紧急停堆是指当发生危及反应堆安全的事件时，为减轻或防止危险状态，安全保护自动动作，使反应堆立即停运的动作。AP1000保护和安全监控系统（PMS）正常响应是保证反应堆安全的必要条件。保护和安全监控系统为电厂在非正常状态时提供监视， 并在必要时触发合适的安全相关功能，使反应堆达到并维持在安全停堆状态。反应堆紧急停堆是保护和安全监控系统的重要功能之一。
简介
AP1000保护和安全监控系统（PMS）正常响应是保证反应堆安全的必要条件。保护和安全监控系统为电厂在非正常状态时提供监视， 并在必要时触发合适的安全相关功能，使反应堆达到并维持在
安全停堆状态。
反应堆紧急停堆是保护和安全监控系统的重要功能之一。
AP1000特有的非能动专设安全设施动作而触发的紧急停堆对秦山一期、二期核电厂不适用。同时AP1000与传统核电厂在信号设置上有其它不同之处。
取消功率量程中子通量负变化率高
紧急停堆信号一束或多束控制棒掉落事件是核电厂中等频度事件，在传统核电厂中，中子通量负变化率高紧急停堆信号可以在出现一束或多束控制棒落棒时为反应堆提供保护，避免落棒影响，导致堆芯功率畸变，引起局部功率峰因子过高，损坏堆芯。在秦山一期、二期核电厂保护逻辑中都设置该信号，如
秦山一期核电厂在功率量程中子通量负变化率过快时，保护系统首先闭锁提升控制棒，避免落棒期间因提棒导致功率畸变和功率超调，经过延时后，如当前实测核功率与之前贮存功率差值大于定值则会产生紧急停堆信号，但AP1000取消了该紧急停堆信号。
（1） AP1000无需设置中子通量负变化率高紧急停堆信号
根据AP1000最终安全分析报告技术规格书的要求：
a) 当一束控制棒落棒时，如果当在线功率分布监视系统（OPDMS） 可运行时能在8 h内恢复控制棒的布置，或当OPDMS不可运行时能在1 h内恢复控制棒的布置，那么电厂可以没有限制地继续运行；
b) 在出现一束以上控制棒落棒（不是由快速降功率系统触发的落棒） 时，需要在1 h内确认停堆深度满足要求，并在6 h内进入模式3；
c) 对于由于快速降功率系统触发导致多于一束控制棒落棒的情况，在OPDMS可运行时要求6 h恢复落棒到失步极限内，在OPDMS不可运行时要求2 h内进入模式3。
因此，无论OPDMS是否可运行，AP1000反应堆都可以接受一束控制棒落棒冲击而无需紧急停堆。
AP1000事故分析表明，对于同一子组任意一束或多束控制棒掉落，计算得到的最小DNBR满足反应堆热工水力设计要求，所以反应堆无需停堆也可满足安全分析中的初始假设，因而AP1000无需设置功率量程中子通量负变化率高紧急停堆信号。
（2） AP1000不能设置中子通量负变化率高紧急停堆信号
为响应
汽轮发电机机甩负荷事故，AP1000设置了快速降功率系统。对快速甩负荷工况应采取快速降低核功率的方式，使热功率下降到蒸汽排放系统可以应对的水平。快速降功率系统触发后，选定的若干组停堆棒组跌落至堆芯，反应堆功率快速下降，最大可快速降低50%额定功率。在这种情况下如果AP1000设置了功率量程中子通量负变化率高紧急停堆信号，由于中子通量快速降低，会导致紧急停堆误动作。
（3） 不设置中子通量负变化率高紧急停堆信号的合理性
通过分析技术规格书和事故结果可以得出AP1000反应堆可以接受控制棒落棒冲击无需紧急停堆。而且由于AP1000反应堆设置了快速降功率系统，如果设置“ 功率量程中子通量负变化率高” 紧急停堆信号将会造成紧急停堆误动作，因此取消“ 功率量程中子通量负变化率高” 紧急停堆信号是必要的。
AP1000取消汽机停机紧急停堆信号
（1）秦山一期二期核电厂汽机停机紧急停堆信号设置
一般在安全分析中都保守地不考虑“ 汽机停机”紧急停堆信号，但是汽机停机引起的反应堆停堆提供了附加保护和保守性。因此，秦山一期、二期核电厂都设置了汽机停机触发紧急停堆保护信号。
秦山一期核电厂汽机停机引发紧急停堆联锁信号为P7 （ 核功率大于10%或汽机功率大于10%） 。P7存在时，即核功率或汽机功率大于10%时，汽机紧急停机将导致反应堆紧急停堆。
秦山二期核电厂的紧急停堆联锁信号更复杂。当P16存在（ 核功率大于30%） 时，如果汽机紧急停机且凝汽器不可用，那么立即触发紧急停堆； 如果凝汽器可用，延时1 s后，汽机旁排系统仍无动作，那么触发紧急停堆。
（2） AP1000取消汽机停机紧急停堆信号可能导致的问题
AP1000并未设置汽机停机紧急停堆信号。在汽机旁排系统可用时，满功率下汽机紧急停机后，额定负荷中的50%由快速降功率系统补偿，40%由汽机旁排系统排放，10%由棒控系统补偿，大气释放阀补偿约13%，可以满足功率分配的要求且还有13%的裕量，因此主
蒸汽安全阀无须动作。但是，如果在汽机紧急停机的同时汽机旁排系统被闭锁，或汽机旁排系统出现拒动故障时，都会导致40%的负荷无法释放，这种情况下，汽机满功率紧急停机的瞬间，将有约27%额定功率的能量无法释放，主蒸汽安全阀将会开启。
在停机不停堆情况下，需进入异常运行规程AOP332 （停机未停堆） 。在AOP332中要检查主
蒸汽安全阀状态，如果已开启，那么需要手动紧急停堆。在出现满功率紧急停机且汽机旁排系统不可用的情况时，虽然不会自动紧急停堆，但由于安全阀已动作仍需手动紧急停堆。为避免主蒸汽安全阀不必要开启，延长主蒸汽安全阀的使用寿命（ 设计规格书中规定主蒸汽安全阀在使用寿命内可以开合300次） ，可以考虑增设汽机停机紧急停堆信号。
（3）AP1000汽机停机紧急停堆信号设想
秦山一期核电厂保护设计偏保守，在核功率或汽机功率大于10%额定功率时，汽机停机会触发紧急停堆。在10%额定功率时，反应堆还有很大安全裕量。保守的设计可能造成不必要停堆，降低核电厂运行经济性。与秦山一期核电厂相比，
秦山二期核电厂保护设置考虑更多因素，可以作为AP1000增设汽机停机紧急停堆信号的参考。
在汽机旁排系统可用时，不会触发紧急停堆。在汽机旁排系统不可用时，如果核功率小于50%额定功率，由汽机旁排系统以外的手段可以带出反应堆的热量，并有一定裕量，所以不需要紧急停堆。在汽机旁排系统不可用时，如果核功率大于50%额定功率，为保证反应堆安全触发紧急停堆。
主泵轴承水温度高先触发停堆后触发停泵
（1）秦山一二期核电厂针对主泵冷却不足的保护设置
在秦山一期、二期核电厂分别设置“ 轴承水控制泄漏流温度高” 和“ 电动机轴承和止推轴承温度高”自动停泵信号。这些信号反映了主泵因冷却不足或自身故障导致轴承或冷却水温度升高，为保护主泵，故障主泵断路器紧急跳闸，然后主泵断路器紧急跳闸信号触发
反应堆紧急停堆（低功率下紧急停堆信号被闭锁情况除外） 。
（2）AP1000主泵轴承水温度高紧急停堆信号设置的特点
AP1000主泵轴承水温度高说明主泵设冷水不足，为避免损坏主泵，必须紧急停泵。但是，AP1000核电厂在该保护设置上与秦山一期、二期核电厂不同，AP1000核电厂在触发紧急停泵之前，首先触发紧急停堆，紧急停堆信号发出后经过延时再触发紧急停泵。轴承水温度高保护动作设定值的整定考虑了主泵在经过延时后再停运，不会对主泵造成不可接受的后果。而且，一台主泵跳闸后，另外三台正在运行的主泵会导致已跳闸主泵倒转，可能使主泵损坏，因此任何一台轴承水温度高将导致四台主泵全部跳闸。
（3） AP1000主泵轴承水温度高紧急停堆信号设置的优势
秦山一期、二期核电厂先触发停泵，然后由主泵跳闸信号触发紧急停堆。这种情况下，会导致紧急停堆过程中出现丧失部分冷却剂、强迫循环的情况，不利于导出反应堆内热量。与秦山一期、二期核电厂相比，AP1000“ 主泵轴承水温度高” 紧急停堆信号是一种前瞻性的保护信号，是基于对主泵跳闸预期的紧急停堆，可以在主泵停运前实现紧急停堆。在主泵仍运行情况下紧急停堆，可以避免在紧急停堆过程中出现部分丧失
反应堆冷却剂强迫循环的情况发生，加快带出反应堆内热量，保证反应堆安全。
总结
通过对比AP1000和秦山一期、二期核电厂紧急停堆信号，可以发现三者多数保护信号相同或类似，这反映了不同堆型保护系统设置的一致性。为保证三道安全屏障的完整性，各堆型的
反应堆紧急停堆信号选择中都关注了反应堆启动过程、超功率、堆芯热量带出、反应堆超压、丧失二回路热阱、二回路给水隔离等方面。
AP1000与其它堆型存在一定区别： 主泵轴承水温度高时，先紧急停堆延时后再紧急停泵； 未设置功率量程中子通量负变化率高紧急停堆信号和紧急停机触发停堆信号等。AP1000核电厂未设置紧急停机触发停堆信号可以减少不必要停堆，但在汽机旁排系统不可用时，可能导致主
蒸汽安全阀动作，加大了对反应堆安全的挑战，影响主蒸汽安全阀使用寿命，所以可以考虑增加汽机紧急停机触发紧急停堆信号。