徐良劍，任春明

（中國核動力研究設(shè)計(jì)院，四川 成都 610041）

核儀表系統(tǒng)系數(shù)設(shè)置影響因素分析

徐良劍，任春明

（中國核動力研究設(shè)計(jì)院，四川 成都 610041）

核電廠在投入商業(yè)運(yùn)行前，需進(jìn)行一系列的調(diào)試試驗(yàn)確保系統(tǒng)和運(yùn)行的可靠性。2010年8月，某百萬千瓦級核電廠在50%FP甩負(fù)荷到廠用電的調(diào)試中意外停堆，導(dǎo)致停運(yùn)兩天，拖延了試驗(yàn)的進(jìn)度。經(jīng)現(xiàn)場分析發(fā)現(xiàn)意外停堆與RPN系數(shù)設(shè)置不當(dāng)有關(guān)。中國核動力研究設(shè)計(jì)院快速響應(yīng)并對事件原因進(jìn)行了分析，提出了新的RPN系數(shù)，順利完成了50%FP和100%FP甩負(fù)荷到廠用電試驗(yàn)。文章首先分析了RPN系數(shù)對中子注量率變化率計(jì)算的影響，然后分析了影響RPN系數(shù)設(shè)置的主要因素，給出了RPN系數(shù)設(shè)置的基本原則，為后續(xù)電站的調(diào)試試驗(yàn)與運(yùn)行提供了參考，以避免同類事件再次發(fā)生。

甩負(fù)荷；意外停堆；RPN

核電廠利用核裂變反應(yīng)產(chǎn)生的能量來發(fā)電，除了與常規(guī)火電廠類似的汽輪發(fā)電機(jī)組（簡稱汽輪機(jī)組），又有其特有的核反應(yīng)堆。為了保證核電廠運(yùn)行的經(jīng)濟(jì)性及安全性，核電廠有大量的冗余機(jī)構(gòu)和輔助設(shè)備。核電廠在投入商業(yè)運(yùn)行前會進(jìn)行一系列的調(diào)試試驗(yàn)來保證這些機(jī)構(gòu)和設(shè)備在核電廠運(yùn)行中的可靠性。

2010年8月，某百萬千瓦級核電廠在50%滿功率（50%FP）初始功率甩負(fù)荷到廠用電調(diào)試試驗(yàn)時(shí)，意外觸發(fā)中子注量率變化率高信號停堆，導(dǎo)致調(diào)試暫停。甩負(fù)荷到廠用電瞬態(tài)是假設(shè)機(jī)組在某一初始功率穩(wěn)定運(yùn)行時(shí)，由于某種原因，超高壓斷路器突然跳閘，汽輪機(jī)組與電網(wǎng)解列脫開。汽輪機(jī)組的負(fù)荷只剩下廠用電負(fù)荷，約5% FP。該瞬態(tài)屬于正常運(yùn)行時(shí)可能出現(xiàn)的瞬態(tài)，機(jī)組應(yīng)能承受這一惡劣的瞬態(tài)過程而不停堆。由于50%FP初始功率甩負(fù)荷到廠用電試驗(yàn)意外停堆的原因分析和評價(jià)將是90%FP釋放點(diǎn)的重點(diǎn)關(guān)注問題，且會影響到100%FP初始功率甩負(fù)荷到廠用電試驗(yàn)，需及時(shí)找出問題并解決。經(jīng)初步分析，發(fā)現(xiàn)意外停堆是由于核儀表系統(tǒng)（RPN）系數(shù)設(shè)置不當(dāng)引起的。在通過一系列分析確定了新的RPN系數(shù)后，試驗(yàn)順利完成。

文章針對甩負(fù)荷到廠用電停堆事件，首先分析了RPN系數(shù)對中子注量率變化率計(jì)算的影響，然后分析了影響RPN系數(shù)設(shè)置的主要因素，給出了RPN系數(shù)設(shè)置的基本原則，為后續(xù)電站的RPN系數(shù)設(shè)置提供參考，避免再次出現(xiàn)意外停堆事件。

1 RPN系數(shù)描述

核儀表系統(tǒng)利用布置在反應(yīng)堆壓力容器外的一套核探測器對中子注量率進(jìn)行測量，持續(xù)監(jiān)測反應(yīng)堆功率水平和功率分布的變化。RPN系統(tǒng)在中子注量率高和中子注量率變化太快時(shí)均會觸發(fā)反應(yīng)堆停堆保護(hù)。在核電廠的運(yùn)行中，當(dāng)發(fā)生落棒和彈棒等快速反應(yīng)性引入事故時(shí)，需要中子注量率變化快信號及時(shí)停堆保護(hù)；但出于經(jīng)濟(jì)性考慮，如出現(xiàn)甩負(fù)荷到廠用電等引起較快中子注量率變化的正常運(yùn)行瞬態(tài)時(shí)，又需避免觸發(fā)中子注量率變化快，信號引起誤停堆。因此，在RPN系統(tǒng)功率量程中子注量率變化率計(jì)算通道中引入修正因子來兼顧安全性和經(jīng)濟(jì)性。這個(gè)修正因子被稱為RPN系數(shù)。

RPN系數(shù)分為平均溫度修正系數(shù)與主泵轉(zhuǎn)速修正系數(shù)，修正原理見圖1。其中，平均溫度修正系數(shù)主要影響中子注量率的正偏離校準(zhǔn)，即將中子注量率變化率抬高，遠(yuǎn)離中子注量率變化率低信號整定值；主泵轉(zhuǎn)速修正系數(shù)主要影響中子注量率的負(fù)偏離校準(zhǔn)，即將中子注量率變化率降低，遠(yuǎn)離中子注量率變化率高信號整定值。

圖 1 中子注量率變化率校正通道原理圖Fig.1 Nuclear flux rate correction principle

2 模擬程序

本次分析中采用CATIA2程序進(jìn)行瞬態(tài)模擬。

CATIA2程序適用于壓水堆正常瞬態(tài)及特定事故瞬態(tài)，包括I、Ⅱ類瞬態(tài)及控制通道的優(yōu)化等。該程序?qū)⒎磻?yīng)堆一回路模擬為一個(gè)等效冷卻劑環(huán)路，包括堆芯、熱段、二次側(cè)系統(tǒng)、冷段、主泵、壓力容器等部件，其中二次側(cè)系統(tǒng)包括蒸汽發(fā)生器和給水系統(tǒng)。該程序可以模擬大部分的控制與保護(hù)系統(tǒng)，在模擬功率量程中子注量率變化率時(shí)，可以考慮平均溫度和泵速修正系數(shù)。

3 瞬態(tài)模擬與分析

甩負(fù)荷到廠用電是正常運(yùn)行瞬態(tài)中負(fù)荷變化最大、最迅速的瞬態(tài)之一，在設(shè)計(jì)中通常選取該瞬態(tài)作為RPN系數(shù)取值的參考瞬態(tài)。

以該核電廠的CATIA2建模數(shù)據(jù)為基礎(chǔ)，對不同條件下的甩負(fù)荷到廠用電瞬態(tài)進(jìn)行了模擬，分析了RPN系數(shù)對中子注量率變化率計(jì)算的影響，并分別討論了壽期和功率水平對RPN系數(shù)設(shè)置的影響。

圖2是壽期末從100%FP初始功率甩負(fù)荷到廠用電工況的中子注量率變化率曲線，給出了同時(shí)考慮溫度轉(zhuǎn)速修正、不考慮溫度和泵速修正、僅考慮溫度修正和僅考慮泵速修正4種工況的結(jié)果。

從圖2中可以看出，如果不考慮平均溫度和泵速修正系數(shù)，中子注量率變化率正峰值接近+6%/s，負(fù)峰值已經(jīng)達(dá)到-6%/s，均已超過中子注量率變化快緊急停堆信號±5%/s的整定值，將會觸發(fā)停堆。當(dāng)考慮了平均溫度修正系數(shù)后，可以看出中子注量率變化率負(fù)峰值被抬高了，但該系數(shù)對降低中子注量率變化率正峰值無貢獻(xiàn)，并抬高了負(fù)峰值之后的較小的正波動的峰值。而考慮泵速修正系數(shù)后，中子注量率變化率正峰值大幅下降，同時(shí)對中子注量率變化率負(fù)峰值也有一定的影響。當(dāng)同時(shí)考慮平均溫度和泵速修正系數(shù)時(shí)，中子注量率變化率被修正回正、負(fù)整定值范圍內(nèi)，滿足運(yùn)行要求。對中子注量率變化率正、負(fù)峰值的修正程度取決于兩個(gè)修正系數(shù)取值的大小，修正不足或修正過量都有可能引起中子注量率變化率超過整定值而觸發(fā)停堆。

由于RPN系數(shù)是在反應(yīng)堆啟動時(shí)便引入的，同一套RPN系數(shù)需覆蓋反應(yīng)堆整個(gè)壽期的各個(gè)燃耗步，但各燃耗步由于中子學(xué)參數(shù)不盡相同，中子注量率變化率曲線也會不同。圖3給出了該核電廠未考慮平均溫度和泵速修正的壽期初、25%壽期、50%壽期、75%壽期和壽期末中子注量率變化率曲線的比較。

從圖3可以看出從壽期初到壽期末瞬態(tài)過程中的中子注量率變化差別非常大。壽期初中子注量率正、負(fù)峰值都偏小，隨著燃耗的加深，中子注量率的波動越來越大，并且各燃耗的負(fù)峰值（絕對值）均大于正峰值。對壽期末來說，正、負(fù)峰值都需要修正，特別是負(fù)峰值。負(fù)峰值主要是通過平均溫度系數(shù)來修正。但如果溫度修正系數(shù)過大，在修正了壽期末負(fù)峰值的同時(shí)，會使得壽期初負(fù)峰值之后的正波動峰值變大，甚至可能觸發(fā)中子注量率正變化率高停堆。圖4給出了壽期初100%FP初始功率甩負(fù)荷到廠用電中子注量率變化曲線，計(jì)算中使用的RPN系數(shù)與壽期末計(jì)算（見圖2）是同一套值。從圖4可以很明顯地看出負(fù)峰值后的較小的正波動被顯著地抬高了。

根據(jù)該核電廠的現(xiàn)場數(shù)據(jù)來分析，停堆是由中子注量率正變化率快信號引起的，很大可能是溫度修正過大造成的。這增加了確定RPN系數(shù)的難度，在修正壽期末的同時(shí)需兼顧對壽期初的影響，不能矯枉過正。

圖2 壽期末100%FP初始功率甩負(fù)荷到廠用電中子注量率變化曲線Fig.2 Nuclear flux rate curve of load rejection to houseload condition of 100%FP initial power at EOL

圖3 不同壽期100%FP初始功率甩負(fù)荷到廠用電中子注量率變化曲線Fig.3 Nuclear flux rate curve of load rejection to houseload condition of 100%FP initial power at different burnup

圖4 壽期初100%FP初始功率甩負(fù)荷到廠用電中子注量率變化曲線Fig.4 Nuclear flux rate curve of load rejection to houseload condition of 100%FP initial power at BLX

另一方面，由于甩負(fù)荷到廠用電瞬態(tài)可能發(fā)生在任一功率水平，調(diào)試試驗(yàn)也會分別進(jìn)行50%FP和100%FP初始功率的甩負(fù)荷到廠用電瞬態(tài)試驗(yàn)（該電廠是在50%FP甩負(fù)荷到廠用電時(shí)停堆的），RPN系數(shù)還應(yīng)該能包絡(luò)各功率水平。圖5給出了壽期初分別從100%FP和50%FP初始功率甩負(fù)荷到廠用電的中子注量率變化曲線。

一般說來，100%FP初始功率甩負(fù)荷引起的中子注量率的波動是最大的，其余功率水平應(yīng)能被該工況包絡(luò)，但分析時(shí)仍應(yīng)給予關(guān)注。

圖5 壽期初100%FP和50%FP初始功率甩負(fù)荷到廠用電中子注量率變化曲線Fig.5 Nuclear flux rate curve of load rejection to houseload condition of 50%FP and 100%FP initial power at BLX

4 對事故分析影響

核電廠反應(yīng)堆跟中子注量率相關(guān)的緊急停堆信號通道也是經(jīng)過RPN系數(shù)的修正的，需考慮其對事故進(jìn)程中停堆信號的產(chǎn)生帶來的影響。

在用到中子注量率正、負(fù)變化率快緊急停堆信號的事故中，主泵轉(zhuǎn)速是沒有變化的，主泵轉(zhuǎn)速的修正項(xiàng)不起作用。平均溫度修正項(xiàng)的影響分兩方面論述：對控制棒組件彈出等堆芯平均溫度上升的事故，堆芯平均溫度變化為正，溫度平均溫度修正將原本就在上升的中子注量率變化率抬得更高，會更早觸發(fā)中子注量率正變化率高緊急停堆信號；對落棒等堆芯平均溫度下降的事故，堆芯平均溫度變化為負(fù)，平均溫度修正會將原本就在下降的中子注量率變化率壓得更低，會更早觸發(fā)中子注量率負(fù)變化率高緊急停堆信號。

這樣，在核電廠實(shí)際發(fā)生事故需通過中子注量率正、負(fù)變化率快緊急停堆信號停堆時(shí)，RPN系數(shù)的修正都會導(dǎo)致更早的停堆，對堆芯安全是有利的；而在事故分析中，則沒有考慮RPN系數(shù)的修正，這樣做是保守的。

5 結(jié)論

通過以上的分析可以看出RPN系數(shù)對避免壽期末發(fā)生甩負(fù)荷到廠用電瞬態(tài)引起誤停堆有著重要的作用，而同一套RPN系數(shù)需覆蓋不同壽期、不同功率水平，因此在系數(shù)的設(shè)置上應(yīng)綜合考慮各方面影響因素。首先可參考已經(jīng)商運(yùn)的同類型核電廠的相關(guān)參數(shù)值，在此基礎(chǔ)上用本電廠的CATIA2建模數(shù)據(jù)進(jìn)行瞬態(tài)的模擬。瞬態(tài)的模擬應(yīng)針對所進(jìn)行試驗(yàn)的不同初始功率并同時(shí)對不同壽期進(jìn)行分析。綜合參考值和瞬態(tài)模擬結(jié)果，選取適當(dāng)?shù)腞PN系數(shù)，在保證壽期末瞬態(tài)通過的情況下避免修正過多引起壽期初甩負(fù)荷到廠用電試驗(yàn)的意外停堆。同時(shí)需注意的是，用程序模擬的瞬態(tài)與電廠實(shí)際情況會有一些差距，RPN系數(shù)的取值也應(yīng)對此考慮適當(dāng)?shù)脑Ａ俊?/p>

The Inf l uence of RPN Coeff i cient on Normal Operation Transient and Safety Analysis

XU Liang-jian，REN Chun-ming
（Nuclear Power Institute of China，Chengdu of Sichuan Prov. 610041，China）

Before commercial operation of nuclear power plants, a series of pre-operational tests should be carried out to verify the reliability of the redundant components and auxiliary equipment. In August2 010, in pre-operational tests of certain 1000 MW nuclear power plant, an unexpected reactor trip occurred during 50%FP load rejection to houseload condition and the progress of the test was delayed for two days. After site analysis, the reason of the unexpected reactor trip was that the RPN coefficient was inappropriate. The response of Nuclear Power Institute of China was fast and new RPN coefficient was raised, then the load rejection to houseload condition from 50%FP and 100%FP initial power were successfully completed. Based on this incident, the influence of the RPN coefficient on nuclear flux rate and reactor safety, and the basic principles to set RPN coefficient are discussed.

load rejection to houseload；unexpected reactor trip；RPN

TL35 Article character：A Article ID：1674-1617(2013)04-0316-05

TL35

A

1674-1617(2013)04-0316-05

2013-06-28

徐良劍（1980—），女，四川人，工程師，從事反應(yīng)堆熱工水力和安全分析方面工作。