AP1000安全殼整體泄漏率試驗探討

于涇緯　左濤

摘要：核電機組在投入運行前，需模擬設計基準事故狀態來測量和計算安全殼的整體泄漏率，以確保安全殼的密封性符合法規要求。文章在介紹了試驗準備、試驗方法的基礎上，分析了國內首次鋼制安全殼整體泄漏率試驗的特點，探討了試驗的難點和風險，以期為國內首次試驗執行提供參考與指導。

關鍵詞：AP1000鋼制安全殼；整體泄漏率；泄漏率試驗；核電機組；密封性 文獻標識碼：A

中圖分類號：TL364 文章編號：1009-2374（2015）16-0038-03 DOI：10.13535/j.cnki.11-4406/n.2015.16.018

1 概述

安全殼作為核電站的第三道安全屏障，在正常運行時及失水事故（LOCA）造成的溫度和壓力下，均應保證具有規定的密封性。在機組投入運行前，安全殼要承受一次被稱為預運行的整體泄漏率試驗（Integrated Leakage Rate Test，ILRT，又稱為A類試驗），主要目的是模擬設計基準事故下測量和計算安全殼的泄漏率，以確保安全殼的密封性符合法規要求。目前國內運營核電廠安全殼均為預應力混凝土式結構，鋼制安全殼也是首次運用，對該項試驗的研究尚屬起步階段。本文在初步介紹了試驗要求、試驗方法的基礎上，分析了國內首次鋼制安全殼整體泄漏率試驗的特點，探討了試驗的難點和風險，以期為國內首次試驗執行提供參考與指導。

2 AP1000整體泄漏率試驗要求

AP1000安全殼為鋼制結構，除了在事故工況限制裂變產物的釋放外，還與非能動安全殼冷卻系統一起將殼內的熱量傳遞給殼外最終熱阱——大氣。

AP1000安全殼參數如表1所示：

2.1 試驗準備

ILRT試驗時要向安全殼內充壓到設計壓力0.407MPa（表壓，稱為Pd），安全殼內許多儀器設備無法承受這個壓力，需要進行技術處理，系統或設備需要隔離等，因此，執行該試驗前需做大量的準備工作。以下列出了一些重要準備工作：（1）設計基準事故后需暴露在大氣環境下的工藝系統已按照要求排空并打開對空；（2）一回路主冷卻劑系統液位應降到熱段半管液位或更低；（3）安全殼內不能承受設計基準事故壓力的物項已被移除或者隔離，如儀表盤等；（4）安全殼內已清除易燃易爆的物品，對已承壓容器進行降壓或者對空；（5）試驗用儀器儀表已按照要求安裝好；（6）所有安全殼隔離閥已處于關閉狀態；（7）安全殼壓力高觸發的儀控邏輯控制已被閉鎖；（8）已完成試驗前的安全殼檢查，對于發現的任何影響到安全殼結構完整性或者泄漏密封性的結構退化需在試驗前進行修復和再確認。

2.2 試驗設備

安全殼臨時空氣供給設備包：（1）至少包括3臺空氣壓縮機，能提供0.689MPa（表壓）的無油空氣，流量10194m3/hr；（2）一組空氣干燥器，總容量能處理上述流量的空氣流；（3）空氣過濾機組，總能力能處理上述流量的空氣流。臨時安全殼監測儀表數量和參數要求如表2所示：

2.3 其他試驗要求

（1）安全殼結構完整性試驗（Structure Integrality Test，SIT）與整體泄漏率試驗一并進行，先執行SIT后執行ILRT；（2）安全殼貫穿件泄漏率試驗（B類試驗）和安全殼隔離閥泄漏率試驗（C類試驗）已成功完成；（3）試驗用的數據采集裝置及數據分析軟件滿足美國10CFR50法規要求，臨時安全殼監測儀表需在ILRT試驗執行前最近半年內標定過；（4）試驗整個過程中，升壓速率不超過2.5psig/h（0.017MPa·g/h），降壓速率不超過10psig/h（0.069MPa·g）。

3 試驗方法和原理

3.1 試驗執行

ILRT試驗執行階段可分為7個階段：（1）升壓階段。將安全殼內空氣加壓到0.455MPa·g（1.1倍Pd）之上，執行SIT試驗；（2）檢查階段。將安全殼壓力降至設計壓力0.407MPa·g，進行SIT試驗的整個安全殼外壁檢查；（3）降壓階段。成功完成SIT試驗后，將安全殼內空氣降壓到0.346MPa·g（85%Pa）；（4）穩定階段。至少穩定24小時，為ILRT試驗執行建立好初始狀態；（5）升壓階段。重新將安全殼內空氣加壓到設計壓力0.407MPa·g（Pd）并維持至少24小時，以相同時間間隔收集至少30組ILRT試驗數據；（6）驗證性試驗。A類試驗結果需進行驗證性試驗來確認，驗證性試驗采用ANSI/ANS-56.8中的疊加泄漏法。試驗至少持續4小時，以相同時間間隔收集至少15組數據；（7）降壓階段。降壓安全殼內空氣壓力并恢復到大氣壓力狀態。

3.2 試驗原理

上述算式表明，每個測量值對泄漏率的計算都有直接影響。因此，繪制每個試驗階段的、、和隨時間變化圖以利于泄漏率的分析和預測。

這種方法在于測量包容在安全殼內空氣的壓力變化和平均溫度的變化，干空氣的壓力等于安全殼內總的絕對壓力P減去水蒸汽的分壓力Pv，通過測定局部濕度經加權計算獲得水蒸汽分壓力。安全殼內水蒸汽平均分壓計算：Pv=；平均溫度可通過對部分容積測定足夠數量的局部溫度經加權計算得到：。

下標i表示測量期間的第i個采樣周期。

3.3 驗收準則

4 AP1000鋼制安全殼整體泄漏率試驗的特點

第一，AP1000 ILRT試驗采用美國ANSI/ANS-56.8 1994標準，國內安全殼泄漏率試驗基本采用法國RCCM標準。試驗采用不同標準導致了測量泄漏率的壓力平臺不同。ANSI僅要求在設計壓力平臺下收集泄漏率數據，而法國標準則除了在升壓和降壓的設計壓力平臺收集數據外，還需在低壓力平臺測量參考泄漏率。

第二，AP1000 ILRT在試驗數據收集處理后，還需要進行一次驗證試驗以驗證得出的泄漏率是有效并準確的，驗證試驗是通過疊加已知流量的泄露，在對數據處理系統不進行任何調整的前提下，再次進行測量和計算，驗收準則參考3.3。目前國內核電廠的泄漏率驗證，均是采用比對SIT試驗前后的兩次泄漏率測量數據，人為的認定是否準確，還缺乏系統的驗證。

第三，目前國內核電在ILRT期間使用的空壓機一般為租賃3臺，AP1000 ILRT由于充壓速率快，目前要求使用6臺（5用1備）空壓器，租賃費用較高，占用場地較大，目前設計擺放在YARD區域。

第四，AP1000 ILRT試驗過程中不要求人員帶壓進入安全殼內進行目視和聽音檢查。如果實在有必要，可以在低于0.0545MPa下派遣有資質人員進入。不帶壓進入安全殼降低了人員安全的風險，也減少了由此帶來的體檢、救護等方面的支出。

第五，升壓和降壓速率遠大于預應力混凝土式安全殼的泄漏率試驗。預應力混凝土式安全殼為保護鋼襯里不與筒身混凝土剝離，加壓速率和降壓速率一般不得超過12kPa/hr，而鋼制安全殼為單層結構，無此擔憂，故升壓速率可達到34kPa/hr，目前由于為了與SIT試驗升壓速率匹配，降低了升壓速率，要求不超過17kPa/hr；試驗后降壓速率可達到69kPa/hr，極大地縮短了試驗

時間。

第六，安全殼外觀檢查的壓力平臺與國內核電廠安全殼外觀檢查的壓力平臺稍微不同。AP1000需進行3次安全殼外觀檢查，分別在SIT試驗中，SIT試驗結束后且ILRT試驗前，以及ILRT試驗后。而國內的外觀檢查也有3次，但分別在試驗前、試驗峰值和試驗后，亦即國內帶壓下外觀檢查僅一次。

5 試驗難點和風險分析

第一，試驗準備周期長，一般在試驗前幾個月就開始統計安全殼內非耐壓設備清單，試驗前1個月開始安裝臨時試驗設備，對非耐壓設備進行隔離或拆除以及對殼內的設備在線等工作。試驗后安全殼內設備恢復也需要半周時間。

第二，試驗執行直接占據電廠調試的關鍵路徑。ILRT試驗期間，安全殼內無法進行其他工作，直接占用試驗人力和花費昂貴，為避免影響調試主路徑以及節約成本考慮，要求試驗一次成功且盡可能的縮短試驗

工期。

第三，試驗中安全殼的外觀目視檢查存在一定困難。機組運行后的定期試驗時，安全殼地面10m之上的外觀檢查通過屏蔽廠房地面42m平臺的人員吊籃進行，調試期間首次試驗也需要借助大量腳手架。由于AP1000中屏蔽廠房與安全殼之間的上部環形空間設計狹小，間距僅為1.2m，人員檢查存在困難，也會延長關鍵路徑上的工作。另外，空間處的正常照明還不足夠，需臨時搭設大功率照明燈以及使用輔助手電筒方便檢查人員進行外觀檢查。

第四，上部環形空間處空氣導流板的拆除和安裝工期較長，對調試進度影響較大。為方便安全殼外觀檢查，需拆除空氣導流板，檢查完后還需恢復導流板，或試驗前不安裝導流板。由于環形空間狹小，西屋公司初步分析僅導流板恢復工期就需2個月。如何在狹小環形空間方便導流板拆除和恢復安裝，縮短對調試工期的影響，需要現場設計人員就地考慮臨時腳手架的搭設等

問題。

第五，鋼制安全殼的變形量較大。根據目前加壓要求使用ANSYS軟件進行有限元分析后，AP1000鋼制安全殼在加壓到設計壓力時會存在大變形（徑向約50mm，軸向約70mm），如此較大變形帶來的問題，如安全殼附屬結構的保護問題是在準備期間就需解決的問題。

6 結語

ILRT試驗為一項涉及到大量臨時試驗設備以及電廠工藝系統的綜合性試驗，加上試驗人力和花費昂貴，若想試驗一次成功必須做好充分的準備和高度的計劃性。本文僅初步探討了試驗的流程和試驗難點，以期拋磚引玉為同行研究該項試驗提供參考。

參考文獻

[1] ANSI ANS-56.8-1994，Containment System Leakage Testing Requirements.

[2] 10 CFR Appendix J to Part 50——Primary Reactor Containment Leakage Testing for Water-Cooled Power Reactors.

[3] AP1000 Document APP-CNS-T1-501，Rev.2，Containment System Preoperational Test Specification.

作者簡介：于涇緯（1987-），男，遼寧朝陽人，三門核電有限公司調試處助理工程師，研究方向：AP1000安全系統調試。

（責任編輯：秦遜玉）