压水堆核电厂硼稀释事故及应对措施

压水堆核电厂硼稀释事故及应对措施

朱剑波

朱剑波

中核运行管理有限公司浙江省海盐县

摘要：硼稀释事故可在核电厂所有运行模式下发生，是对核电厂的安全造成威胁的主要事故之一。本文分析了硼稀释事故产生的原因、稀释源以及在不同工况下应采取的应对措施。

关键字：压水堆核电厂；硼稀释事故；硼误稀释

1.硼稀释事故危害

压水堆核电厂硼稀释事故是由于错误地引入了比一回路硼浓度低的液体而引起的一回路硼浓度下降，造成反应性意外增加的反应性事故。M310堆型在原有设计中存在着发生意外硼稀释而导致堆芯熔化的潜在风险。是二类中等频率事故，发生的概率大于10-2/堆年[1]。

1.1失控非均匀硼稀释风险

正常运行时若厂变突然失电，则反应堆冷却剂泵停运，一回路强迫循环丧失，但是由应急柴油机供电的RCV上充泵和REA泵仍可继续运行。此时若有稀释操作，则会因自然循环能力不足而在一回路形成低硼浓度的“水塞”，同时主泵1号轴封水的注入，也会在主泵泵壳内积聚低硼水。当外电源恢复，重新启动主泵时，就会将这些低硼水推入堆芯，从而快速引入正反应性可能造成反应堆超临界。尤其在RRA接入时，因其对自然循环的阻碍，会更容易在主回路管道内形成“水塞”。

1.2慢速均匀稀释风险

在反应堆停堆状态下，若因热交换器传热管破裂（RCV热交换器、主泵热屏）或与一回路连接的阀门泄漏，将导致低硼水或清水进入一回路，缓慢地稀释了反应堆冷却剂硼浓度，向堆芯引入正反应性，使反应堆重返临界。

2硼稀释事故的防范和应对措施

2.1技术规范对硼浓度的要求[2]

为了防止意外稀释造成的风险，某压水堆核电厂技术规范明确规定了在不同的机组状态下应保持的硼浓度和堆芯负反应性，如表1所示，同时规定了最小停堆裕度随硼浓度的变化曲线，如图1所示。

图1停堆裕量随最小硼浓度的变化

2.2行政隔离对防误稀释的要求􀀯

D类行政隔离（防止反应堆冷却剂意外稀释）[3]

为防止反应堆冷却剂在维修停堆或换料停堆时因形成“水塞”而再起主泵时的意外稀释甚至重达临界，在停堆期间所有控制棒组都插入堆芯内时，或者当最后一台主泵停运时或者失去对反应性的冗余监测手段时实行D类隔离，隔离可能的稀释源。

P类行政隔离（防止反应堆厂房内的消防水造成意外稀释）[3]

当反应堆厂房中的消防管道JPI充满水时，为避免在换料期间造成稀释，在压力容器顶盖松开后，处于反应堆换料腔标高上的消防阀门应被隔离。

2.3运行管理对防误稀释的规定

在RCV混床树脂更换并重新投运时，由于新树脂的硼浓度较低，下泄流经除盐床时会导致硼浓度降低，重回一回路，将导致误稀释。所以新树脂须进行硼饱和操作，使除盐床的硼浓度和RCP的硼浓度一致。

在停止与上充管路相连的主泵时，应核对稀释已停止。在启动与上充管路相连的主泵之前，应核对从泵停止以来一直未曾稀释。主泵全停时，闭锁稀释工序。当强迫循环丧失，RCP自然循环流量低，且RRA未与RCP连接时，产生防误稀释信号，将上充泵吸入口切换到RWST。

3.硼稀释事故处理规程A7

A7规程是专门应对不可控制的硼稀释的规程，无论机组处于何种状态，我们都可以通过报警卡或DEC规程进入A7规程，由于状态不同进入A7规程的判断也有所不同。A7规程可以指引操纵员找出并隔离稀释源，有效缓解事故危害。

3.1A7规程的诊断及应对措施[4]

一回路操纵员执行A7规程时，首先确定机组状态，再利用任何可能利用的手段对一回路进行硼化，防止反应堆重返临界。然后确定稀释地点并采取隔离措施。诊断步序见图2。

3.1.1反应堆处于换料或维修冷停堆状态

在换料冷停堆和维修冷停堆下可能的稀释源有

(1)RRI系统的热交换器

(2)D类行政隔离失效

(3)蒸汽发生器传热管损坏

根据RRI的补水频率判断RRI热交换器是否损坏，如果频繁补水，则认为被RRI冷却的热交换器发生损坏，可能的热交换器有：RRA热交换器、RCV下泄热交换器、反应堆冷却剂泵轴封水热交换器、PTR热交换器(如果它作为RRA的备用运行)。如果没有频繁补水，则要检查应处于D类行政隔离要求关的阀门是否被误开启。

图2A7规程的诊断确认

当RRI系统向公用热交换器提供冷却的情况下，操纵员可以在不损坏反应堆冷却剂系统的前提下，中断一回路净化和主泵轴封水注入，从而有可能立即排查出是由于下泄热交换器或反应堆冷却剂泵轴封水热交换器完整性丧失而引起的稀释。如果PTR热交换器作为RRA备用运行，也可隔离PTR热交换器以验证。

在公用回路热交换器没有泄漏时，则可能是RRA热交换器泄漏，这时需隔离相应的RRA泵和热交换器，并确认RRI/RRA系统的另一列可用并在运行，否则要投入PTR的B列作为RRA备用才能隔离故障RRA热交换器。

1.1.1反应堆处于正常冷停堆、中间停堆、热停堆、热备用或功率运行状态

如果反应堆处于正常冷停堆、中间停堆、热停堆、热备用或功率运行时，由于中子注量率高报警可能由控制棒组件失控抽出而引起，因此首先确认控制棒组件的位置指示来避免这种混淆。若排除控制棒组件失控抽出引起的中子流量高，则检查稀释源，可能的稀释源有

(1)REA补水系统故障

(2)操纵员失误

(3)RRI热交换器泄漏

(4)RCV系统除盐床除盐水进入一回路

(5)TEP除气器的回流水

在这些工况下，操纵员需立即向一回路加硼，以防止稀释原因未查明之前反应堆便已重返临界，同时要求化学人员对反应堆冷却剂系统进行取样以确定一回路的硼浓度。然后确认将上充泵的吸入口从容控箱转换到换料水箱，把TEP系统的除气器至容控箱返回管线上的阀门TEP053VP或TEP054VP关闭，同时要确认能够造成清水进入回路的阀门已关闭，即核对D类行政隔离正确实施。

REA系统补水自动控制系统故障或操纵员失误均可能引起稀释。若除盐水流量和硼水流量自动控制设备故障，则手动停止补水。还要考虑到计数器的故障或操纵员人因失误造成的误稀释。

接着检查RRI系统热交换器是否有泄漏。在这种工况下，唯一可能壳侧压力大于管侧压力并向反应堆冷却剂系统泄漏的热交换器是反应堆冷却剂泵轴封水热交换器，若此热交换器出现损坏，则关闭其手动隔离阀RCV092/093VP，开启其旁路阀RCV255VP。

经过上述操作后，稀释源基本能被隔离，之后操纵员稳定核蒸汽供应系统、执行控制ADP的相关操作。

4.结束语

压水堆核电厂针对硼稀释事故在保护设计、技术管理、事故规程等多方面采取了有针对性的防范和应对措施，能够大大降低硼稀释事故发生的概率，有效降低了硼稀释事故产生的危害。同时我们也要努力提高运行人员对硼误稀释的敏感性、做好技防和人防相结合，切实减少硼稀释反应性事故发生的可能性。

参考文献

[1]李雷，张洪，肖岷，岭澳核电站硼稀释事故分析，核动力工程，2005,26（6）：58-61

[2]秦山第二核电厂三/四号机组运行技术规格书，核电秦山联营有限公司，2010

[3]3K0,3号机组总体运行规程行政隔离,核电秦山联营有限公司,2012

[4]3A7,一回路误稀释事故处理规程,秦山第二核电厂,2012