失去主厂外电源对核电厂安全的影响分析

失去主厂外电源对核电厂安全的影响分析

吴鹏飞

（福建省福清市福建福清核电有限公司， 350300）

摘要：核电厂为确保电源可靠性，设置两路厂外电源，实现电力的输入与输出。当失去主厂外电源时，相应的核电机组会停机停堆并丧失强迫循环冷却，需要运行人员干预。本文针对失去主厂外电源的情况进行分析，为核电厂失去主厂外电源的控制提供借鉴。

Abstract∶In order to ensure the reliability of power supply, the nuclear power plant is equipped with two off-site power supplies to realize the input and output of power. When the main offsite power supply is lost, the corresponding nuclear power units will shut down and lose forced circulation cooling, which requires the intervention of operators. In this paper, the situation of losing power outside the main plant is analyzed. It provides reference for the control of nuclear power plants losing the main off-site power supply.

关键词：福清核电；主厂外电源 安全分析

Key words: FQNPC; main offsite power；safety analysis

1. 核电厂厂外电源介绍

核电厂设置两路厂外电源来保证电源的可靠性，以确保电厂安全可靠运行。一路500kV超高压线路，作为主厂外电源，可以输出电力也可以输入电力；一路220kV高压线路，作为备用厂外电源，仅输入电力。

500kV高压开关站设置4条分段母线，通过断路器连接，连接线路上设置4条线路与外电网相连。出线、进线、母线形成2/3接线方式。

220kV开关站有两条分段母线，每条母线通过一台辅助变压器连接至低压母线，两条低压母线交叉向两台机组的常备厂用设备（机组停堆后仍需要运行的设备）。满足一台机组冷停堆，一台机组热停堆的厂用电负荷，并可向部分单元厂用设备供电，确保一台主泵运行的同时考虑对1台循环水泵供电。

2. 电源切换原则及影响

核电厂厂用电供电原则是厂外电源优先于厂内电源，当机组运行时，从发电机经高压厂用工作变压器供电，当机组停运时，从主外电源经高压厂用工作变压器供电；在高压厂用工作变压器失电时，厂用电切换至由辅助厂外电源(与主外电源相对独立的)供电的辅助变压器供电。

由高压厂用工作变压器供电到由辅助变压器供电的切换是自动、有序的慢速切换，考虑到电动机剩磁的衰减，电源切换有1.5秒的延时，确保切换时LGB/LGC（常备厂用设备母线）母线电压不超过0.4Un。事故切换是自动进行的，单向的；手动切换可以是双向的，由值长授权，在控制室或应急停堆盘上进行手动、慢速切换；在机组大修期间，考虑需要停役的负荷电动机已经完全切除，为了运行操作的方便性，当装置收到“检修后恢复起机”命令后，恢复由高压厂用工作变压器正常供电可进行快速切换。

3. 失去主厂外电源的影响分析

在核电厂安全分析中，在发生事故后，要采取一切有力的措施来保证三大安全功能的有效，从而保证核安全。核电厂三大安全功能包括：反应性控制、堆芯余热导出、放射性包容。其中的风险分析如下:

1. 反应性控制

反应性是反应堆链式裂变反应的程度，反应堆功率运行时，反应性为0，停堆后，反应堆必须处于次临界以下，反应性小于0，并保证一定的次临界度来确保设计基准工况下也不会引起超临界，其中控制棒提供最多的负反应性，发挥主要停堆作用。

当前工况下，与反应性相关的参数有：控制棒棒位、一回路硼浓度和一回路温度。

1. 控制棒棒位

控制棒棒位在电源切换过程中会失去电源，根据失电安全准则，控制棒落入堆芯，需手动确认停堆操作，确保停堆信号已经发出。停堆后必须确认控制棒全部落入堆芯，若超过1束控制棒因故障等原因未能下落，需要执行BIT注入操作，确保堆芯具备足够的次临界度。

2. 一回路硼浓度

反应堆临界状态下发生停堆，控制棒落入堆芯，引入大量负反应性，反应堆停堆深度是可以保证的。此工况下，只需要在稳定机组状态时将稀释以及自动补给停止，防止误稀释导致停堆深度降低产生非预期临界。事故退出时，若机组需要上行则需要将硼浓度调整到热停堆需要的数值以上，若需要下行，则需要将硼浓度调整到冷停堆需要的数值以上。

3. 一回路温度

一回路温度的变化也会引入反应性，温度降低引入正反应性。该瞬态下，强迫循环丧失，测温旁路不可用，需要利用堆芯温度来监测温度的变化。针对自然循环，需要将一回路的温度稳定在自然循环下的P/T运行限制图内。

2. 堆芯余热导出

反应堆停堆后，中子通量快速下降，裂变反应快速中止，切换到厂外辅助电源后，单元厂用设备失电，循环水系统失去动力，凝汽器失去冷却，1分钟内凝汽器不可用信号发出，蒸汽旁排系统丧失凝汽器回路。此时，需关闭主蒸汽隔离阀，由大气旁排管线带走热量。

当前工况下，余热导出相关参数有：蒸汽压力、蒸汽发生器液位、堆芯温度。

1. 蒸汽压力

蒸汽压力在汽机跳机后上涨，此时蒸汽旁排阀快速开启，循环水惯性冷却流量可以持续40S，带走部分热量。40S后凝汽器压力上涨至不可用阈值，蒸汽旁排阀关闭。蒸汽发生器压力上涨至大气旁排阀开启定值，定值需要及时调整为当前值来稳定一回路温度，防止蒸汽旁排不可用时一回路温度大幅度波动。

2. 蒸汽发生器液位

此工况下，蒸汽发生器供水由正常供水切换至辅助给水系统，满功率停堆后2小时内的产生的衰变余热大约需要238m³的给水冷却，3台蒸汽发生器平均100m³/h的流量即可满足。考虑到衰变余热规律，当蒸汽发生器液位超过传热管后，给水流量满足165m³/h（55*3）的流量即可。过量的给水会导致一回路过度收缩，不利于自然循环的建立以及温度的控制。

3. 堆芯温度

堆芯温度由于控制棒失去电源落入堆芯，由满功率运行的338℃快速下降至296℃左右，后由于堆芯余热，上涨至306℃（该温度与大气旁排阀压力设定值有关）后稳定，根据要求调整到294℃（为启动主泵做准备）以下。操纵人员需要密切关注堆芯温度的变化来核实堆芯余热导出的建立情况。

3. 放射性包容

反应堆运行最主要的特点就是放射性，为此设立三道屏障确保放射性不释放到环境中。在此工况下，设计上不会引起放射性的释放，但是停堆会引起温度及压力的变化，反应堆设备材料在温度压力变化过程中会产生应力，在时间及次数的积累下，设备材料就可能发生缺陷从而导致局部微小泄漏。因此该工况发生后要关注放射性参数的变化以及尽量控制各项参数的稳定有序地变化。

当前工况下，放射性相关参数包括：稳压器液位、一回路压力、安全壳参数。

1. 稳压器液位

反应堆在正常运行时压力高达15.5MPa.a，由于一回路系统复杂，接口多，运行期间一回路存在极其轻微的泄漏，设计要求总泄漏要小于2300L/h，机组正常运行的总泄漏一般会小于50L/h。一回路温度稳定后，关注稳压器的液位的变化，并维持在要求值。

2. 一回路压力

一回路压力与一回路温度密切相关，一旦堆芯温度过高时，水体积膨胀，压力升高。如果压力过高，一回路由超压风险，安全阀会打开；如果压力过低，堆芯饱和裕度下降，堆芯容易沸腾，不利于堆芯热量的导出。由于主泵已经停运，稳压器压力控制系统中的喷淋阀失去动力无法降压，因此一回路压力维持在14.5到15.5MPa.a之间。

3. 安全壳参数

与一回路直接或间接接口的流体系统均有设置放射性监测仪表可以探测泄漏情况。对于安全壳，一回路内为高温高压水，安全壳内的放射性释放基本都伴随着高温高压蒸汽，因此要关注安全壳内各个区域的温度以及地坑液位的变化。

综上所述，在整个电源切换事件过程中，反应堆处于安全状态，三道屏障完整，没有放射性物质对外释放。进入该工况需要反应堆操纵人员根据规程控制反应堆，确保三大安全功能的完整，使反应堆处于安全状态。

参考文献：

[1]福清核电有限公司.福清核电厂3、4号机组最终安全分析报告[C]，2020

[2] NUREG.39932，压水堆停堆期间失去厂外电源的分析

[3] WANO，模拟机培训导则，GL 2008-02

[4]董恩兴，核电机组失去厂外电源的应急响应，机电信息 2020 年第 14 期总第 620 期

[5]陈海燕，李小华，柯国土.大型核电站全厂断电事故的失效模 式分析[J].核科学与工程，1998（4）：21-27