ARE主给水隔离功能的运行技术规范管理分析

涂志剑，曹光辉，杨鹏程，解永奎

(苏州热工研究院有限公司，广东 深圳 518026)

核电厂运行技术规范定义了机组正常运行限值和条件，从而确保机组运行在设计假设和反应堆设计的范围内，并规定了在不满足正常运行限值和条件时所应采取的运行控制措施。运行技术规范作为核电厂正常运行和运行瞬态期间确保公众健康和安全必须遵守的最低技术规定，其完整性显得尤为重要。

CGN核电厂的运行技术规范最早参照EDF格拉夫林电厂1990版规范编制，在2003年又参照格拉夫林1997版规范进行升版形成了当前格式的规范版本，后期M310和CPR1000机组主要参考此版本和EDF 2000版标准规范进行编制。由于EDF运行技术规范也是近几年才增加的ARE主给水隔离功能不可用事件，截至目前，具有同样主给水隔离设计的CGN M310和CPR1000机组一直都没有直接的事件条款对此进行管理。

电厂人员在长期的运行过程中也发现了此问题，由于没有直接的条款，各厂采取了不尽相同的处理方式，有的借用上游RPR事件条款进行管理，有的不进行技术规范管理；由于DCS的差异，使用RPR事件管理也存在很大差异，有的记录第一组事件要求8 h后撤，有的记录第二组事件要求3天内完成检修。对于设计相同的机组，具有同样安全影响的不可用安全功能管理标准不应该存在上述差异，有必要进行统一，在运行技术规范中增加ARE主给水隔离功能相关的安全要求。

本文从为什么运行技术规范要对其进行管理和怎么管理两个方面来分析论述以解决该问题，为相关核电厂提供参考和建议。同时，本文以完全正向的方式首次系统性地阐述了一套运行技术规范编制方法，供业内同行在后续的运行技术规范相关工作中参考。

1 运行技术规范管理必要性

1.1 ARE主给水隔离功能简介

ARE系统的功能为向蒸汽发生器二次侧供应给水，并通过调节给水流量，将蒸汽发生器二次侧的水位维持在一个随汽轮机负荷变化所预设的基准值上。ARE系统主要由给水母管和三个给水调节站及孔板等组成，每个给水调节站由并联的大流量调节阀(ARE031/032/033 VL)和小流量调节阀(ARE242/243/244 VL)及对应的上下游隔离阀组成，来自主给水泵的给水经给水母管再分配到三个给水调节站，最终送到三台蒸汽发生器内的给水环管，ARE系统流程简图如图1所示。

蒸汽发生器给水供应的安全功能由辅助给水系统(ASG)来保证，ARE正常给水供应不是安全相关的功能，但ARE主给水隔离功能被设计成在发生安全壳内蒸汽管道破裂时能防止反应堆冷却剂系统的过冷并限制能量释放，承担安全功能。

ARE主给水管线的隔离通过以下设备来保证。

(1)大流量调节阀及小流量调节阀，它们被设计成在接到隔离信号后5 s内关闭。

(2)所有给水调节阀上下游的电动隔离阀，20 s内关闭。

(3)反应堆厂房内的止回阀，它们位于蒸汽发生器辅助给水接管的上游，尽可能靠近蒸汽发生器，以减少断裂时引起该蒸汽发生器完全排空的那段管道的长度。

1.2 事故分析

核电厂最终安全分析报告(FSAR)事故分析章节中包含了电厂设计中考虑的假想事故的安全分析和评价，评价核电厂在响应假设始发事件中的安全。

由于运行技术规范筛选准则与事故分析直接相关，对FSAR中涉及ARE主给水隔离功能的设计基准事故进行梳理，列举主要的事故分析如表1所示。

图1 ARE主给水流程简图Fig.1 The simplified diagram of ARE system

表1 设计基准事故信息表Table.1 The information table ofDesign Basis Accident

从表1中可以看出，ARE主给水要求在5 s内完成实现隔离，结合前述的ARE主给水隔离功能分析，ARE主给水大流量调节阀和小流量调节阀的快速关闭可以实现要求的主给水隔离功能。

1.3 运行技术规范的管理范围

运行技术规范源于法规要求的运行限值和条件，是核电机组日常运行和大修活动中进行核安全管理的主要依据，其管理范围直接影响核安全管理的效率和电厂生产资源的分配，因此，需要一个界定运行技术规范管理范围的标准，这就是通常说的筛选准则。

目前国际上核电厂运行技术规范采用的筛选准则主要分为法系和美系两类，具体的筛选准则见表2所示。

表2 运行技术规范的筛选准则Table.2 The screening criteria of Operation Technical Specification

从表2可以看出，虽然法系和美系的筛选准则不尽相同，但ARE主给水隔离作为设计基准事故分析假设和主要成功路径，都有可以满足的准则，法系为准则1、准则2，美系为准则3。因此，不论按哪类筛选原则，ARE主给水隔离功能都应进入运行技术规范进行管理。

1.4 监督要求的管理

根据相关电厂的《安全相关系统和设备定期试验监督要求》，要求试验验证ARE大流量调节阀和小流量调节阀的关闭时间和可操作性、隔离阀的可操作性，且A/B准则分级结果为A准则，具体如表3所示。根据分级原则，将试验准则不满足会导致一个或多个安全功能不可用、一个或多个安全目标无法实现的监督准则定义为A准则。结合1.2节的事故分析，该监督要求对ARE大流量调节阀和小流量调节阀的管理是合理的。

表3 监督要求信息表Table.3 The information table of Surveillance Requirement

运行技术规范和监督要求都来源于法规要求的运行限值和条件，二者管理范围应该是对应一致的，当前存在的不一致应该消除。

1.5 小结

综上所述，ARE主给水隔离功能由大流量调节阀及小流量调节阀的快速关闭实现，作为FSAR设计基准事故分析的假设和主要成功路径上的设备，属于运行技术规范管理范围，在纳入运行技术规范管理后，与同样来源于法规要求的运行限值和条件的定期试验监督要求保持一致。

2 运行技术规范要求制定方法

由于相关电厂采用源自EDF的法系运行技术规范，具体管理分析按法系运行技术规范的技术规则进行，需给出安全要求、事件描述、适用范围、事件组别和应采取的措施。

2.1 安全要求和事件描述

基于第1节中的分析可以提出安全要求：大流量调节阀ARE031/032/033 VL和小流量调节阀ARE242/243/244 VL关闭功能应可用。

由于这些调节阀中任意一个不可用(不能关闭或关闭超时)就会导致主给水隔离功能不满足设计要求，事件可以描述为：一个或多个主给水或小流量调节阀不可用。

2.2 适用范围

当反应堆冷却剂系统及蒸汽发生器中充满大量质量和能量时，主给水隔离功能(大流量调节阀及小流量调节阀)必须是可用的。这保证在发生高能管道破裂时，单一故障不会引起一台以上的蒸汽发生器排放。处于RP、NS/SG和NS/RRA模式时，当安全壳内部二次系统管道破裂时，如果大流量调节阀及小流量调节阀关闭失效，将导致向安全壳内的额外质能释放。当阀门关闭或被关闭的阀门所隔离时，它们就已经执行了安全功能。

处于模式MCS和RCS模式时，蒸汽发生器具有较低的能量，此时，大流量调节阀和小流量调节阀及相应的隔离阀都由于不要求主给水而正常地关闭。

因此，适用范围可以规定为：RP、NS/SG和NS/RRA模式，除了当ARE大流量调节阀和小流量调节阀处于关闭状态且动力源被切断或被隔离的情况。

2.3 事件组别

根据相关电厂《运行技术规范》总则，第一组事件涉及的范围包括。

(1)超出运行中应遵守的与核安全相关的重要设计假设。

(2)反应堆停堆保护与专设安全设施系统的不可用。

该组事件的发生将导致三道屏障(燃料包壳，一回路压力边界，反应堆厂房)损坏的风险增加及可能导致超出设计限值的放射性后果。

根据1.2节确定论安全分析，ARE大流量调节阀和小流量调节阀的不可用属于超出运行中应遵守的与核安全相关的重要设计假设，应界定为第一组事件。

2.4 事件应采取的措施

当发现一个或多个主给水或小流量调节阀不可用时，可以通过关闭调节阀或隔离阀等手段使ARE主给水处于隔离的安全状态，并对此安全状态进行定期检查。如果实现不了上述措施，则将机组后撤到安全状态。

后撤时间的确定，可以使用工程判断结合PSA分析方法给出后撤时间要求。考虑将机组后撤到后备模式所必需的时间和为了诊断、控制和修复设备(如果可能)，采取缓解措施或准备和开始执行后撤行动而进行分析评价所需的合理时间，且遵守事件导致的机组风险增量的限值。

(1)工程判断

CGN相关机组主给水隔离设计与EDF参考机组一致，EDF的运行技术规范具有可参考性，调研EDF运行技术规范，其已在近几年增加ARE大流量调节阀和小流量调节阀快关不可用的事件，事件要求8 h内机组开始后撤。

另外，调研美国西屋核电厂主给水隔离功能设计，发现其设计和法系M310和CPR1000机组设计存在一定差异，它的主给水调节阀和隔离阀具有相同的快关要求，在同一个流道上只要其中一个调节阀或隔离阀能快关就能实现该流道的隔离功能。因此，反映在其技术规格书要求上，对单个调节阀不可用要求相对宽松，要求72 h内关闭或隔离不可用阀门；对同一流道上的调节阀和隔离阀同时不可用影响一个流道隔离时，要求8 h内完成故障流道隔离。

对比CGN、EDF和西屋同类机组系统设计和运行技术规范发现，EDF机组主给水流量调节阀对应的隔离阀由于其关闭时间较长而不作为快关要求设备，其一个流量调节阀不可用和西屋同一流道上调节阀和隔离阀同时不可用可以认为是等效的，其允许时间都是8 h。因此，以EDF同类机组为参考的CGN M310和CPR1000机组可以考虑使用8 h作为后撤时间。

(2)PSA分析

根据ARE系统设计、运行，ARE主给水投入运行一般都在功率运行工况，因此仅针对功率工况内部事件进行定量分析。

在相关机组的PSA模型中，蒸汽发生器隔离主要考虑主给水隔离信号、硬件系统隔离。硬件系统隔离包括电动主给水泵停运和调节回路隔离，主给水泵停运成功或调节回路隔离成功就认为主给水隔离成功。调节回路隔离包括两部分，主调节回路隔离和旁路调节回路隔离，两部分需要同时隔离。对于主调节回路和旁路调节回路隔离，在每个回路包括调节阀和隔离阀两部分，两个部分只要有一个隔离成功则认为一个调节回路隔离成功。由于主给水泵停泵时间缺少试验验证和隔离阀关闭时间不满足快关要求，因此在定量分析中只考虑调节阀的隔离作用。故障树模型如图2所示。

图2 ARE主给水隔离故障树Fig.2 The fault tree of ARE main feedwater isolation

根据RG1.174和RG1.177论证变更对电厂安全的影响是否可以接受。因变更不影响平均风险模型的各项参数，不会产生年平均风险增量，因此变更满足RG1.174的要求。根据相关机组的PSA模型，按不同的后撤时间(AOT,8 h、24 h和72 h)，对条件堆芯损坏概率增量(ICCDP)和条件早期大量释放概率增量(ICLERP)进行计算，具体结果如表4所示，计算公式如公式(1)、公式(2)所示：

ICCDP =(CDF1-CDF0)×ΔT

(1)

ICLERP=(LERF1-LERF0)×ΔT

(2)

式中：ΔT——单个AOT的持续时间；

CDF1——目标设备退出服务，且其他设备根据运行技术规范的要求由允许停役带来设备名义不可用度条件下的条件CDF；

CDF0——设备名义不可用度下的基准CDF；

LERF1——目标设备退出服务，且其他设备根据运行技术规范的要求由允许停役带来设备名义不可用度条件下的条件LERF；

LERF0——设备名义不可用度下的基准LERF。

根据表4的分析结果，一个主给水流量调节阀隔离失效允许8 h、24 h和3 d的后撤时间都满足RG1.177的要求，所引入的风险都是可接受的。

根据前述工程判断和PSA分析结果，ARE主给水流量调节阀出现故障不可用影响快关功能时，8 h的后撤时间是合理的，在PSA定量风险计算可接受的前提下，给机组人员留出了机组控制、故障诊断、修复及后撤准备等必要过程的时间。

表4 不同AOT的ICCDP和ICLERP分析结果Table.4 The ICCDP and ICLERP analysis result of the different AOT

3 结论

多年以来，由于运行技术规范缺少ARE主给水隔离功能不可用的管理要求，一方面使得相关核电机组对ARE主给水隔离功能不可用的管理存在显著差异，另一方面也影响运行技术规范的完整性、与监督要求的自洽性，不利于相关核电厂的安全管理。

本文通过对ARE主给水隔离的安全功能、设计基准事故分析和运行技术规范筛选准则进行分析说明了为什么运行技术规范要对其进行管理，通过给出安全要求、事件描述、适用范围、事件组别和应采取的措施来阐述如何进行管理，并使用工程判断结合PSA方法给出后撤时间要求，体现了核电厂运行技术规范中一个安全要求从无到有的编制过程，在后续运行技术规范持续优化的相关工作中，仍具有参考价值。