福清核電廠1、2號機組安全殼整體泄漏率試驗充壓和降壓速率優化的分析和研究

杜 宇，劉 勇，丁小川

(中核集團中國核電工程有限公司，北京100840)

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福清核電廠1、2號機組安全殼整體泄漏率試驗充壓和降壓速率優化的分析和研究

杜 宇，劉 勇，丁小川

(中核集團中國核電工程有限公司，北京100840)

福清核電廠1、2號機組安全殼整體泄漏率試驗在換料大修期間進行并作為大修關鍵路徑的主線工作，而安全殼整體泄漏率試驗的充壓和降壓速率是影響主線工作的重要因素。為提高機組的可利用率和經濟性，基于法規和標準的要求，結合同類型機組的經驗反饋對安全殼整體泄漏率試驗進行優化，分析和研究試驗中充壓和降壓速率提升的可行性。

可利用率和經濟性；機組換料大修；安全殼整體泄漏率試驗；充壓和降壓速率

根據《核電站設計與建造規程-法國壓水堆核島土建設計與建造規程》[1]和福清核電廠1、2號機組《安全相關系統和設備定期試驗監督要求》[2]的規定和要求，福清核電廠1、2號機組在役后的首次和每十個換料大修期間應進行安全殼整體泄漏率試驗。試驗目的是模擬事故工況下安全殼內的峰值壓力，并測量安全殼的整體泄漏率和驗證安全殼的整體密封性能。試驗期間同時進行強度試驗，通過測量安全殼的變位、局部應變、鋼束力等參數，從而對安全殼的整體結構和性能進行評價。換料大修的持續時間直接關系到機組的可利用率和經濟性，而安全殼整體泄漏率試驗是占用大修關鍵路徑的主線工作，其對主線工期影響最大的因素即試驗的充壓和降壓速率。

根據以往的工程經驗，在安全殼整體泄漏率試驗中，為避免內部構件吸氣現象，升壓速率不得超過12kPa/h；為防止安全殼(涂層、油漆)損壞，降壓速率不得超過10kPa/h。為縮短安全殼整體泄漏率試驗時間，加快大修進度，提高機組的經濟性，本文基于法規標準的要求，結合同類型機組的經驗反饋，針對福清1、2號機組安全殼整體試驗的升壓和降壓速率提升的可行性進行了分析和研究。

1 法規和標準

法規和標準針對安全殼整體泄漏率試驗中充壓和降壓速率給出了相關規定，在試驗執行時必須予以遵守。

1.1 設計標準

《核電站設計與建造規程-法國壓水堆核島土建設計與建造規程》(RCC-G，1988)。其對安全殼密封性試驗和強度試驗的目的、初始條件、試驗方法、測量分析和驗收準則進行了規定。

《核設施部件建造規則第二冊混凝土安全殼規范》(ASME核電規范與標準，2004)。其明確規定了充壓和降壓速率不應大于試驗壓力的20%[3]。

1.2 行業標準

《壓水堆核電廠安全殼結構整體性試驗》(NB/T 20017，2010)。其對壓水堆核電廠安全殼整體性試驗的試驗壓力、測試項目、測點布置、試驗技術要求和試驗驗收條件等內容進行了規定。其中第5.3節壓力加減速率中規定：壓力的加減速率每小時不應大于最高試驗壓力的20%；每一級壓力到達后，恒壓時間不應小于1h[4]。

《核電廠安全殼密封性試驗》(NB/T—20018，2010)。其對安全殼密封性各類試驗進行了說明，包括A類、B類和C類試驗的要求、方案、周期及驗收準則等內容進行了規定[5]。

2 同類型機組的經驗反饋

目前，同類型核電機組的安全殼整體泄漏率試驗在調試期間仍以工程經驗值為標準執行，但在機組換料大修期間的充壓和降壓限值均已提升，其中新建機組均在首次換料大修時便已提升充壓和降壓速率(見表1)，結合表1中所列電站將充壓速率提高到15kPa/h，降壓速率提升到14kPa/h的經驗，進行速率優化后不會影響安全殼泄漏率計算結果，同時在進行鋼襯里缺陷(安裝期間形成的空鼓、鼓泡)檢查時未見明顯擴展，說明優化后的充降壓速率是可行的。

表1 同類型電站充壓和降壓速率說明

3 可行性研究

3.1 設計限值分析

本節結合核電機組的相關設計參數，通過分析計算得出符合法規標準的充壓和降壓數值，同時結合充壓和降壓試驗時相關支持系統的性能進行綜合分析。

針對福清核電廠1、2號機組，其安全殼設計壓力為0.42MPa.g。因此，安全殼最高試驗壓力為：

0.42MPa.g×1.15=0.483MPa.g

(1)

根據法規標準的規定，則每小時充壓和降壓速率不應大于：

0.483MPa.g×20%=96.6kPa.g

(2)

通過計算和對比，可知以往的工程經驗中所采用的升壓速率不得超過12kPa/h；降壓速率應不得超過10kPa/h是遠小于法規標準的規定的。因此，適當提升福清核電廠1、2號機組安全殼整體泄漏率試驗的充壓、降壓速率(升壓速率≤15kPa/h，降壓速率≤14kPa/h)不會違背法規標準的要求。

3.2 充壓氣源負載分析

福清核電廠1、2號機組換料大修時安全殼整體泄漏率試驗的充壓氣源為電廠壓縮空氣系統的移動空壓機，其設計功能上滿足一臺機組進行安全殼整體泄漏率試驗，其余機組正常運行或檢修的工況，并留有一定負載裕度，另外，當采用工程經驗的充壓速率時，供氣閥門只是處于半開狀態，因此，充壓速率提升時氣源是滿足供氣能力的。

3.3 降壓管線負載分析

安全殼整體泄漏率試驗的降壓路徑是通過安全殼大氣監測系統的管線吸氣，并經由安全殼環廊房間通風系統和輔助廠房通風系統的管線最終由煙囪排向大氣。

根據《安全殼環廊房間通風系統手冊》的設計要求，最大設計排風量是12000m3/h[6]，但在安全殼整體泄漏率試驗的特殊工況下，可通過調節平衡閥，使環廊房間的排風量從12000m3/h降低至6000m3/h，系統冗余的6000m3/h流量用于接收安全殼降壓最大峰值流量。這種運行模式下，為防止系統過濾器超壓，在管線上設置止回閥進行超壓保護。通過計算(考慮風管流阻損耗)，降壓速率優化前為10kPa/h，試驗通過系統排放的降壓峰值流量約為4000m3/h；優化后降壓速率提升至14kpa/h時，排放的降壓峰值流量約為5600m3/h，仍低于系統最大允許流量限值，因此安全殼環廊通風系統降壓負載能力滿足速率優化后的需求。

3.4 設備承壓分析

3.4.1 充壓階段

在進行安全殼整體泄漏率試驗前，應將安全殼內不耐壓設備進行對空處理或移出安全殼，因此充壓階段對設備承壓影響主要為最高壓下承受極限。提升充壓速率，并未改變試驗的最終壓力(0.42MPa.g)，故不會對設備的承壓極限造成影響。

充壓階段安全殼內部構件存在吸氣現象，會造成泄漏率測量值偏大，故測量必須在氣流穩定后進行。提升充壓速率，勢必加劇內部構件吸氣現象，故需嚴格控制氣流穩定時間，避免泄漏率測量偏差。為了避免內部構件吸氣現象，需要按照《核電廠安全殼密封性試驗》(NB/T—20018，2010)的說明，驗證安全殼內氣體的穩定性。驗證準則為：

安全殼加壓到試驗壓力后在A類試驗開始前，應有段時間讓安全殼內空氣質量穩定下來。這個穩定時間最少為4h。

對A類試驗來說如果下列準則同時滿足，可以認為安全殼內空氣質量是穩定的：

a) L2h與L1h之差的絕對值小于或等于0.25La；

b) L1h大于或等于零，并小于La。

其中：

L1h——最后1h內空氣質量數據由最小二乘方法回歸直線斜率和截距得出的泄漏率最佳估計值；

L2h——最后2h內空氣質量數據由最小二乘方法回歸直線斜率和截距得出的泄漏率最佳估計值；

La——試驗疊加泄漏率。

通過法國原型堆及國內同類型電站充壓速率提升后十余年的實踐經驗，在較低范圍內提升充壓速率(從12kPa/h提升至15kPa/h)，殼內構件吸氣現象變化不顯著，在滿足以上準則的情況下對泄漏率測量結果不會造成偏差。

3.4.2 降壓階段

降壓階段對設備承壓極限為降壓峰值壓力，提升降壓速率并未改變降壓峰值壓力(0.42MPa.g)，故不會對設備承壓極限造成影響。

降壓階段會對鋼襯里造成剝離和鼓泡效應，因此需嚴格控制降壓速率，避免鋼襯里與安全殼結構發生不可逆的脫離，影響其密封性能。通過國內同類型核電站的試驗反饋，鋼襯里缺陷(安裝期間形成的空鼓、鼓泡)在降壓后未較大擴展和鼓泡，原貼合不實處也無明顯擴展和鼓泡，說明優化后的降壓速率未產生不可逆變化，具備進一步優化空間。但仍然建議在安全殼降壓結束后，對鋼襯里及表面涂層進行嚴格的目視檢查，確認鋼襯里及表面涂層的完整性。

4 結論

4.1 充壓速率

將充壓速率由12kPa/h提升到15kPa/h首先滿足法規標準對安全殼充降壓速率的要求。工藝管線的設計也能夠承載相應的負荷。為了防止內部構件吸氣現象對安全殼整體泄漏率測量結果的影響，可以通過《核電廠安全殼密封性試驗》(NB/T—20018，2010)驗證安全殼內氣體的穩定性。同類型電站對升壓速率的提升經驗也驗證了升壓速率提升的可行性。綜合以上分析，將升壓速率提高到不超過15kPa/h是可以接受的。

4.2 降壓速率

降壓速率的限制是為防止安全殼(涂層、油漆)損壞?；谕愋碗娬咎嵘祲核俾实慕涷灧答?，不會產生對安全殼(涂層、油漆)損壞。在這種條件下，綜合考慮法規標準的要求和運行經驗反饋的結果，認為降壓速率提高到不超過14kPa/h是可行的，但同時需要注意試驗后對安全殼表面的損壞情況進行全面檢查，對安全殼降壓速率的影響進行記錄和反饋。

另外，為了使降壓速率能夠達到14kPa/h，在降壓過程中，外圍設備間通風系統能夠接受反應堆廠房經安全殼大氣監測系統高壓排放子系統排出的6500m3/h的風量進行過濾排放，該風量用調節閥調整，并用對應的流量計監測。排放過程中，調節平衡閥的開度，使外圍房間的排風量從12000m3/h降到5500m3/h，此時不會影響機組的正常運行。

本文從法規標準、系統功能分析和計算、同類型機組經驗反饋等多個方面對安全殼泄漏率試驗充降壓速率的優化進行了分析，作為換料大修的關鍵路徑，安全殼泄漏率試驗充降壓速率的優化對減少換料大修時間，提高機組的可利用率和經濟性有積極的意義。同時對將來進一步提高安全殼泄漏率試驗充壓和降壓速率指明了方向。

[1] 核工業標準化研究所. RCC-G 核電站設計與建造規程[S]. 北京: 中國標準出版社, 1988.

[2] 福建福清核電廠1、2號機組安全相關系統和設備定期試驗監督要求[S].

[3] 核工業標準化研究所. ASME 核設施部件建造規則第二冊混凝土安全殼規范[S]. 北京: 中國標準出版社, 1998.

[4] 核工業標準化研究所. NB/T 20017 壓水堆核電廠安全殼結構整體性試驗[S]. 北京: 中國標準出版社, 2010.

[5] 核工業標準化研究所. NB/T 20018 核電廠安全殼密封性試驗[S]. 北京: 中國標準出版社, 2010.

[6] 福建福清核電廠1、2號機組安全殼環廊房間通風系統手冊[S].

Optimization Analysis and Study for Pressurization and Depressurization Gradient of Fuqing 1&2 Overall Containment Leakage Test

DU Yu, LIU Yong, DING Xiao-chuan

(China Nuclear Power Engineering Co., Ltd., Beijing 100840, China)

Considered as a mainline work, the Fuqing 1&2 overall containment leakage test takes place during the refueling outage, meanwhile the pressurization and depressurization gradient are important factors related to this test. In order to increase the availability and economy of these units, the overall containment leakage test is optimized as required by relevant regulations and standards and the feedback of other NPPs, the analysis and study are focus on the feasibility of increasing the pressurization and depressurization gradient.

Availability and economy; Unit outage; Overall containment leakage test; Pressurization and depressurization gradient

2016-12-17

杜 宇(1984—)，女，回族，河北人，工程師，碩士，現主要從事核電站運行策略以及調試相關工作

TL38+2

A

0258-0918(2017)01-0199-04