袁博+樊文
摘 要： 选取典型核电站压水堆M310机组和ACP1000机组，两者有很多类似的地方。本文简短的介绍了两种机组的部分能动安全系统的组成及运行，并做了分析和比较，最终得出结论，即ACP1000机组丰富和完善了核电厂事故预防和缓解手段，充分保证核电厂的安全性。
关键词： 能动安全系统；差异；影响
1概述
运行压水堆核电站中，M310机组来源于法国，为第二代核电技术，有着非常丰富的建设和运行经验。ACP1000机组是我国自主研发的第三代核电技术，目前仍然处于建设施工阶段。两种堆型有一些相似之处，本文选择部分能动安全系统（安注系统、辅助给水系统、应急硼注入系统、堆腔注水冷却系统等）的工艺构造及其对机组安全稳定运行的影响给大家作简短的介绍和分析对比，希望对核电工作起到借鉴意义。
2安注系统
2.1系统组成与差异分析
压水堆核电厂对一回路冷段大破口冷却剂丧失始发严重事故下，采取堆腔注水缓解事故进程[1]。
M310的安注系统主要有以下几个子系统组成：高压安注子系统、低压安注子系统、安注箱注入子系统、4%硼酸溶液再循环回路、两机组共用的水压试验子系统。其中高压安注子系统的两台高压安注泵是利用上充系统的两台上充泵在安注时充当安注泵[2]；而ACP1000取消了高压安注子系统与4%硼酸溶液再循环回路，另设中压安注安注子系统，即将安注系统与上充系统彻底分离。中压安注子系统包括两台中压安注泵，中压安注泵的出口压力为10MPa，为了保证安注时，中压安注系统能够向一回路打入硼酸溶液，ACP1000另行设计了快速冷却功能，即安注信号触发时，大气旁路排放系统会自动以100℃/h的速率冷却一回路，快速降低一回路压力，保证中压安注的有效性。
M310安注系统运行分为三个阶段，即冷段直接注入阶段、冷热段同时注入阶段和再循环注入阶段。安注时，高低压安注泵同时从换料水箱吸水，同时高压安注泵吸入口与低压安注泵出口相连，低压安注泵起到为高压安注泵增压的功能；高压安注泵将硼酸注入箱中的浓硼酸打入一回路冷段。当换料水箱液位低2时，高压安注泵吸入口与换料水箱之间的连接阀关闭，当换料水箱液位低三时，低压安注泵吸入口切换到安全壳地坑，安注以再循环方式运行。
ACP1000在设计上取消了外置式换料水箱，以内置式换料水池取代，换料水池位于反应堆厂房。在运行方式上，当安注信号产生时，两台中压安注泵和两台高压安注泵同时启动，中压安注泵和低压安注泵同时从换料水池取水，并且中压安注泵不需要低压安注泵的增压；安注系统的运行方式只有冷段注入和冷热段同时注入两个阶段，取消了再循环运行阶段。ACP1000安注系统新增了安注信号：P15信号（一回路压力小于2MPa、一回路温度小于180℃且三个环路流量低低）存在时，若环路水位低，则安注自动触发；P15信号不存在且一回路压力小于13.8MPa，若环路热管段饱和裕度低（10℃），则安注触发。此外，安注触发的动作中，ACP1000增加了停运主泵动作。
M310中压安注箱的容积为47.7m3，5号增加为65.5m3；在安注泵电机的冷却方式上，ACP1000采用两种冷源，与M310相比，增加电气厂房冷冻水作为设备冷却水的备用，提高安注泵运行稳定性。
2.2运行影响分析
避免了与上充系统之间的影响，独立性增强；CIA复位后，可以重新建立上充，一回路大破口时，可以与中压安注系统同时向一回路注水，安全性提高；安注触发时，避免了由于停止安注操作慢导致稳压器安全阀开启，进而避免了由于稳压器泄压箱爆破盘开启导致事故恶化；余排连接情况下失水事故，安注可自动启动以及一回路失水时自动停运主泵，延长操纵员不干预时间；中压安注和低压安注子系统完全分离与内置换料水箱的设计可以使安注运行变得简单可靠。取消硼酸注入箱和硼酸再循环回路，简化系统，运行稳定性提高（取消硼酸注入箱带来的不利影响由应急硼酸注入系统弥补）；安注泵采用双路冷却，可靠性提高。
3辅助给水系统
3.1系统组成与差异分析
辅助给水系统作为主给水系统的备用， 向蒸汽发生器二次侧供应给水， 是核电站十分重要的安全系统。该系统的主要特点是： 在电站正常启动和停堆过程中可代替主给水系统传递一回路热量； 在电站事故工况下， 作为安全设施之一， 为反应堆建立起二次热阱，导出堆芯衰变热，并将主回路系统冷却到余热排出可以投运或更低的温度水平[3]。
M310辅助给水系统的主要设备有：一个辅助给水箱，四台辅助给水泵（包括两台汽动泵和两台电动泵），带有流量调节阀的向蒸汽发生器供水的管路，除气装置等。ACP1000辅助给水系统包括两个辅助贮水池、一个泵子系统和一套与蒸汽发生器相连的给水管线，给水管线上装有流量调节阀和给水隔离阀。
M310辅助给水箱的效容积为900m3，ACP1000两个给水池之间设有连接管道；每个水池为50%容量，总有效容积为1136m3，更能满足799m3的需求量[4]。在泵体布置上，两机组也有差异：5号机为一台汽动泵和一台电动泵为一列，两列布置；而M310布置为两台电动泵一组，两台电动泵一组。
对于M310，当辅助给水系统自动启动时，辅助给水泵出口调节阀保护全开，当运行人员需要调节给水流量时，需要手动复位保护信号，然后手动调节阀门开度；若调节不及时，蒸发器则会有满溢风险。而ACP1000则对此做了两点改进：第一，在每个给水环路的母管上设置了串联的2台电动隔离阀，在辅助给水系统备用和正常运行期间处于常开；当其中一台蒸汽发生器出现高高液位，同时稳压器低低液位时，触发隔离命令隔离该蒸汽发生器对应给水隔离阀，以便防止蒸汽发生器满溢，上述隔离命令同时触发闭锁信号闭锁剩下两个环路的蒸汽发生器给水隔离信号，防止多台蒸汽发生器给水丧失；第二，辅助给水系统自动启动后，当蒸汽发生器的液位到达高液位整定值时触发对应调节阀的复位命令，使得这些阀门处于通过蒸汽发生器液位进行闭环调节阀门开度的运行模式，以便调节注入蒸汽发生器的给水流量，保证蒸汽发生器不发生满溢。同时机组运行人员在启动电动泵的指示被执行以后，也可以将这些阀门复位到它们定位器的控制之下，以调整注入蒸汽发生器的流量，防止蒸汽发生器满溢。
3.2运行影响分析
新增一个辅助给水池，可靠性提高；辅助给水泵两列设计，避免因共模故障导致同时丧失两台电动泵或两台汽动泵（比如由于给水泵口母管断裂会导致同时丧失两台电动泵或汽动泵）；辅助给水泵启动后可自动隔离单台蒸发器辅助给水，避免了由于操纵员干预不及时导致蒸发器满溢，防止事故严重化；可自动调节蒸发器水位，延长操纵员不干预时间。
4应急硼注入系统
4.1系统简介
应急硼注入系统是ACP1000新增的安全系统，它包括 A、B两列，每个系列的容量为50%。每列包含一台硼注泵；一台硼酸注入箱；一条硼酸再循环回路；一台安全阀。两个系列的注入管道在进入安全壳后合并成一根母管，再从母管上接出三个支管，分别接至三条安全注入系统中压安注向冷段注入的管道上。
反应堆硼水补给系统向硼酸注入箱充入7000-8000ppm的含硼水。正常运行时应急硼注入系统处于备用状态。为防止硼酸结晶，当出现硼酸注入箱硼酸溶液低温报警时，操作员可手动启动硼注泵，通过循环管线对硼溶液进行搅混。自动启动信号为主给水低流量叠加中间量程的中子通量产生的功率允许信号（ATWS 信号）或反应堆紧急停堆信号发出15秒后中子注量率仍高于停堆信号发出时的10%，系统启动后向堆芯注入最低浓度为7000ppm的含硼水，实现快速降低堆芯反应性控制并维持堆芯处于次临界状态，从而限制堆芯燃料包壳温度和一回路压力峰值。操纵员根据相关堆芯参数判断实际的硼化效果，如果已达到要求，操纵员可手动停运系统，或当硼酸注入箱内的溶液用完时，系统自动停运。
4.2运行影响分析
弥补了取消安注系统中硼酸注入箱设计带来的不利影响（反应堆紧急停堆信号发出15秒后中子注量率仍高于停堆信号发出时的10%信号）；增加一回路应急硼注入手段，和硼化回路互为备用，增加冗余，安全性提高。增加一回路应急补水手段（出口压力24MPa）；在发生未停堆的预期瞬态事故工况下，应急硼注入系统向反应堆冷却剂系统快速注入浓硼酸溶液，将堆芯带入次临界状态；在紧急停堆但发生卡棒的情况下可以实现自动干预。
5堆腔注水冷却系统
5.1系统简介
能动注入子系统设置了并联的两个系列，每个系列配备了一台堆腔注水泵，其入口分别与安注系统相应系列的安注泵的入口管道相连，严重事故工况下由安全注入系统的安全壳内置换料水池取水；同时，堆腔注水泵的入口还与消防水分配系统相连，将消防水作为能动注入的备用水源。两台堆腔注水泵出口管线在经过安全壳隔离阀，贯穿安全壳后再合并为母管后注入堆腔。注水管道与保温层的底部相连，注入的冷却水通过压力容器外壁与保温层内壁之间的流道向上流动，最终从保温层筒体上部的排放窗口流出，并返回到换料水池。
非能动部分设置在安全壳内，在安全壳内设置非能动堆腔注水箱，水箱内的水质为除盐水。在严重事故发生，且CIS能动注入部分不可用的情况下，安全壳内非能动堆腔注水箱内的水能够依靠重力注入堆腔中压力容器保温层内，淹没反应堆压力容器下封头到一定高度，并补偿堆腔内水的蒸发量，以“非能动”的方式实现反应堆压力容器的冷却[5]。
5.2运行影响分析
堆腔注水冷却系统在发生堆芯熔化的严重事故后，通过压力容器外冷却带走堆芯熔融物热量，降低反应堆压力容器外壁的温度，维持压力容器的完整性，实现压力容器内堆芯熔融物的滞留，提高了反应堆的安全性。
6总结
ACP1000机组对部分能动安全系统的设计更改，提高了系统与设备的多样性、多重性和独立性，丰富和完善了核电厂事故预防和缓解手段，充分保证核安全，使得机组安全可靠性能提高，提升了机组的安全性。■
参考文献
[1]武铃珺，压水堆核电厂严重事故下堆腔注水措施研究，原子能科学技术，2009-01-20.
[2]魏仁杰，标准M310高压安注系统可靠性分析，核动力工程，1988-12-26.
[3]阚强生，核电站辅助给水系统设计，核动力工程，1998-06-01.
[4]佟立丽，福清核电1、2号机组增大应急给水箱容积安全分析，科技导报，2013-04-18.
[5]顾健，华龙一号安全系统配置策略，中国核电，2016-12-15.
