核电站大修期间核安全监督管理策略研究

核电站大修期间核安全监督管理策略研究

核电站的年度换料大修是整个电站的一项重要生产活动，期间存在着较大的核安全风险。文章从反应性控制、堆芯冷却、放射性包容、电源保障以及人因管理等方面对换料大修机组核安全风险进行了分析，并结合秦山第二核电厂多次换料大修的经验，提出了防御风险的管理对策。

标签：换料大修；核安全风险；核电站；对策

引言

核电站的年度换料大修是整个电站的一项重要生产活动。针对核安全控制的三大功能，反应性控制、堆芯冷却和放射性物质的包容而言，机组在大修期间的核安全风险同功率运行相比一点也没有降低。相反，在大修期间由于大量核安全相关设备因为检修而退出运行，安全保障系统不可用，在发生事故时，操纵员可以动用的对策手段也相对较少，所以大修期间机组核安全风险应引起足够的重视。

1 换料大修核安全风险分析

大修期间，由于有大量的设备退出运行进行检修，安全保障系统不像功率运行期间那么完整，万一发生事故，操纵员可以动用的对策手段少。因此，有必要对机组换料大修期间的核安全风险进行全面地分析，提出应对措施。归纳起来，大修期间的核安全风险可分为系统设备方面的，如：误稀释、误提棒造成意外临界、余热排出系统故障使燃料组件失去冷却、操作不当造成燃料组件意外损坏、电源保障及安全壳的完整性等；人因管理方面的，如：大修计划、人员培训、文件控制、经验反馈等。

1.1 系统设备方面存在的风险

1.1.1 反应性控制

就反应性控制而言，尽管大修时反应堆处于次临界状态，自持链式反应已经终止，然而在此阶段发生误稀释、意外临界的风险相当大。此时控制棒可能全部插入堆芯，防止误稀释的手段相对较少，而且反应堆处于次临界状态，与功率运行时相比发现和探测到误稀释的难度增加。在功率运行时若发生误稀释，一回路平均温度马上会变化，用于一回路平均温度控制的调节棒组立刻会有响应，而随后△I会变化，对于这一系列变化容易被反应堆操纵员所发现和做出正确判断。然而在次临界状态下，发现和探测到误稀释的手段相对较少，只有通过源量程中子通量和一回路硼浓度的变化来发现可能的误稀释，而一旦发现，时间也较晚，而且在大修时系统和设备的状态多变，进行水传输的机会较多，操作频繁，发生人因失误的几率也大为增加，因此发生误稀释的几率也相对较大。典型的风险包括：探测硼稀释手段（一回路取样，在线分析和源量程探测器的计数）失效，行

政隔离控制和计划安排不当引起意外硼稀释，无多重的硼补给管线可用以响应硼稀释事件，未定期校验停堆裕量等。

1.1.2 堆芯冷却

就堆芯冷却而言，在大修期间尽管自持链式裂变反应已经终止，然而堆芯中有大量的剩余释热需要有效地导出，否则将聚集从而导致燃料元件损坏。同时大修过程中由于需要检修（机械或电气检修），可能导致燃料组件只有一列冷源，增加燃料元件失去冷却的几率。典型的风险包括大修计划未考虑失去乏燃料水池冷却的纵深防御措施，导致乏燃料水池失去冷却，或在高衰变热或低水装量期间，安排对余热排出系统进行检修，使余熱排出系统不可用；阀门误操作，不可控地改变一回路流道，导致一回路水装量快速丧失；反应堆水池充水前，未对水池密封、蒸汽发生器堵板和其它接管堵板等进行检查或安装后试验，导致出现水装量泄漏等。

1.1.3 放射性包容

对于放射性物质的包容而言，在大修期间，核安全三道屏障不一定完整，燃料组件可能在堆芯，也可能在核燃料厂房，而在燃料组件的装卸料的过程中，燃料组件损坏的可能性也较大，而作为第二道屏障的一回路压力边界也开启，第三道屏障安全壳存在失效可能，所以一旦发生放射性物质泄漏，其中部分安全屏障不可用，其后果可能造成放射性物质直接向环境排放。

安全壳在大修的某些阶段需要密封，以限制放射性物质未受监督的释放。如果安全壳的人员闸门和设备闸门以及与大气相连的贯穿件在反应堆开盖、装卸料操作期间以及电源不可用时不能保持关闭状态，则风险会大大提高。

1.1.4 电源保障

在停堆状态下，交流电源维持堆芯和乏燃料水池的冷却，并把衰变热传输到热阱中；使安全壳保持完整，并支持其它重要辅助功能等。经验表明，核电厂很多事件与人员差错引起重要系统失电有关，如大修计划未能提供冗余的交流电源；停堆期间安全相关重要系统的交流和直流电源未得到保证；对失电引起的事件处理经验欠缺等。

典型的风险包括在开关站、变压器和电气设备上进行相关检修工作时未安装警告信号或采取实体屏障；在多路电源停役的情况下在电厂唯一厂外电源的动力线路和变压器上进行维修活动；主电源可用但相应的控制电源失效同样导致核安全相关设备不可用等。

1.2 人因和管理上的风险

从人因和行政管理上，电厂存在的核安全风险主要涉及大修计划、人员培训、文件控制、经验反馈等。大修中电厂内的工作人员数量很多，包括大量的承包商

人员，而人总是要犯错误的，特别是在大量的操作过程中。因此，事先计划不充分、文件包准备不足、培训不足、时间的压力、任务的压力等都可能成为风险源。

2 换料大修核安全监督对策管理

2.1 机组状态控制与核安全委员会会议

为保证换料大修期间机组核安全状态满足运行技术规格书的要求，秦山第二核电厂设有动态控制点程序DHP和静态控制点程序SHP。DHP规程在状态转换前进行检查，SHP规程是反应堆停留在某一状态时进行检查，保证机组系统和设备的配置满足运行技术规格书的要求。

根据技术规格书要求，共设置了12个动态控制点，其中只有PT9DHP011是为正常运行时出现反应堆紧急停闭后再启动之用外，其余均作为换料大修过程的控制点。

为了保证换料大修机组在整个换料大修过程中的安全全面受控，评价换料大修过程中的各项安全相关的活动，在大修过程中的几个关键点，如：卸料前、装料前和临界前设置了核安全委员会（电厂核安全委员会）会议来进行评估。另外在大修期间也可以应某位委员或大修经理的要求针对某一问题召开专题会议。

2.2 大修计划和关键路径控制

事实证明，应至少提前一年准备大修计划，大修计划要得到各方人员的支持，以保证系统可利用率符合管理层的核安全期望值、程序要求和运行技术规格书要求。大修计划要结合以往大修的经验教训进行制订和优化，好的大修进度计划可准确到小时而且不需要经常修改，不但总进度误差小，各分项目的进度计划误差也要求尽量做到很小。

隔离窗口或大修里程碑已证明在制订大修总体进度计划时是很有用的。隔离窗口的大小和组成由系统满足停堆安全要求而定，隔离窗口或大修里程碑计划是一种进度安排的技巧，在一台设备或一个系统通道上安排的维修、在役检查和试验工作被安排在大修中的某个时间段进行。例如：在大修某个时间段内安排应急柴油发电机（EDG）退出运行，在此系统窗口中同时安排由EDG供电的安全设备的维修或试验。这样可保证在隔离窗口或里程碑终点前可安排品质再鉴定和功能再鉴定，而不至于将所有试验拖延到大修近结束时进行，有效地保证大修计划的完成。

根据国际上的运行经验，单靠严格地遵守运行技术规格书的要求也许不能完全保证大修期间的安全裕量。因此，在进度计划制订期间，应明确规定大修期间必须确保安全功能可用的系统，如衰变热的导出、中子监测、维持停堆裕度、反应堆系统水位监测和控制、正常和备用电源、对人员安全必要的系统和部件以及安全壳完整性要求、冷却水的可利用性等。

2.3减少人因失误