯(lián)系，通過監(jiān)測一回路壓力間接控制汽機輸出功率，進而影響二回路工作狀態(tài)。反應堆正常運行或功率瞬變時，主回路壓力在工作壓力允許的誤差范圍波動。當主回路壓力異常即超出誤差范圍時。工作人員要根據壓力變化及之前反應堆主回路系統(tǒng)運行狀態(tài)判斷壓力異常原因，解決故障防止事故。綜上主回路壓力測量監(jiān)測不但對一回路正常運行至關重要，對二回路運行也有一定影響。因此，分析核電站主回路壓力異?，F象對核電站安全運行，高效輸出反應堆核裂變產生的熱量有重要意義。壓力測量儀表的選擇與安注對于壓力測量有很大的指導作用的，測壓儀表應依據測量壓力的量級和變化頻率、測量物質的化學特性（酸堿度的大小，是否具有腐蝕性和毒性、是否易燃易爆或易結晶潮解風化）、測量環(huán)境的影響（高溫高壓或低溫低壓，所測介質劇烈震動測量）信號傳輸距離及精度的要求選擇合理的測壓計后安裝較為合適的測量通道使壓力測量正確的基礎。核電站主回路壓力一般使用彈性式壓力計即利用彈性形變的作為基礎測量壓力。壓力計彈性件主為彈簧管、波紋管及彈性膜。彈性式壓力計測量誤差分為機械誤差與非機械誤差兩種，機械誤差主要是由于元件變形響應速度較慢、元件結構不對稱等原因引起，可用形變響應速度更快的材料如熔凝石英制作測壓計、改變測壓計結構的方法減小乃至消除機械誤差。另一類非機械誤差則由于不可避免的摩擦、環(huán)境的改變引起的可用減少機構數目和改善工作環(huán)境的途徑減小此類誤差。在能夠準確測壓的前提下還需要配置可信的泄露監(jiān)測系統(tǒng)。如果高壓管道存在微小裂紋未被發(fā)現并長期高強度使用有可能令裂紋擴大冷卻劑泄露，進而令主回路壓力異常。除優(yōu)秀的測量外擁有一套科學嚴謹的窺測主回路邊界泄露體系對主回路壓力進行窺測對于核電站運行或事故主回路壓力異常預防及緩解也有重大意義。當主系統(tǒng)管道冷卻劑泄露，首先形成閃蒸汽和閃蒸水，氣體通過保溫層與管道間隙向安全殼排放，在安全殼通風系統(tǒng)風機冷卻作用下形成冷凝水，經過過疏水管線排至收集裝置中。閃蒸水受重力經過保溫層焊縫最終排入地坑。在泄露冷卻劑擴散與收集回路上均設有警報裝置。泄露發(fā)生后對管道和保溫層及設備隔間和管道的溫濕度進行監(jiān)測確定泄露位置，通過對地坑液位、疏水泵啟動時間及液體密度確定泄露率。在能夠確定泄露位置與泄漏率的基礎上，形成泄露故障綜合診斷方案（系統(tǒng)可用數據可靠及儀表故障判斷的整合）。通過運行參數如主回路壓力等確定運行工況與RCP完整性與LBB技術需求邏輯整合確保系統(tǒng)的可用，通過對工藝系統(tǒng)（核島通風、疏水排氣系統(tǒng)）運行參數和泄露監(jiān)測系統(tǒng)儀表參數與他們的參考值比較確定系統(tǒng)是否正常以及數據是否可靠。若其中一個系統(tǒng)異常則發(fā)出系統(tǒng)故障報警信號。當兩系統(tǒng)均正常時可確定數據可靠時將泄漏源分析模塊及泄漏率分析模塊所得結果分別與其閾值進行比較，若泄漏源位置分析值超閾值時泄漏源定位報警（單儀表報警），然后進行泄露源位置診斷進而修正報警閾值計算泄漏率大小。若泄漏率超閾值且符合一致性與時序性時觸發(fā)最終報警。圖1.1是監(jiān)測算法圖。圖1.1監(jiān)測算法圖1.2主回路壓力異常原因核電站主回路壓力異常的原因多種多樣。可以分為電源故障、機械故障、人為故障三類，這幾類故障有時并非一定是單獨發(fā)生，有時也會疊加發(fā)生使本不嚴重的事件變成事故。電源故障即失去電源（廠內電和廠外電），當失去電源而備用電源沒有及時介入時主泵斷電造成的后果最嚴重即冷卻劑流動相比于正常運行時滯緩，元件熱量積聚有熔化的危險，因而現在一般壓水堆核電廠在設計時將一回路設計為即便完全斷電亦能產生自然循環(huán)。機械故障可能是由于設計的不合理或工作負荷過大所導致，對于一回路來說可能發(fā)生的機械故障由冷卻劑泵轉軸斷裂（概率很?。?、穩(wěn)壓器安全閥意外開啟或與輔助主冷卻劑系統(tǒng)的系統(tǒng)閥門意外開閉或管道某處故障，對于二回路則是管道、閥門或二回路設備出現故障。人為故障則是操作人員或檢修人員錯誤操作或檢修人員維修失誤令事故發(fā)生。比較有代表性的由于操作失誤導致主回路壓力升高而造成的嚴重后果的事故時七九年美國三里島事故。在設備檢修完成后，檢修人員由于疏忽大意失誤關閉輔助回路上的一個閥門，在主給水泵失效后輔助給水無法送至蒸汽發(fā)生器。一回路壓力升高后，減壓閥開啟使給水減少，溫度壓力進一步升高。在高壓安注開啟后操作人員判斷失誤關閉了高壓安注，最終堆芯冷卻嚴重不足進而熔化。因此出現了故障后三十分鐘不操作準則。從三里島事故可以看出監(jiān)測一回路壓力，在壓力異常時準確找出并解決問題是核電站正常運行的必要條件。1.3主回路壓力異常后果核電廠主回路正常是密閉的，因此當主回路或二回路某種原因引起回路導熱情況變化令冷卻劑產生溫度變化或容積波動時，一回路壓力隨之反應繼續(xù)反饋于回路間導熱現象。因此，主回路壓力過高或過低都是不合理的。反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力通常都是由反應堆控制系統(tǒng)和壓力安全系統(tǒng)自動控制的。反應堆冷卻劑壓力控制系統(tǒng)故障（一般是機械故障），在穩(wěn)態(tài)工況下，能導致壓力超出正常范圍；在瞬態(tài)工況下，能引起壓力的不穩(wěn)定性。1.4核電廠主回路壓力調節(jié)核電廠正常運行時主回路壓力調節(jié)由壓力安全系統(tǒng)、穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)、化學與容積控制系統(tǒng)共同作用，預防壓力異常和調節(jié)壓力。1.4.1壓力安全系統(tǒng)組成及原理簡介由壓力調節(jié)和壓力保護兩部分組成，一般設備為電加熱式穩(wěn)壓器和卸壓箱。起壓力調節(jié)作用的部分由穩(wěn)壓器、電磁噴霧閥、流量調節(jié)閥和控制儀表、噴霧管道、波動管道等組成。穩(wěn)壓器的工作利用汽液兩相平衡和飽和水蒸氣的可壓縮性來調節(jié)一回路壓力。核電廠正常運行時單位質量飽和蒸汽的體積變化率約為飽和水的七百倍，同時在15.5MPa壓力下水的密度約為蒸汽的6倍，因此當核電站主回路壓力異常變低時利用電加熱器加熱穩(wěn)壓器中的水使之轉變?yōu)檎羝羝w積占比增大，穩(wěn)壓器壓力升高，防止主回路壓力過高設備損壞。同理當主回路壓力異常變高時，利用連接到壓力容器冷段的噴淋管向穩(wěn)壓器中噴淋溫度較低的噴淋水，使汽凝結成水，穩(wěn)壓器壓力下降，防止了主回路壓力過低導致冷卻劑沸騰而引起的燃料元件的毀壞。穩(wěn)壓器控制壓力的核心是控制系統(tǒng)的PID控制器，傳統(tǒng)PID控制器通過確定三個系數改變補償值，但壓力穩(wěn)壓器內的壓力變化是一個非線性的過程因此可能會出現控制滯后調節(jié)不足的問題，因而出現了如自抗擾控制、免疫控制等新的控制策略?？刂撇呗缘母倪M讓壓力調節(jié)更加穩(wěn)定和快速，主回路壓力異常的概率變低。起壓力保護作用的部分由卸壓閥、安全閥、卸壓管、泄壓箱等組成。卸壓閥讓安全閥不必頻繁開啟，當穩(wěn)壓器壓力過高時先打開卸壓閥，若壓力繼續(xù)上升則將高壓蒸汽排入卸壓箱。廣東大亞灣核電站采用先導安全閥組。為滿足冗余性，安全閥組由單個保護閥與單個隔離閥串聯(lián)，由于后者開關閾值比前者低因此正常運行時保護閥常關（具體閾值見表1.1）。二代核電站在設計時并非像二代加核反應堆一樣將嚴重事故列入設計中因此二代堆大多采用安全閥組保護主回路壓力，而二代加堆由于在設計時將嚴重事故列入考慮范圍其壓力因此保護部分略有不同。二代加核電廠CPR1000壓力保護部分沒有像二代堆一樣噴淋管嘴設置在上封頭，新增兩條卸壓閥組管線預防壓力過高時堆芯熔化。表1.1廣東大亞灣核電站安全閥開、關閾值（絕對壓力/MPa）閥門種類編號開啟壓力關閉壓力保護閥RCP020VP16.616.0RCP021VP17.016.4RCP022VP17.216.6隔離閥RCP017VP14.613.9RCP018VP14.613.9RCP019VP14.613.91.4.2穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)簡介穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)的作用是將穩(wěn)壓器壓力控制在允許范圍（一般是±0.2MPa）。通過把壓力測量值與整定值（大亞灣核電站為15.5MPa）的差值送到PID控制器，處理后輸出補償信號到信號發(fā)生裝置和繼電器控制主回路壓力。1.4.3化學和容積控制系統(tǒng)壓力控制在核電廠正常運行時，化學和容積控制系統(tǒng)主要功能有維持穩(wěn)壓器水位，控制水質和冷卻劑中硼濃度的調節(jié)。其中維持穩(wěn)壓器水位是對壓力安全系統(tǒng)的輔助功能。穩(wěn)壓器壓力補償不是無限的，化容系統(tǒng)可以通過上充和下泄回路補償穩(wěn)壓器所不能補償的壓力變化。以大亞灣核電站為例當主回路壓力異常變高時，冷卻劑流經下泄回路至容控箱，當壓力升高過大超過容控箱壓力補償極限時，冷卻劑將流至硼回收系統(tǒng)貯存箱中。反之，當主回路壓力異常變低時，通過上充泵從硼和水補給系統(tǒng)補償損失的壓力。反應堆本身的控制系統(tǒng)在反應堆發(fā)生第II、III、IV類工況時有時是不能實現其自身的安全要求。例如，在二代堆中主泵由于機械故障使冷卻劑流量減少的失流事故，在事故發(fā)生后二代堆自身所有的控制系統(tǒng)和自然安全性并不能補償冷卻能力的喪失，堆芯DNBR下降，最終可能出現堆芯熔化、安全殼出現裂口、放射性泄露等嚴重后果。有必要發(fā)生事故迅速停閉反應堆并確保一回路冷卻能力，維持三道安全屏障正常作用。為此核電廠需要在壓力調節(jié)保護的基礎上為主回路布置相應保護系統(tǒng)和安全設施。1.4.4反應堆保護系統(tǒng)簡介反應堆保護系統(tǒng)可控制事故后保證核電廠安全的電氣設備，是停堆保護系統(tǒng)的子系統(tǒng)。在某一參數（如主回路壓力）大于限值威脅屏障密閉性時停堆，若停堆后壓力繼續(xù)升高，則啟動相應安全設施保證屏障完整性。停堆保護的類型有很多如：根據反應堆冷卻劑進出口溫差停堆、根據環(huán)路流量變化停堆、根據穩(wěn)壓器和蒸汽發(fā)生器水位過高或過低停堆、根據穩(wěn)壓器壓力過高（大亞灣核電站為16.55MPa）或過低（大亞灣核電站為13.1MPa）停堆等。為保證在事故發(fā)生后能順利停堆和啟動專設安全設施，保護系統(tǒng)的設計要滿足冗余性（防止故障發(fā)生后系統(tǒng)某項功能喪失）、多樣性（防止由于同一原理產生的故障）、獨立性（防止已發(fā)生的故障引起其他故障）、安全性（防止故障引起更嚴重的后果）等設計準則。1.4.5專設安全設施事故簡介在反應堆堆發(fā)生事故后投入安全設施能夠有效緩解事故，預防堆芯熔化反應堆內壓力過高保證安全殼的完整。安全殼隔離系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)、應急堆芯冷卻系統(tǒng)是核電廠中最普遍的安全設施。安全殼噴淋系統(tǒng)：安全殼是核電廠最終屏障，能在電廠正常運行和事故時將微量或大量放射性包容在電廠內，確保公民和環(huán)境不受到放射性的威脅。系統(tǒng)主體由兩列噴淋管線組成，事故發(fā)生使安全殼內壓力達到一定值時（0.24MPa）產生噴淋信號，保護系統(tǒng)動作噴淋啟動。首先從反應堆水池和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)（PTR）的水箱汲水，當水箱中水位過低時從地坑中汲水。安全殼內高溫蒸汽遇冷水凝結降溫降壓并在噴淋水中混入燒堿或海波來吸收并降低放射性（尤其是對于I）。在失水事故過去半月左右，若低壓安注泵故障可用安噴泵代替。安全殼隔離系統(tǒng)：為保障安全殼的完整性，在貫穿安全殼的管道都布置了2層準柔性結構有一定膨脹能力的貫穿件。這些貫穿件零星分布在一二回路的二十多個系統(tǒng)中而非集中在某一區(qū)域。發(fā)生異?；蚴鹿屎蟀踩珰毫_一定值時，安全殼隔離開啟。輔助給水系統(tǒng)：當發(fā)生使主回路壓力異常的事故時，或蒸發(fā)器正常給水的某個環(huán)節(jié)發(fā)生故障而使一回路產熱無法正常導出時，輔助給水泵啟動代替正常給水泵向蒸發(fā)器供水，導出堆芯剩余裂變熱，蒸發(fā)器蒸汽由汽輪機旁路排放系統(tǒng)通過蒸發(fā)器大氣釋放閥或凝汽器氣動控制閥排出。應急堆芯冷卻系統(tǒng)：應急堆芯冷卻系統(tǒng)由三個子系統(tǒng)組成，開啟