核电厂仪控系统误动作事故分析

蔡伟; 鲍国刚; 乐志东; 路长冬

doi:10.13832/j.jnpe.2021.05.0167

核电厂仪控系统误动作事故分析

doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0167

中广核研究院有限公司上海闵行分公司，上海，200241

详细信息

作者简介:
蔡　伟（1983—），男，高级工程师，硕士，现主要从事核电厂安全分析研究，E-mail: laocaihehe@sina.com

中图分类号: TL364⁺.4
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出版历程
- 收稿日期: 2020-07-28
- 修回日期: 2020-09-02
- 网络出版日期: 2021-09-30
- 刊出日期: 2021-09-30

Analysis of Mal-Operation Accidents of Nuclear Power Plant I&C System

Shanghai Minhang Branch, China Nuclear Power Technology Research Institute Co., Ltd., Shanghai, 200241, China

摘要

摘要: 为全面评价核电厂仪控系统误动作事故，提出基于简化分析的方法，该方法基于功能组概念对仪控误动作假设始发事件（PIE）进行了系统化地识别和归并，得到不能被已有事故分析包络的潜在新增事故工况，并根据保守的分析假设和准则，针对识别出的潜在新增事故进行了定性评价和定量分析。研究结果表明，核电厂保护系统能够对仪控系统误动作事故提供多样化保护，事故后果满足验收准则，并建议增设“2个热管段实际压力与饱和压力之差低2信号触发安注启动以及所有主泵停运”功能。
- 仪控系统误动作 /
- 假设始发事件（PIE） /
- 事故分析 /
- 多样化保护
Abstract: A method based on the simplified analysis was proposed in order to comprehensively evaluate the accidents of spurious actuation of Instrumentation and Control (I&C) systems of the Nuclear Power Plant (NPP). Based on the concept of “functional group”, the Postulated Initiating Events (PIEs) of spurious I&C actuation were systematically identified and grouped to obtain the potential additional accidents that cannot be bounded by the existing accident analysis. Then these potential additional accidents were qualitatively assessed and quantitatively analyzed according to the conservative analysis assumptions and rules. The results show that the protection systems of the NPP can provide diverse protection against the spurious I&C accidents and the consequences meet the acceptance criteria. Besides, the function of “startup of safety injection and trip of the main pumps triggered by the low 2 signal of the difference between the local pressure and saturation pressure in two hot legs” was suggested to be added.
- Mal-operation of I&C system /
- Postulated initiating event (PIE) /
- Accident analysis /
- Diverse protection

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图 1 仪控误动作事故分析流程

AOS—异常运行状态

Figure 1. Analysis Procedure for I&C Mal-Operation Accidents　　　　　

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图 2 堆芯DNBR

Figure 2. Core DNBR

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图 3 冷管段压力

Figure 3. Pressure of Cold Leg

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图 4 冷管段空泡份额

Figure 4. Void Fraction of Cold Leg

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图 5 空泡份额（情况1）

Figure 5. Void Fraction (Case 1)

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图 6 一回路冷却剂温度（情况1）

Figure 6. Primary Coolant Temperature (Case 1)

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图 7 空泡份额（情况2）

Figure 7. Void Fraction (Case 2)

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图 8 一回路冷却剂温度（情况2）

Figure 8. Primary Coolant Temperature (Case 2)

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表 1 系统功能筛选准则

Table 1. Screening Criteria for System Functions

序号	准则	说明
1	就地操作功能	不需要仪控系统控制
2	非能动功能	不需要仪控系统控制
3	指示功能	不直接驱动设备
4	允许信号功能	不直接驱动设备
5	不改变设备状态	不会造成AOS

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表 2 PIE瞬态分组

Table 2. Groups of PIEs by Transients

分组	瞬态说明	PIE数量
A	二次侧排热增加	13
B	二次侧排热减少	30
C	反应堆冷却剂流量减少	5
D	反应性与功率分布异常	8
E	反应堆冷却剂装量增加	20
F	反应堆冷却剂装量减少	23
G	反应堆冷却剂系统压力升高/下降	6
H	乏燃料水池相关事故	4

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表 3 PIE归并结果

Table 3. Grouping Results of PIEs

触发系统	PIE总数	极限PIE数量	潜在新增事故数量
RPS	26	10	8
KDS	12	0	0
SAS	26	4	2
KDA	0	0	0
PSAS	42	1	0
非集中式系统	3	2	0

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表 4 潜在新增事故

Table 4. Potential Additional Accidents

序号	触发系统	事故	核电厂状态
1	RPS	应急给水误启动	1~4
2	RPS	蒸汽大气排放阀误开启	1~6
3	RPS	RHR管线误隔离	5~6
4	RPS	主蒸汽隔离阀误关闭	1~4
5	RPS	下泄管线误隔离	1~6
6	RPS	中压安注误启动	5~6
7	RPS	稳压器安全阀误开启	5~6
8	SAS	下泄管线误全开	1~6
9	SAS	稳压器电加热器误启动	1~6
10	RPS	乏燃料水池冷却系统管线误隔离	1~6

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表 5 瞬态事件序列

Table 5. Transient Event Sequence

瞬态事件	时间/s
瞬态事件	情况1	情况2
瞬态开始	0	0
产生ΔP_sat低2信号	672	672
RHR泵停运	677	—
主泵停运	678	678
安注启动	701	701
安注流量与破口流量平衡	2236	2615
“—”表示不发生此事件

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参考文献(14)

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