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1、RAPPORT TECHNIQUE TECHN CAL REPORT CE1 IEC 1510 Premire dition First edition 1996-07 Racteurs nuclaires RBMK - Propositions d am I i orations d u con t rl e-co rn ma n de RBMK nuclear reactors - Proposals for instrumentation and control improvements Numro de rfrence Reference number CEMEC 1510: 1996
2、 I Copyright International Electrotechnical Commission Provided by IHS under license with IECLicensee=NASA Marshall Space Flight Center/9972545001 Not for Resale, 03/07/2007 00:20:26 MSTNo reproduction or networking permitted without license from IHS -,-,- Numros des publications Depuis le ler janvi
3、er 1997, les publications de la CE1 sont numrotes partir de 60000. Publications consolides Les versions consolides de certaines publications de la CE1 incorporant les amendements sont disponibles. Par exemple, les numros ddition 1.0, 1.1 et 1.2 indiquent respectivement la publication de base, la pub
4、lication de base incorporant lamendement 1, et la publication de base incorporant les amendements 1 et 2. Validit de la presente publication Le contenu technique des publications de la CE1 est constamment revu par la CE1 afin quil reflete ltat actuel de la technique. Des renseignements relatifs la d
5、ate de reconfir- mation de la publication sont disponibles dans le Catalogue de la CEI. Les renseignements relatifs des questions ltude et des travaux en cours entrepris par le comit technique qui a tabli cette publication, ainsi que la liste des publications tablies, se trouvent dans les documents
6、ci- dessous: La proposition suisse a t discute une premiere fois lors de la runion du CEVSC 45A en septembre 1992 Ottawa au Canada, au cours de laquelle le Comit National Suisse fait la dclaration “45(0ttawa/Suisse)26”, indiquant quil, Lors de la runion, la ncessit dimpliquer dautres organismes, don
7、t lAgence Internationale de IEnergie Atomique, actives dans le domaine des RBMK a t souligne, IAIEA tait dj implique dans des projets semblables. II convenait donc que ce projet particulier soit dvelopp en collaboration avec les experts de ces organismes. Une fois la proposition suisse approuve, le
8、Bureau Central de la CEI, en accord avec le secrtariat du CEVSC 45A a invit IAIEA et la Commission des Communauts Europennes, la CEC, participer au dveloppement de ce projet. Le CEI/SC 45A a dj eu un contact officiel avec IAIEA et il existe un accord de coopration entre la CE1 et IAIEA en vigueur de
9、puis 1981. Suite a la rponse positive de IAIEA la proposition, une quipe dexperts de la CE1 et de IAIEA a t constitue pour mettre en place le projet. Lquipe de projet CEVAIEA a accept de rdiger un document qui serait finalement publi sous la forme dun Rapport Technique de la CEI. Ce rapport identifi
10、era les mesures pouvant tre appliques pour amliorer les systmes dl - tude de faisabilit pour un systme darrt diversifi (DSS) (6.3) ; - amlioration des actionneurs des CPS afin de diminuer leffet de dnoyage du canal ; - dveloppement dune structure gnrale du DSS semblable celle propose sur la figure 1
11、 ; - dveloppement dactionneurs du DSS de conception modulaire pour action rapide ( 6 . 4 ) . Les avantages attendus aprs la mise en place du DSS sont rcapituls en 6.5 et les tapes de ralisation du DSS sont formules en 6.6. Copyright International Electrotechnical Commission Provided by IHS under lic
12、ense with IECLicensee=NASA Marshall Space Flight Center/9972545001 Not for Resale, 03/07/2007 00:20:26 MSTNo reproduction or networking permitted without license from IHS -,-,- 15100 IEC: 1996 -57- - consider feasibility and plan a full upgrade of the unit computer system at all RBMK. 6 A diverse sy
13、stem of reactor shutdown There is a risk of prompt criticality incidents if multiple tubes rupture would occur at a pressure tube reactor (PTR) with positive reactivity coefficient. Therefore it is important to have diverse systems for fast reactor shutdown with this type of reactor, RBMK, CANDU. 6.
14、1 Background Analysis of particular engineering solutions on RBMK Shutdown Systems shows that in some cases the requirement for independency and diversity of the two existing systems BAZ and AZ-1 are not completely met (see IAEA TECDOC 722 for Smolensk NPP Unit - 3 and the IAEA DRAFT Report on RBMK
15、Shutdown Systems Feb. 1994). Comparing RBMK situation with other reactor types specially in connection with shutdown means, it can be shown that comparable situation is available in case of CANDU-NPP. Regulations for shutdown systems for CANDU include the following important points: - all CANDU reac
16、tors are equipped with two independent and diverse fast acting shutdown systems; - each shutdown system acts alone and can ensure that the reactor is rendered subcritical and is maintained subcritical; - the design shall be such that each shutdown system can be actuated manually from the control roo
17、m. It shall also be possible to manually initiate the shutdown system action for each shutdown system from a location remote from the main control room; - a shutdown system shall not be intentionally made unavailable at any time when there is fuel in the reactor except when the reactor is in an appr
18、oved guaranteed shutdown state. These and other requirements have to be taken into account in accepting a diverse shutdown system for RBMK-reactors. The necessity of a diverse shutdown system for the RBMK reactor is also a result of the “RBMK Safety Review” which was partly funded by CEC, Sweden, Fi
19、nland and Canada. The second priority in the RBMK safety review recommendations for engineering improvements is “That a fully diverse shutdown system able to maintain long-term subcriticality of the reactor, should be developed and installed on all RBMK units”. One deficiency of the available contro
20、l and protection system (CPS) is the fact that a failure of the CPS cooling system leads to an unallowable insertion of high reactivity. Based on the recommendations formulated in IAEA TECDOC 694 a study was carried out in RDIPE-Moscow which included several steps as: - conformity of shutdown system
21、s to reliability and safety principles (6.2); - feasibility study for a diverse shutdown system (DSS) (6.3); - improvement of CPS actuators for decreasing the effect of channel dewatering; - development of general system structure of DSS similar to the proposal given in figure 1 ; - development of D
22、SS actuators of Module Design for fast acting part (6.4). A summary of the benefits expected after introducing DSS is given in 6.5 and DSS realization steps arE formulated in 6.6. Copyright International Electrotechnical Commission Provided by IHS under license with IECLicensee=NASA Marshall Space F
23、light Center/9972545001 Not for Resale, 03/07/2007 00:20:26 MSTNo reproduction or networking permitted without license from IHS -,-,- - 58 - 1510 O CEI: 1996 - -1 I c Il t I I * t I f i L 3 aal e g $ 3 2 L 3 0 0 eo 32 2 c u a l eo m3 2 0- I I I Figure 1 a - Systme principal Rgime d?arrt t Figure l b
24、 - Systme supplmentaire indpendant AZ: protection d?urgence BAZ: protection d?urgence a action rapide CPS: systme de protection et de commande FAS: systme action rapide HS: systme de retention PCS: systme de circuit pneumatique Figure 1 - Structures des systmes d?arrt Copyright International Electro
25、technical Commission Provided by IHS under license with IECLicensee=NASA Marshall Space Flight Center/9972545001 Not for Resale, 03/07/2007 00:20:26 MSTNo reproduction or networking permitted without license from IHS -,-,- 1510 O IEC: 1996 - PCS - 59 - Shutdown regime I I I I % t Figure 1 a - Princi
26、pal system Control regime * t c t L I I Shutdown regime Figure 1 b - Additional independent system AZ: emergency protection BAZ: fast acting emergency protection CPS: control and protection system FAS: fast acting system HS: holding system PCS: pneumatic circuit system I Figure 1 - Shutdown system s
27、tructures Copyright International Electrotechnical Commission Provided by IHS under license with IECLicensee=NASA Marshall Space Flight Center/9972545001 Not for Resale, 03/07/2007 00:20:26 MSTNo reproduction or networking permitted without license from IHS -,-,- -60- 151 O O CEI: 1996 6.2 Conformit
28、 des systmes darrt aux principes de sret et de fiabilit Aprs laccident de Tchernobyl (1986), un systme darrt a action rapide a t install sur tous les racteurs RBMK. Les diffrents niveaux de protection existants sont donns dans le tableau suivant : Tableau 2 - Modes darrt du racteur Mode BAZ AZ- 1 AZ
29、-4 AZ-3 Caractristiques rsumes Mise a larrt rapide. 24 barres BAZ sont insres en 2,5 s, les autres barres en 12 s - 14 s Mise larrt automatique. Les barres BAZ sont insres en 7 s, les autres en Diminution automatique de la puissance 60 % de la puissance nominale Diminution automatique de la puissanc
30、e 50 % de la puissance nominale 12s-14s Les actionneurs de BAZ et AZ-1 sont commands par les barres. Tous les actionneurs BAZ fonctionnent dans les modes de protection durgence Lanalyse prliminaire du systme darrt utilis mene par le RDIPE a mis en vidence les dficiences suivantes : il ny pas dautre
31、systme darrt compltement indpendant (par ses fonctions et son emplacement) ; en cas de panne du systme darrt principal, il ny pas de dispositif de commande du racteur suffisant, spcialement en cas de grosse perturbation ; il ny a pas redondance complte. Seuls quelques actionneurs sont redondants; il
32、 est souhaitable dobtenir la redondance pour tous les composants du systme : le principe de diversification nest pas appliqu ; le systme est accessible et peut tre endommag (dlibrment ou par inadvertance). On effectuera une analyse complte du systme darrt par rapport aux principes de sret suivants,
33、identifis dans les normes mentionnes larticle 3 : - sret en cas de dfaillance (y compris une dfaillance du systme) ; - redondance (pour lensemble du systme et ses composants) ; - indpendance (des fonctions et des emplacements) ; - diversit (des sous-systmes de commande et dactionnement) ; - dfense e
34、n profondeur ; - possibilit de contrler la fiabilit et ltat de marche ; Copyright International Electrotechnical Commission Provided by IHS under license with IECLicensee=NASA Marshall Space Flight Center/9972545001 Not for Resale, 03/07/2007 00:20:26 MSTNo reproduction or networking permitted witho
35、ut license from IHS -,-,- 1510 O IEC: 1996 -61 - 6.2 Conformity of shutdown systems to reliability and safety principles After the Chernobyl accident (1986) a fast acting shutdown system was introduced on all RBMK reactors. The different levels of protection now available are summarized in the follo
36、wing table: Table 2 - Modes of reactor shutdown Mode I Short characteristics BAZ 1 Rapid shutdown. 24 BAZ rods insert in 2,5 s, other rods in 12 s to 14 s Automatic shutdown. BAZ rods insert in 7 s, others in 12 s to 14 s Automatic power reduction to 60 % nominal power Automatic power reduction to 5
37、0 % nominal power BAZ and AZ-1 actuators are rod-driven. All BAZ actuators are working in the emergency protection modes. Preliminary analysis of the operating shutdown system carried out by RDIPE has shown the following deficiencies: - there is no other fully independent (by function and placement)
38、 shutdown system available; - in case of system failure of the main shutdown system, there is not enough control means of the reactor specially in case of big disturbances; - there is no full redundancy. Only several actuators are redundant; it is desirable to have redundancy in all system component
39、s; - diversity principle is not realized; - the system is accessible and can be damaged (deliberately or inadvertently). A comprehensive analysis of the shutdown system with respect to the following safety principles which have been identified from the standards reported in clause 3 will be performe
40、d: - fail safety (including system failure); - redundancy (for the whole system and for is elements); - independence (in functions and placement); - diversity (in actuating and control subsystems); - defence in-depth; - possibility to monitor reliability and actuation; Copyright International Electr
41、otechnical Commission Provided by IHS under license with IECLicensee=NASA Marshall Space Flight Center/9972545001 Not for Resale, 03/07/2007 00:20:26 MSTNo reproduction or networking permitted without license from IHS -,-,- -62- 151 O O CEI: 1996 essai en mode dexploitation normale ; sret intrinsque
42、, auto-protection et passivit ; ddi un seul objectif (fonction unique) ; protection contre le sabotage ; modularit et simplicit ; localisation des matriels ; utilisation sans risque et interaction conviviale ; compltude des actions. La conformit aux principes rpertoris ci-dessus sera vrifie pour : -
43、 lensemble du systme darrt (BAZ et AZ) ; - les parties des systmes dexploitation normaux associes a larrt sr du racteur ; - les sous-systmes des CPS et des systmes darrt : excutifs, responsables de Iactionnement, du contrle, de la surveillance et des diagnostics et de lalimentation. On identifiera l
44、es composants non conformes aux prescriptions. 6 . 3 Etude de faisabilit dun systme darrt diversifi (DSS) Si un vnement conduit une perte deau du canal du systme de protection et de commande (CPS), il se produira un apport de ractivit de 4 5. Dans ce cas, les trois signaux davertissement sont dclenc
45、hs (niveau, pression et dbit) et en raison de la lenteur de la perte deau (environ 1 min), il reste du temps pour le fonctionnement du systme de protection durgence action rapide (BAZ). Cependant, lavertissement et laction ne sont valides que dans le cas dune perte deau des CPS mais ils ne sont pas
46、fiables sil se produit une entre dair dans la boucle des CPS. Depuis que le BAZ est utilis en exploitation (5 ans a ce jour), quatre autres problmes concernant lhydrogne, les dgagements radioactifs, lirradiation par coulement et la chimie de leau ont t pris en considration. a) Avant la mise en oeuvr
47、e du BAZ il tait autoris davoir une teneur volumique de 1 Yo 2 % en hydrogne dans les soufflures. Aprs lintroduction de BAZ, une teneur en hydrogne de 4 % 5 % tait tolre. Les cinq annes dexprience avec le BAZ ont montr quen fait cette valeur ne dpassait pas 2 ? L o 3 Yo (occasionnellement, elle a atteint 5 Y o ) . b) La mise en place du BAZ peut galement augmenter la quantit de substances radioactives mais, dans certaines tranches, pratiquement aucun dgagement na t enregistr. c) Lirradiation observe dans la salle de commande tait normale