秦山第二核電廠1＆2號機組主蒸汽安全閥改進分析

任春明，陳堅剛，黃代順

（1.中國核動力研究設計院，四川成都 610041；2.中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術重點實驗室，四川成都 610041；3.中核核電運行管理有限公司，浙江海鹽 314300）

秦山第二核電廠1＆2號機組主蒸汽安全閥改進分析

任春明1，2，陳堅剛3，黃代順1，2

（1.中國核動力研究設計院，四川成都 610041；2.中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術重點實驗室，四川成都 610041；3.中核核電運行管理有限公司，浙江海鹽 314300）

秦山第二核電廠1＆2號機組擬將其加能助動式主蒸汽安全閥改為彈簧加載式安全閥。通過比對秦山第二核電廠3＆4號機組主蒸汽安全閥設計，提出了1＆2號機組主蒸汽安全閥改進方案，即第1組閥門采用彈簧加載式并調整開啟整定值，并從機械設計、儀控設計和安全分析等方面論證了該方案的可行性。新的改進方案在保證安全的前提下，簡化了設計，大幅減少了工程投入，同時降低了系統和控制邏輯復雜化后帶來的潛在停堆風險的增加。

秦山第二核電廠；主蒸汽安全閥；改進

秦山第二核電廠1＆2號機組主蒸汽安全閥配置為兩組，第1組為加能助動式安全閥。加能助動裝置結構復雜，某些元件失效會導致安全閥誤開啟。同時，加能助動式閥門開始泄漏壓力低，易造成安全閥的漏氣，且無閥位信號，難以明確閥門的開啟狀態，給事件分析和檢修診斷造成困難。因此，秦山第二核電廠擬對1＆2號機組主蒸汽安全閥進行改進，并提出了改進方案。本文從機械設計、儀控設計和安全分析等方面對改進方案進行可行性分析論證。

1 核電廠主蒸汽安全閥介紹

1.1 主蒸汽安全閥設計原則

RCC-P規范中對核電廠主蒸汽安全閥設計的要求為［1］：1）主蒸汽安全閥在任何情況下自動限制蒸汽壓力，使其不超過規定的試驗壓力，即110%設計壓力；2）應進行工廠試驗，以驗證安全閥的密封性并監測其開啟和關閉性能，在現場應按規定對閥門進行定期檢查。

我國核工業標準《壓水堆核電廠安全閥和卸壓閥管系設計準則》規定［2］：為防止安全閥頻跳和盡量減少閥門循環動作次數，主蒸汽安全閥的整定壓力應有級差。

此外，參考RCC-P和RCC-M規范，核電廠主蒸汽系統超壓分析的要求為：1）在最惡劣的Ⅱ類工況下，主蒸汽系統壓力不超過設計壓力；2）在最惡劣的Ⅲ類工況下，主蒸汽系統壓力不超過設計壓力的110%。

1.2 兩種主蒸汽安全閥

秦山第二核電廠1＆2號機組主蒸汽系統中采用兩種類型的主蒸汽安全閥。一種為彈簧加載式安全閥，另一種為加能助動式安全閥，如圖1所示。

對于彈簧加載式安全閥，當安全閥的整定壓力大于被保護系統介質的工作壓力時，閥門處于關閉狀態。這時作用在閥瓣上有方向向下的彈簧預緊力（p1），方向向上的介質工作壓力（p2），還有閥座對閥瓣的壓緊力（此壓緊力保證了安全閥關閉件間必需的密封性）。當介質壓力升高到整定壓力時，閥瓣開始升起，系統壓力繼續上升至一定程度，閥瓣被沖到限定的開啟高度，閥門達到全開狀態。排放一定時間后，介質壓力下降到彈簧作用力p1時，閥瓣又會在彈簧作用力下迅速回落到關閉位置，阻止介質繼續流出。

圖1 兩種主蒸汽安全閥示意圖Fig.1 Two types of main steam safety valves

與彈簧加載式安全閥相比，加能助動式安全閥增加了由控制系統先導的氣動執行機構，相當于在閥瓣上增加一個附加的作用力。每個加能助動式安全閥裝有氣動膜片式執行機構，提供加載空氣和提升空氣。加載空氣通至膜片的上面，作為彈簧載荷的附加載荷；提升空氣通至膜片的下面，作為蒸汽壓力的附加作用力。為實現該功能，需配置相應的控制柜、閥門、繼電器和電磁閥等，因此加能助動式安全閥相對彈簧加載式安全閥結構更為復雜。

2 改進方案描述

2.1 原主蒸汽安全閥設置

根據1.1節所述的設計原則，秦山第二核電廠和早期的法國核電廠一樣，設計上將主蒸汽安全閥配置成兩組，它們的開啟整定值和類型均不相同，具體參數列于表1。

表1 原主蒸汽安全閥設置Table 1 Primary configuration of main steam safety valve

第1組安全閥的開啟整定值低于主蒸汽系統設計壓力（8.6 MPa，絕對壓力，下文中壓力均為絕對壓力），用于Ⅱ類工況下限制主蒸汽系統壓力不超過設計壓力，其類型為加能助動式；而第2組安全閥的開啟整定值高于主蒸汽系統的設計壓力，用于Ⅲ類工況下限制主蒸汽系統壓力不超過110%設計壓力，其類型為彈簧加載式。

第1組安全閥開始泄漏壓力低，與汽機旁路系統大氣排放閥（GCT-a）的開啟整定值及熱停堆工況下的蒸汽發生器二次側出口壓力較為接近（表2），極易造成安全閥漏氣，進而影響核電廠機組的正常運行。

另一方面，加能助動部件發生故障可能導致安全閥誤開啟，從而將導致對應環路的蒸汽發生器水位降低，情況嚴重時會引起反應堆停堆，且存在使反應堆堆芯過冷的風險。另外，加能助動式安全閥是否開啟無信號顯示，操作員無法判定閥門所處的狀態。

表2 第1組安全閥主要參數Table 2 Main parameters of the first group main steam safety valve

2.2 秦山第二核電廠3 ＆4號機組改進經驗

根據1＆2號機組存在的問題和國內外的經驗反饋，在秦山二期擴建工程設計過程中對3＆4號機組設計時，對其主蒸汽安全閥配置實施了改進。主要包括閥門改型、開啟整定值調整、閥芯改進和增加閥門開啟探測裝置（提供閥位信號）4個方面。其安全閥的類型、數量、開啟整定值及泄漏壓力列于表3。

表3 3＆4號機組主蒸汽安全閥設置Table 3 Configuration of main steam safety valve in unit 3＆4

為滿足主蒸汽系統超壓保護的要求，在最惡劣的Ⅱ類工況下，原來設計中由第1組主蒸汽安全閥實現的超壓保護功能將由向冷凝器和大氣排放的汽機旁路系統（GCT-c和GCT-a）保證。為此，需改進GCT-c及反應堆保護系統（RPR）設計以保證實現此功能，但不能因加能助動式安全閥的取消使Ⅱ類工況轉化為Ⅲ類工況的概率增加。

首先，為確保GCT系統可完成Ⅱ類工況下的超壓保護功能，采取的措施有：1）提高GCT-a系統儀控部分的鑒定等級（K3鑒定）；2）將GCT-c系統定級為IPS-NC（安全重要但非核安全級）；3）增加對GCT-c系統進行定期試驗的要求，以提高系統的可用性和可靠性。

其次，在RPR的控制邏輯設計上做如下修改：1）新增冷凝器故障信號，冷凝器故障信號的設置為冷凝器不可用信號出現前留有一時間間隔；2）修改反應堆緊急停堆邏輯，保證冷凝器在不可用前至少有一確定的時間期限來卸壓；3）增加汽機跳機信號觸發GCT-c解鎖信號C7A（第1、2組GCT-c排放閥允許打開）和C7B（第3組GCT-c排放閥允許打開），增加GCT-c可用性和可靠性。

2.3 改進措施和方案

若1＆2號機組直接采用3＆4號機組的設計方案，除安全閥設備本體和開啟整定值變更外，GCT-c控制系統的修改、RPR的控制邏輯修改以及由此引發的試驗裝置的修改將使改進變得非常困難，其工程難度不可接受。因此，對1＆2號機組，秦山第二核電廠提出的改進思路為：第1組安全閥由加能助動式改為彈簧加載式，其開啟整定值由8.3 MPa提高至8.4 MPa，閥門數量不變；第2組安全閥維持不變。

改進后Ⅱ類工況下主蒸汽系統的超壓保護功能仍由第1組安全閥保證，從而避免RPR與GCT-c的修改；為每臺閥門安裝閥門開啟探測裝置，信號送主控室以顯示閥門的狀態，當一條主蒸汽管線上的任何一臺閥門處于非全關狀態時，將在主控室報警。改進后的主蒸汽安全閥配置列于表4。

表4 改進后的主蒸汽安全閥設置Table 4 Improved configuration of main steam safety valve

3 影響分析

3.1 對機械設計的影響

機械設計改進措施有：1）去除助動機構；2）加能助動式和彈簧加載式安全閥主要部件可通用，更換彈簧類型以滿足新的壓力設定要求；3）增加閥位傳感器；4）增加保護蓋；5）可能需更換閥芯。

3.2 對儀控設計的影響

儀控系統改進措施為主蒸汽安全閥每個閥門增加1個閥門開啟探測裝置，分別到集中數據處理系統（KIT）中指示，每組7個閥位匯總到警報處理系統（KSA）產生1個報警。

3.3 對安全分析的影響

主蒸汽安全閥開啟整定值修改對機組安全性能的影響，主要體現在反應堆冷卻劑系統和主蒸汽系統的超壓保護上。

1）計算依據

改進前后的主蒸汽安全閥配置對比表明，第1組安全閥類型改變，閥門開啟整定值和不確定性有所增大。在主蒸汽安全閥的模擬中，第1組安全閥開啟整定值由8.3 MPa提高至8.4 MPa，不確定性由0.05 MPa提高至0.1 MPa。

計算以秦山第二核電廠1＆2號機組長循環燃料管理論證數據為參考，采用CATIA2程序。計算工況包括反應堆冷卻劑系統最惡劣的Ⅱ類工況和Ⅲ類工況超壓分析、主蒸汽系統最惡劣的Ⅱ類工況和Ⅲ類工況超壓分析。在反應堆冷卻劑系統和主蒸汽系統超壓分析中，選取喪失廠外電源作為最惡劣的Ⅱ類瞬態工況、主蒸汽流量全部喪失作為最惡劣的Ⅲ類瞬態工況。

2）主要假設

計算采用的主要假設有：（1）初始狀態參數（如功率、冷卻劑平均溫度、穩壓器壓力和冷卻劑流量）在100%FP額定值的基礎上考慮一定不確定性；（2）蒸汽發生器一次側到二次側的傳熱最?。ǚ磻牙鋮s劑系統超壓分析）或最大（主蒸汽系統超壓分析）；（3）中子學參數采用保守值；（4）Ⅱ類工況由反應堆冷卻劑泵低轉速（91.8%名義轉速）停堆信號觸發反應堆停堆，停堆延遲時間取0.7 s，Ⅲ類工況由穩壓器水位高（90%）停堆信號觸發反應堆停堆，停堆延遲時間取2 s，不考慮穩壓器壓力高停堆信號；（5）Ⅱ類工況考慮穩壓器釋放閥，不考慮穩壓器安全閥開啟；（6）Ⅱ、Ⅲ類工況均不考慮向冷凝器的蒸汽排放，Ⅱ類工況考慮通過大氣釋放閥排放；（7）Ⅱ類工況超壓分析中每條蒸汽管線考慮3個主蒸汽安全閥，在壓力8.6 MPa下排放量為420.9 t／h，閥門開啟整定值為8.5 MPa，蓄壓1%；（8）Ⅲ類工況超壓分析中每條蒸汽管線考慮5個主蒸汽安全閥，在壓力8.6 MPa下排放量為420.9 t／h，閥門開啟整定值為8.8 MPa，蓄壓1%。

3）計算結果

表5列出了超壓分析各工況的壓力峰值。圖2為不同工況反應堆冷卻劑系統壓力或主蒸汽系統壓力隨時間的變化曲線。如主要假設的第8條假設所述，Ⅲ類工況超壓分析中，主蒸汽安全閥均保守采用第2組安全閥的開啟整定值，因此第1組安全閥的改進對該工況的安全分析無影響。分析結果表明，Ⅲ類工況下，反應堆冷卻劑系統峰值壓力為18.19 MPa，低于其設計壓力17.2 MPa的120%；主蒸汽系統峰值壓力為9.35 MPa，低于其設計壓力8.6 MPa的110%，均滿足限值準則要求。

表5 超壓分析各工況的壓力峰值Table 5 Peak pressure of each overpressure analysis condition

圖2 超壓分析各工況系統壓力隨時間的變化曲線Fig.2 System pressure versus time for each overpressure analysis condition

反應堆冷卻劑系統Ⅱ類工況超壓分析結果表明，反應堆冷卻劑系統峰值壓力為17.08 MPa，低于其設計壓力，且反應堆冷卻劑系統壓力峰值在主蒸汽安全閥開啟前即已到達，因此主蒸汽安全閥的改進對反應堆冷卻劑系統Ⅱ類工況超壓分析結果無影響。

主蒸汽系統Ⅱ類工況超壓分析中，瞬態開始后0.3 s蒸汽流量喪失，蒸汽壓力開始快速上升，3.3 s時向大氣排放的蒸汽旁路閥門打開，但排放流量小于主蒸汽管道的蒸汽流量，壓力仍持續上升，直至5.3s時主蒸汽安全閥開始開啟，終止了蒸汽壓力快速上升，在7.8 s達到最高壓力8.57 MPa。該壓力峰值小于主蒸汽系統的設計壓力，滿足限值準則要求。

綜上所述，根據秦山第二核電廠1＆2號機組主蒸汽安全閥改進方案，第1組安全閥由加能助動式改為彈簧加載式，其開啟整定值由8.3 MPa提高至8.4 MPa，不改變其他配置，Ⅱ、Ⅲ類工況下，反應堆冷卻劑系統和主蒸汽系統的超壓分析結果仍滿足相關準則要求。

4 結論

根據1＆2號機組目前存在的問題和國內外的經驗反饋，秦山第二核電廠提出了主蒸汽安全閥改進方案：1）第1組安全閥由加能助動式改為彈簧加載式，開啟整定值由8.3 MPa提高至8.4 MPa，閥門數量不變；2）第2組安全閥維持不變。本文從機械設備設計、儀控設計、尤其是安全分析等方面論證了該改進方案的可行性。相對秦山第二核電廠3＆4號機組主蒸汽系統的設計，該改進方案在保證安全的前提下，簡化了設計，大幅減少了工程投入，同時降低了系統和控制邏輯復雜化后帶來的潛在停堆風險的增加。

［1］ 法國電力公司，法馬通公司.RCC-P 900 MWe壓水堆核電廠系統設計和建造規則（1995修訂）［S］.上海：上?？茖W技術文獻出版社，2011.

［2］ 核工業部上海核工程研究設計院.EJ 339—1988壓水堆核電廠安全閥和卸壓閥管系設計準則［S］.北京：中華人民共和國核工業部，1988.

Analysis of Main Steam Safety Valve Improvement for Qinshan Nuclear Power Plant Phase 2 Unit 1＆2

REN Chun-ming1，2，CHEN Jian-gang3，HUANG Dai-shun1，2
（1.Nuclear Power Institute of China，Chengdu 610041，China；2.Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory，Nuclear Power Institute of China，Chengdu 610041，China；3.CNNP Nuclear Power Operation Management Co.，Ltd.，Haiyan 314300，China）

An improvement for Qinshan Nuclear Power Plant Phase 2 unit 1＆2，in which the power-operated valves are replaced with the spring-loaded valve with setpoint adjustment for the 1st group safety valves of steam generators，would be adpoted on the basis of comparison with similar improvement implemented in Qinshan Nuclear Power Plant Phase 2 unit 3＆4.The feasibility was evaluated from several aspects，including mechanical design，instrument ＆control design and safety analysis.On the premise of guaranteeing safety，this improvement can simplify design，observably reduce project costs and avoid increasing the potential probability of the reactor trip risk induced by complication of the system and control logic.

Qinshan Nuclear Power Plant Phase 2；main steam safety valve；improvement

TL364

A

1000-6931（2015）09-1655-05

10.7538／yzk.2015.49.09.1655

2014-05-07；

2014-10-14

任春明（1983—），男，浙江嵊州人，工程師，反應堆熱工水力與安全分析專業