摘要：按照现有的设计和遵循的相关规程，秦山核电厂事故工况下主给水系统隔离后不能恢复运行，对核电厂总的堆芯损伤频率的贡献较大。本文应用PSA的模型及结果，阐明主给水系统恢复运行的必要性。探讨恢复主给水系统运行的可能性，给出了相关可行性方案，以便抛砖引玉，展开对秦山核电厂事故后恢复主给水系统运行的专题研究。

    关键词：核电厂  堆芯损伤  主给水  规程

    1.秦山核电厂一级PSA模型简介

    PSA（Probability Safety Assessment） 即为概率安全评价，以下简称PSA^[1]。

    秦山核电厂已开发反映秦山核电厂实际情况的功率运行条件下、内部事件的一级PSA模型，它提供了对设计薄弱环节和防止堆芯损伤途径的全面认识。

    该PSA模型按照当今的核安全标准和实践，借鉴IAEA的一级概率安全分析实施程序（50-P-4）^[2]进行开发，模型开发过程中，对始发事件分析、事故序列分析、成功准则确定、系统分析、人因可靠性分析、数据分析和定量化分析等七个要素进行分析和（或）建模。对于模型中的每个要素的分析参考了IAEA相应的文献，同时也参照了美国NRC的ASME规范^[3]。

    PSA模型采用了小事件树、大故障树的建模方法；事件树、故障树模型创建在从瑞典Relcon公司购进的Risk Spectrum软件平台上。

    PSA工作信息流程如下图所示：

    本文考虑到问题的针对性和受篇幅所限，其PSA详细模型不再赘述。

    2.PSA结果对事故后恢复主给水运行的评价

    2.1秦山核电厂事故情况下主给水系统无法恢复运行

    事故运行规程EOP的FR-H.1《失去二次热阱响应》规程的操作要点是设法恢复给水，否则建立一回路充水-排气冷却模式。操纵员判断丧失二次侧热阱后，首先要做的是设法恢复二次侧热阱，即恢复主给水系统运行。若主给水系统也不能有效运行，操纵员发现完全丧失二次侧热阱，要快速利用一次侧充水--排气建立反应堆排热途径。

    在许多事故工况下，当作为电厂二次侧热阱的辅助给水失效后，为了继续利用二次侧热阱的作用，减少使用“Feed-Bleed”的几率，应考虑恢复主给水系统的运行。

    按照FR-H.1第5步，恢复主给水，建立二次热阱，带走反应堆余热，规程如下：

    ………

    “5   设法至少在一台蒸汽发生器中建立主给水流量

       a.确认主给水隔离阀---开         a.主给水隔离信号复位, 打开主给水隔离阀和调节
                                         阀,若不成功,则执行第9步

       b.确认凝结水系统---运行         b.设法将凝结水系统投入运行, 若不成功,则执行第9步

       c.在蒸汽发生器中建立主给水       c.若无法建立,则执行第6步“

    …………

    由此可见，EOP规程对恢复主给水系统运行只简单提及：确认主给水隔离阀开，非预期响应是主给水隔离信号复位, 打开主给水隔离阀和调节阀；确认凝结水系统运行，非预期响应是设法将凝结水系统投入运行。

    然而，对于复位或解除主给水隔离信号、启动主给水泵、开启有关阀门和调节主给水流量等一些重要的操作，规程里却没有提及，尤其是对如何向蒸汽发生器提供相当于一台辅助给水泵额定流量的主给水的操作没有明确。                                         

    同时，现有设计中，电厂的保护逻辑和主给水系统有关部件控制逻辑情况表明，主给水隔离信号发出后，“复位”按钮只对主给水隔离阀、主给水调解阀、主给水旁路调节阀起作用；主给水隔离信号进入主给水泵控制逻辑回路后，闭锁合闸回路，事故情况下，隔离信号一直存在，主给水泵不能启动。

    综上所述，由于目前相关运行规程中没有解除主给水隔离信号和可靠的调节主给水流量的相应措施，所以按照秦山核电厂的现状，当电厂发生事故时，主给水隔离后在80分钟的时间窗口内恢复主给水运行的概率几乎为零。

    2.2主给水系统不能恢复时核电厂的CDF

    PSA模型的19棵事件树中，共有343个事故序列，其中202个CD（堆熔）事故序列；涉及到辅助给水系统失效而需要恢复主给水的有9棵事件树，共144个事故序列，占71.3%。在这9棵事件树中，涉及到恢复主给水系统的功能题头的事故序列很多，限于篇幅，这里不展开分析。

    认为主给水系统不能恢复时，在事故序列定量化时主给水系统功能失效题头赋值为“1”，下面是主给水不能恢复情况下的电厂堆熔频率和前五个割集。

    Top Event frequency F = 7.177E-05

    2.3 主给水系统恢复运行时核电厂的CDF

    认为主给水系统能恢复时，在事故序列定量化时主给水系统功能失效题头赋值为“0”，下面是主给水能恢复情况下的电厂堆熔频率（CDF）和前五个割集。

    Top Event frequency F = 5.870E-05

    2.4主给水系统有概率恢复运行时核电厂的CDF

    考虑主给水系统有概率恢复时，在事故序列定量化时挂上主给水系统故障树，主要的定量计算结果是：

    Top Event frequency F = 6.777E-05

    2.5事故后恢复主给水运行的评价

    通过PSA模型定量计算，主给水不能恢复运行时，电厂CDF为7.177E-05；主给水可以恢复时，电厂CDF为5.870E-05，降低了18．2%；考虑主给水系统有概率恢复运行时（建树分析其恢复概率）核电厂的CDF6.777E-05，降低了6%。

    在核电厂CD事故序列中涉及到主给水系统恢复失效的序列及其发生频率如下表。

    CD事故序列中涉及到主给水系统恢复失效的序列CDF占核电厂CDF的4%。

    不难发现，主给水系统能否恢复运行，对核电厂总的堆芯损伤频率CDF值影响显著。

    另外，通过缓解系统失效对堆芯损伤频率重要度的分析，发现所有的缓解系统中，辅助给水系统是继交流电源系统之后，第二个对堆芯损伤频率最重要的缓解系统（占8.61%），辅助给水系统的失效，就涉及到主给水系统的恢复问题。因此从PSA模型中事故序列里主给水系统出现频度也可定性地理解主给水系统恢复失效对堆芯损伤频率的重大影响。

    以上通过PSA模型定量比较主给水能否恢复对核电厂CDF定量结果的不同影响，说明事故后恢复主给水运行十分必要。

    3.事故后恢复主给水运行的可能性研究

    在秦山核电厂事故工况下，当辅助给水系统失效后，核电厂相关运行规程要求恢复主给水系统运行时，根据现有的设计状况进行专门的热工水力计算结果表明，在80分钟的时间窗口内恢复主给水运行概率几乎为零。

    事故后要恢复主给水运行，是否必然要解除主给水隔离信号？是否需要手动控制主给水流量？对于恢复主给水运行，目前有规程可循，但规程是否需要完善？对于主给水隔离信号，从设计上是否还可考虑变更？

    因此，本节对于事故后恢复主给水运行的可能性，就从这些方面展开探讨。

    3.1仪控设计上重新考虑主给水的隔离信号

    3.1.1变更主给水隔离信号

    主给水系统设计上主要考虑主给水系统在电厂功率运行期间向蒸汽发生器提供主给水；而且由于主给水流量较大，当电厂发生事故或停堆以后，为防止一次侧过冷，需要隔离主给水系统；但在失水或瞬态事故下，当辅助给水系统失效时，又要替代辅助给水系统，而高度可靠地向蒸汽发生器提供给水，维持二次热阱。

    主给水隔离主要目的是防止：a、一回路意外失控地冷却，因负的慢化剂温度系数导入正的反应性，从而减小停堆裕度、重返临界或功率失控增加；b、蒸汽发生器高高水位引起对汽轮机和蒸汽发生器、主蒸汽管道及阀门因水锤等原因引起的损坏。

    主给水系统隔离信号

    从事故缓解的角度，绝大部分事故情况下，应该保证二次热阱的主给水系统的可运行性。

    以上的主给水隔离信号中，主蒸汽母管压力低四取二、P-11逻辑符合反映发生主蒸汽管破口事件，此时必须隔离主给水，以免使事故恶化。

    冷却剂低-低平均温度（整定值Ⅱ）四取二、P-15、P-11逻辑符合；给水高流量四取二、P-15、冷却剂低流量逻辑符合；给水高流量四取二、P-15、冷却剂平均温度（整定值I）逻辑符合三个主给水隔离信号，是为了防止主系统过冷，因此三个信号应该保留。

    冷却剂低I平均温度、P-16逻辑符合；冷却剂低II平均温度四取二、P-15、P-11逻辑符合两信号在每次电厂正常停堆降温模式时都隔离主给水，此时启动并使用辅助给水向蒸汽发生器提供给水。然而，对于电厂的正常停止，如能利用主给水降温模式，则可防止蒸汽发生器的热冲击，延长其使用寿命；而且经过除氧的主给水水质明显优于应急水箱的水，这对于保护二回路助系统设备也大有裨益。因此建议通过可行性专题研究，取消或适当修改（恰希玛二期已改为主蒸汽高流量隔离主给水）此二信号。

    蒸汽发生器高高水位四取二逻辑符合主给水隔离信号，是为了保护汽机，该信号应保留。

    通过变更主给水隔离的触发信号，减少主给水不必要的隔离，提高事故情况下主给水可用的概率。

    3.1.2修改专设保护信号逻辑

    主给水隔离以后，虽然可以在主控CB518上复位，但只要主给水隔离触发信号之一存在，从保护逻辑图上可见，仍然无法操作被闭锁的设备，这不但不利于事故后主给水的恢复，而且给电厂的运行带来了不利因素。

    一、电站启动前要求汽轮机挂闸进行一系列相关试验，尽管当时运行模式不要求主给水隔离保护，但保护信号存在，为了建立汽机挂闸允许条件，不得不临时采用在反应堆保护柜上拆驱动端子或改变定值器定值等非正常手段，这容易造成反应堆保护系统的状态混乱，甚至错误，影响反应堆保护系统功能的正常发挥。对主给水泵、主给水隔离阀、主给水调节阀和旁路调节阀存在同样问题。

    二、由于电厂状态的要求，操纵员需要合理调整被闭锁设备的运行状态也不被许可。

    因此，考虑在专设保护信号逻辑的主给水隔离控制逻辑接线上，对CB518主给水隔离复位按钮进行变更，使之与安注复位按钮具有同样功能。变更后的主给水隔离复位逻辑中适当的延时，可保证主给水隔离保护不会被仓促或武断的复位与闭锁。另外，增加手动主给水隔离按钮，以便主给水隔离复位按钮按下后任何主给水隔离信号都被闭锁时，还可手动进行主给水隔离。可考虑增加两个串连的按钮，以免主给水的误隔离。“主给水隔离”与“主给水隔离复位”都在报警窗上显示，及时提醒操纵员。

    变更后的主给水隔离复位按钮，不但增加了核电厂运行的灵活性，避免了非正常手段带来的风险，而且便于事故情况下复位主给水隔离信号，恢复主给水运行。

    3.2事故情况下临时解除主给水隔离信号手动调节主给水流量

    3.2.1事故情况下临时解除主给水隔离信号

    在PSA事件树中，除了主蒸汽管断的事故序列外，还有92个事故序列需要在辅助给水系统失效后恢复主给水系统运行，这些事故序列进程中，无一例外都隔离主给水。这些信号中，有些触发信号根据电厂缓解情况能很快消失，有些隔离信号会长时间存在，按本文的分析，在主系统可控冷却等事故情况下，要求有关人员视情况适时解除主给水隔离信号，以便恢复主给水系统运行。

    解除主给水隔离信号，在仪控系统相应中间机柜的接头处用显著标记标明，以便事故情况下，仪控人员及时松动接头断开接线，解除主给水隔离信号，如遇夜班或节假日，仪控人员不能及时进厂处理的情况下，授权主控操纵员及时解除主给水隔离信号，这些在EOP相应处增加修改页，作出补充说明。

    3.2.2手动调节主给水流量

    主给水系统隔离信号触发以后，主给水系统自动隔离：运行的主给水泵跳闸、主给水隔离阀关闭、主给水调节阀关闭和主给水旁路调节阀关闭。当恢复主给水时，人为解除主给水隔离信号后，操纵员要手动启动主给水泵并开启主给水隔离阀。

    主给水小流量（相当于一台辅助给水泵额定流量）时，旁路调节阀自动调节性能不好，为了可控调节需要的主给水流量，手动调节主给水旁路调节阀调节主给水流量，一方面通过主给水系统小流量循环管线进行流量循环，再回至除氧给水箱；另一方面因管路上的逆止阀被压力开启，可控的主给水向蒸汽发生器注入，确保主系统的冷却。

    3.2.3增加一台主给水泵

    增加一台额定压力、低流量（相当于一台辅助给水泵额定流量）的核级主给水泵。

    这台主给水泵主要针对事故情况下恢复主给水用，不参与蒸汽发生器的水位调节；不接受主给水隔离信号；并由操纵员手动启动。同步增加、完善相应规程。

    4.事故后恢复主给水系统运行的可行性方案

    经过分析，将事故后恢复主给水系统运行的可行性方案描述如下。

    4.1仪控设计上重新考虑主给水的隔离信号

    4.1.1变更主给水隔离信号

    建议通过可行性专题研究，取消冷却剂低I平均温度、P-16逻辑符合，冷却剂低II平均温度四取二、P-15、P-11逻辑符合触发的主给水隔离信号，或修改为主蒸汽高流量隔离主给水。

    4.1. 2修改专设保护信号逻辑

    在专设保护信号逻辑主给水隔离控制逻辑接线上，对CB518主给水隔离复位按钮进行变更，使之与安注复位按钮具有同样功能。

    4.2事故情况下临时解除主给水隔离信号，手动调节主给水流量

    4.2.1事故情况下临时解除主给水隔离信号

    在仪控系统相应中间机柜的接头处用显著标记标明，需要时断开接线，解除主给水隔离信号，同步修改相应规程。

    4.2.2手动调节主给水流量

    解除主给水隔离信号后，主给水旁路调节阀打手动，手动调节主给水流量，同步修改相应规程。

    4.2.3增加一台主给水泵

    增加一台额定压力、低流量的核级主给水泵。

    5.结束语

    秦山核电厂主给水系统设计理念认为，主给水系统主要用于电厂功率运行期间；而且由于主给水流量大，停堆以后恢复运行时有一种潜在的过冷风险，因此采取较多的触发信号，隔离主给水。按照秦山核电厂现有状况，主给水系统隔离后不能恢复运行。然而从事故缓解的角度看，在绝大部分事故情况下，应该保证二次热阱的主给水系统的可运行性。

    本文采用PSA的结果证明主给水系统在事故后不能恢复运行对核电厂总的堆芯损伤频率的贡献影响较大。进一步探讨了恢复主给水系统运行的可能性，给出了相关可行性方案。

    然而由于受水平所限，这些分析还相当粗略，方案也仅仅是一个想法，离实施、甚至专题研究的立项可能还有相当距离。鉴于主给水系统在事故后对于电站二次侧热阱的重要意义，本文抛砖引玉，以期能展开对秦山核电厂事故后恢复主给水系统运行的专题研究！

    同时，由于新法规对于PSA及其应用^[4]有强制性要求，相应导则即将陆续出台，期望秦山核电厂以PSA模型为基础，把PSA的成果应用到设计变更等诸多领域，使PSA技术不仅在电厂的安全性、可靠性方面作出有益的贡献，而且在提高电厂的可利用率及经济性方面也起到积极的作用！

    参考资料

[1]  周法清. 核电厂概率安全评价[M].上海: 上海交通大学出版社, 1981

[2]  INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Procedure for Conducting Probabilistic Safety Assessment of Nuclear Power Plants (Level 1) [M]. Vienna: ISSN, 1992

[3] ASME, Standard For Probabilistic Risk Assessment For Nuclear Power Plant Applications[S].U.S ：ASME.NRC, 2002

[4]  INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Applications of Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plant[M]. Vienna: ISSN, 2001

Discussing Restore the MFW After Event and Reduce the CDF of QNPP

GONG Yuan

       Qinshan Nuclear Power Companny,Zhejiang 314300,China

ABSTRACT：According to the current design and relative procedures in QNPP, the main feed-water system can not be restored after its isolating under accident conditions, and thus there will be the larger contribution to the total core damage frequency of QNPP.

In this paper, the necessary of main feed-water recovery is illustrated with the help of Probability Safety Assessment (PSA) model and its quantitative results. In order to the widely discuss on topical studies of main feed-water recovery after accident of QNPP, the possibility and suggests for main feed-water recovery is subjected.

KEY WORDS: Nuclear Power Plant, Core damage Frequence, the Main Feed Water,Regulation

注：生产准备处龚渊的《浅论xx核电厂事故后恢复主给水运行降低堆熔率》一文于2007年11月18日荣获国家环保总局核与辐射安全中心《核安全》“优秀文章奖”。

《核安全》是国家环保总局主管、国家环保总局核与辐射安全中心主办的国家一级刊物。