核电厂运行手册开发研究
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摘 要
核电厂运行手册涵盖电站运行相关的主要内容，突出电站运行技术难点及重点，我们在开发过程中分析总结电站主要运行资料，以图表、逻辑简图、文本等方式来呈现相关内容，实用易懂，方便电站运行人员学习、为电站安全稳定运行及事故工况下处理相关事件提供有力的技术支持。
关键词
反应性控制;反应堆重要控制调节;反应堆保护;严重事故
中图分类号： F426.23;F426.61 文献标识码： A
DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457 . 2020 . 08 . 81
Abstract
The operation manual of nuclear power plant covers the main contents related to the operation of the power plant， also highlights the technical difficulties and key points of the operation of the power plant. In the process of development， we analyze and summarize the main operation data of the power plant. Relevant contents are presented in the form of charts， logic diagrams and texts， which are practical and facilitate the study of the operators. Meanwhile the contents provide strong technical support for safety operation of the power plant and the handling of relevant accidents.
Key words
Reactivity control; Reactor important control regulation; Reactor protection; Serious accident
1 背景与意义
由于核电站系统众多，参数繁杂，以及一些相关控制调节系统的逻辑和模拟图等也比较复杂，运行人员需要全部掌握这些知识难度比较大，在实际机组运行或者人员学习过程中，他们需要查阅大量资料，而相关资料比较分散，查阅起来耗时耗力，为了利于电站运行人员控制机组及缓解瞬态或事故工况，开发核电厂运行手册非常有必要。
一本合格有效的技术手册，必须要能突出反映核安全三大要素，以及操纵人员需掌握的技术要点（如反应堆调节保护等方面），便于操纵人员及時准确查阅，本手册开发过程中，为了达到上述目的，采用图表、逻辑简图、文本等形式来总结电站相关技术要点，使过程简单易行、方便运行人员查阅，便于操纵人员把握机组状态，保障机组安全稳定经济运行，为事故工况下处理相关事件提供有力的技术支持。
本研究在上述难点、要点方面均有所突破。
2 开发途径与方法
对于核电厂运行手册的开发，我们要保证其内容涵盖全面、突出电站技术重点及难点、保证内容的准确性。
为了达到上述目的，需要分析研究核电站运行技术规格书、系统流程图、系统手册、定值手册、最终安全分析报告、电站其他技术资料等，通过研究分析电站的技术难点及重点，并将这些难点与重点在手册中以合理形式呈现，其中核电站运行技术重点及难点的开发是整个项目开发过程中的要点。
3 技术难点及重点分析
为了核电站操纵人员能够稳定的控制机组运行状态，及时发现机组不稳定存在的风险，避免机组向不可控状态发展，并且为操纵人员在严重事故下控制机组提供技术支持，本手册主要对反应堆反应性控制、反应堆重要控制调节、反应堆保护、严重事故技术支持几个技术难点及重点进行分析研究。
下文将对上述技术难点及重点进行分析。
3.1 反应堆反应性控制
反应堆一回路功率是靠控制反应性来改变的。若想增加一回路功率，必须先引入正反应性，然后使其恢复为零。若想降低一回路功率，必须先引入负反应性，然后恢复为零。不需借助于任何外加的调节作用，反应堆本身具有在二回路功率变化后达到新的稳定状态的性能，这种性能称为反应堆的自稳性或自调性。这种自稳性对反应堆安全是绝对必要的，它是靠慢化剂的负温度系数来保证的。借助反应堆自稳性可以使一回路功率等于二回路功率，但不能保证使一回路平均温度等于控制方案中的平均温度整定值，因此还需要设置其他调节反应性的系统。
反应堆反应性控制关系核电站核安全，是机组正常运行及事故工况下操纵人员关注的重点。
所谓反应性是指一代与另一代产生裂变中子数的相对变化，影响反应性因素比较多：硼浓度变化;功率变化（功率亏损）;温度变化;空泡份额;燃料的装卸料;慢化剂和冷却剂的重水纯度;氙毒;钐毒……所有能控制和改变反应性的设备等。
虽然影响反应性的因素比较多，但核电站控制反应性的方式主要有三种：
（1）通过控制棒组件控制：它主要是用来控制反应性的快变化。具体地讲，主要是用来控制下列一些因素所引起的反应性变化：
—燃料的多普勒效应;
—慢化剂的温度效应和空泡效应;
—工况变化时，瞬态氙效应;
—硼稀释效应;
—热态停堆深度。
（2）可燃毒物控制：在动力反应堆中，通常新堆芯的初始剩余反应性都比较大，特别是在第一个换料周期的初期，堆芯中全部核燃料都是新的，这时剩余反应性最大，可燃毒物控制主要控制剩余反应性以保证反应堆寿期。 （3）化学补偿控制：化学补偿控制是在一次冷却剂中加入可溶性化学毒物以补偿反应性变化，化学控制主要用来补偿下列一些慢变化的反应性：
—反应堆从冷态到热态（零功率）时，慢化剂温度效应所引起的反应性变化;
—易裂变核素燃耗和长寿期裂变产物积累所引起的反应性变化;
—平衡氙和平衡钐所引起的反应性变化。
同时，对于反应性控制，实际机组运行时，技术规范中也有严格规定。以RP模式为例，技术规范中规定硼表必须可用，乏燃料水池的硼浓度必须介于2100ppm和2300ppm之间。RGL系统必须可用，对各组控制棒棒位也有明确要求。两台REA硼泵和一条硼化管线必须可用，在稀释期间，必须连续跟踪一回路硼浓度的变化等。通过上述规定，以保证机组正常运行期间堆芯反应性得到有效控制，从而保证机组核安全。
为了涵盖上述知识重点及难点，在运行手册开发过程中，我们以图表的形式罗列了控制棒组件及燃料组件的相关参数，以便操纵人员能够简单查阅到一些组件的性能参数;以简图的形式绘制出一些参数曲线，如：功率系数曲线图、功率亏损曲线图、温度系数曲线图、氙毒及钐毒随功率变化时引起反应性变化曲线图等;同时在运行手册中设置了运行管理章节，其中详细介绍了反应性控制的一些管理规定，从而使操纵人员在机组运行及反应控制操作时有理有据，避免重大失误。
3.2 反应堆重要控制调节
反应堆控制的基本目的是使一回路所产生的功率与二回路所吸收的功率相等，同时保证一、二回路的温度、压力等热工参数及堆芯功率分布等参数能满足各方面要求。
这些要求包括：
（1）一回路平均温度变化不能过大，以免一回路冷却剂容积变化过大，需要比较大的稳压器来补偿容积变化;
（2）避免上述同样原因使一回路排出的待处理的液体容积增加;
（3）蒸汽发生器出口压力不能过低，以免汽机效率降低、汽机末级叶片处蒸汽含水量过大;
（4）反应堆功率变化的速度必须满足一定的跟踪电网负荷变化的要求;
（5）避免跟踪电网负荷变化时控制棒组的移动过多，造成过大的堆芯功率分布畸变。
反应堆的控制调节是核电厂每个合格操纵人员应知应会的知识，是操纵人员培训的重点也是难点，因为反应堆控制调节涉及的系统比较多，信号也比较繁杂，操纵人员需要在理解的基础上牢记相关信号来源及动作过程，从而保证机组能够得到有效控制。
核电站重要的调节控制主要有：反应堆功率调节、反应堆温度调节、一回路压力调节、稳压器水位调节、SG水位调节、GRE调节、GCT调节。
下文以典型M310核电机组SG水位调节为例介绍运行手册相关内容的开发过程。
首先，介绍相关调节的目的。如设置蒸汽发生器水位调节系统的目的，就是为了维持蒸汽发生器二次侧的水位在需求的整定值上。
其次，以邏辑简图的方式方便易懂地罗列出相关控制的信号来源及调节控制过程。主给水调节控制分给水泵转速调节系统和给水阀控制调节系统。给水泵转速调节系统主要通过调节给水泵转速来控制给水母管和蒸汽母管之压降在规定值，其原理图如下图1。
给水阀控制调节系统则是以水位测量值于相应功率整定的水位值偏差来控制给水阀的开度，从而实现水位控制的目的，其调节原理图如下：
运行手册中设置了反应堆重要控制调节章节，对上述电站比较重要的控制保护均有分析介绍，同时采用如上文中分析SG水位调节的方式，使操纵人员能够更加方便地对相关逻辑控制进行查阅对照。
3.3 反应堆保护
具体就安全功能而言，反应堆保护系统不直接参与反应性控制，余热导出，放射性物质包容，但作为支持系统对安全功能有贡献。而其运行功能是在系统正常运行时，完成信息的传递功能，例如：中子通量参数、热工水力参数、控制棒棒位参数等。此外，反应堆保护系统持续监视保护系统、安全系统的状态，当出现异常情况时，触发相应报警提醒操纵人员。
总体来说，反应堆保护系统的功能是保护三道核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性。作为核电站最重要的保护，反应堆保护涉及的信号及系统也比较复杂，如专设安全设施启动信号、反应堆跳堆保护信号等，为了方便操纵人员查阅相关信号，运行手册在开发过程中专门设置一个章节，以逻辑简图和表格的形式汇总了相关保护信号。逻辑简图在上文中已有列举，表格以专设安全设施的启动信号为例，具体如下表1。
运行手册开发过程中，通过图、表并用的方式，详细的罗列总结出反应堆保护相关的所有信号、逻辑，操纵人员在应用过程中，大大提高了其效率。
3.4 严重事故技术支持
日本福岛核事故后，国内核电站根据相关经验反馈均做了一些技术改进，运行手册在设计开发时，对电站的相关技术改进进行了研究，具体包括一回路应急补水的改进，也对该改进后的影响作了相应分析;移动式应急电源的改进;二回路应急补水的改进;乏池应急补水的改进。通过增加上述内容，操纵人员在学习了解相关技术改进时更加全面准确，为其在严重事故时能够更安全的掌控核电机组提供技术支持。
4 结束语
综上，核电站运行手册项目的开发，通过设计不同的章节来涵盖核电站运行相关的主要内容，突出了核电站的技术重点及难点。以图表、逻辑简图、文本等方式来呈现这些内容，便于操纵人员及时准确掌握机组状态，保障机组安全稳定运行，在设计基础事故及严重事故时能够提供技术支持避免或缓解事故后果，保障公众及环境免受危害。
参考文献
[1]朱继州.核反应堆安全分析，西安交通大学出版社，2000.
[2]谢仲生，等.核反应堆物理理论计算与计算方法，西安交通大学出版社，2000.
[3]核电站高级运行教程，原子能出版社，日本福岛核事故专题报告.
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