“壓力阱”控制方案對安注系統影響的評估
——大亞灣核電站防一回路安注管線熱疲勞現象改進

龐松濤,熊國華,周 舟

(中廣核研究院有限公司，廣東深圳518124)

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“壓力阱”控制方案對安注系統影響的評估
——大亞灣核電站防一回路安注管線熱疲勞現象改進

龐松濤,熊國華,周 舟

(中廣核研究院有限公司，廣東深圳518124)

對防一回路安注管線熱疲勞現象的“壓力阱”功能及其對安注的影響進行了全面分析，提出了3種不同的控制和布置方案。通過查閱大量的相關資料和文獻，在事故情況下，對比了3種不同方案的優缺點，確定了最優的系統設計方案。這種論證方法對于核電站專設安全設施的相關改進具有借鑒意義。

FARLEY-TIHANGE現象;專設安全設施;“壓力阱”;控制系統

1 背景介紹

1.1 背景

1987年美國的FARLEY 2號機組以及1988年比利時的TIHANGE 1號機組分別發現泄漏流量約1 300 L/h和150 L/h的低溫水從冷/熱腿安注管線意外進入一回路，導致一回路(RCP)主管道與一回路逆止閥之間的安注系統(RIS)管線出現熱疲勞裂紋，這種現象稱為FARLEY-TIHANGE現象。

1983年，在法國BUGEY 3號機組的一回路熱腿安注逆止閥(RCP120VP)下游發現熱疲勞裂紋，隨后1996年12月在法國的DAMPIERRE 1號機組發現了流量約160 L/h的低溫水從RCP120VP進入一回路，導致在RCP120VP下游的直管段中部產生疲勞裂紋，次年10月對這些新更換的管線焊縫重新進行RT檢查時又發現深度達5.7 mm的裂紋。

Farley-Tihange現象產生的根本原因是：化學容積控制系統(RCV)上充泵到高壓安注回路的安全殼外隔離閥出現泄漏，導致一回路容積控制箱(RCV002BA)低于50C的冷水進入一回路，在冷腿和熱腿安注回路RCP主逆止閥下游的管線上產生冷熱水混合，導致熱疲勞裂紋的產生。對于大亞灣核電站，可能發生泄漏的RIS隔離閥包括RIS020VP、RIS021VP、RIS023VP和RIS029VP共四個閥門。

1.2 總體方案介紹

由于閥門泄漏是不可避免的，考慮從導出泄漏方面消除FARLEY-TIHANGE現象。綜合分析后，系統工藝部分決定采用“壓力阱”設計方案：即在高壓安注回路的安全殼外隔離閥RIS020VP、RIS021VP和RIS023VP的下游管線上安裝卸壓管線，并連接至下泄流熱交換器(RCV002RF)和下泄流控制閥(RCV013VP)之間的管線上，卸壓管線上裝有4個氣動隔離閥RIS361VP、RIS362VP、RIS363VP和RIS364VP以及壓力變送器RIS035MP。研究表明當RCP流向 RIS泄漏量大于10 L/h時，RCP泄漏引入的高溫流體會導致“壓力阱”和下泄管線上產生熱疲勞裂紋。所以需在上述“壓力阱”管線上加裝“小泄漏量測量裝置”,測量泄漏量。系統工藝部分設計方案示意圖如圖1所示。

圖1 系統工藝部分設計方案示意圖Fig.1 Schematic of the system process design

“壓力阱”的運行方式如下：RIS361VP、RIS362VP和RIS363VP在反應堆功率運行情況下保持開啟；RIS364VP在反應堆功率運行情況下保持關閉；RIS035MP可觸發一個壓力高報警信號，該信號表明RIS隔離閥存在泄漏并要求運行人員在主控室手動開啟RIS364VP，防止來自RCV上充泵的低溫泄漏水通過安注管線進入一回路；當“壓力阱”壓力降至一定限值后，重新關閉該閥。

1.3 “壓力阱”控制方案對安注系統影響評估的必要性

RIS系統屬于專設安全設施，在此系統上的重大改進會對核電廠的核安全產生影響，需要對改進方案進行充分的評估和論證，分析改進方案對RIS系統功能的影響，確保改進方案不影響RIS系統在正常和事故工況下的功能。

本論文的前提是：系統工藝部分的改進方案已經確定，其分析和計算報告也得到批準。

2 設計要求及控制方案

2.1 “壓力阱”閥門控制方案的設計要求

新增“壓力阱”在機組需要執行安注功能的情況下退出運行，其控制方案設計應考慮如下兩個問題：

(1) 任意一列均能執行“壓力阱”的隔離；

(2) 上游安注管線AB列之間的隔離。

以上兩個隔離應滿足單一故障準則的要求。設計方案應盡可能簡單可靠，避免過多的聯鎖邏輯。

2.2 控制方案介紹

新增RIS361～363VP所在管線的上游電動隔離閥分別為RIS020VP、RIS029VP、RIS021VP和RIS023VP，其中RIS020VP、RIS029VP和RIS023VP為B列，RIS021VP為A列。在充分考慮2.1節中的設計要求后，提出了以下控制方案：

方案1:將RIS361～363VP定為A列，這3個閥門是安全殼隔離閥，接收A列安全殼隔離A階段信號(CIA)而關閉。由于RCV管線上RCV002RF的設計壓力較小，為保護RCV002RF，故將RIS364VP參考RCV010VP定為B列，并接收B列安注信號(SI)或RCV010VP的“NOT CLOSE”信號而關閉。新增閥門均接受主控室TPL開關的手動控制信號。該方案中，A列和B列的信號均能對 “壓力阱”起到隔離作用，滿足單一故障準則的要求。

方案2:考慮到各種情況下A/B列管線間的隔離，避免A列管線中的水流到B列管線中的情況，將RIS361～363VP的所屬列按照上游閥門的所屬列確定，即RIS361VP和RIS363VP為B列，RIS362VP為A列，閥門分別接收A列或B列安全殼隔離A階段信號(CIA)而關閉。為使A列或B列均能隔離“壓力阱”，RIS364VP設計為A/B列同時驅動，接收A列和B列安注信號，以及B列RCV010VP的“NOT CLOSE”信號而關閉。新增閥門均接受主控室TPL開關的手動控制信號。

方案3:考慮到各種情況下A/B列管線間的自動隔離，以及任意一列均能執行“壓力阱”的隔離。將RIS361～363VP定為A列，這3個閥門是安全殼隔離閥，接收A列安全殼隔離A階段信號而關閉。同時RIS361～363VP分別接收上游閥門RIS020VP、RIS021VP和RIS023VP的“NOT CLOSE”信號而關閉。RIS364VP定為B列，接收B列安注信號或RCV010VP的“NOT CLOSE”信號而關閉。新增閥門均接受主控室TPL開關的手動控制信號。

3 設計方案對RIS系統功能的影響分析

3.1 正常工況下的影響分析

正常運行工況下，RIS020VP、RIS021VP、RIS023VP和RIS029VP均關閉，安注功能不啟動，沒有影響。

3.2 事故工況下的影響分析

考慮一種影響“壓力阱”隔離的最極端的事故：在反應堆發生事故情況后，需要啟動專設安全設施，此時A/B列均未失電，但A列專設安全設施啟動信號未能發出，B列專設安全設施啟動信號能發出。這種情況下，RIS361～363VP不能自動關閉(可以手動)，RIS364VP自動關閉。

如果此時“壓力阱”上游電動隔離閥全部打開：

? 對于方案1，如果RIS361～363VP沒有手動關閉，將導致A列和B列的安注管線聯通(見圖1)；

? 對于方案2，由于RIS362VP為A列，如果RIS362VP沒有手動關閉，同樣導致A列和B列的安注管線聯通(見圖1)；

? 對于方案3，由于RIS361～363VP分別與上游電動隔離閥信號連鎖，不會出現A列和B列安注管線聯通的情況。

綜上，方案1和方案2均可能發生A列和B列的安注管線聯通的情況，方案3不會出現此情況。

3.3 設計方案的初步比較

通過初步分析，以上3種設計方案中，①最簡單，但①中沒有考慮A/B列管線間的自動隔離，而②和③均有考慮，3種方案的優缺點初步對比見表1所示。

優點缺點方案①?方案簡單，成本最低。?“壓力阱”有RIS361～363VP和RIS364VP兩重隔離，滿足單一故障準則的要求。?沒有考慮A/B列管線間的自動隔離，但是可以手動。方案②?RIS364VP為A/B列同時驅動，“壓力阱”隔離滿足單一故障準則的要求。?考慮了A/B列管線間的自動隔離。?方案較復雜，A/B列之間的信號需要耦合。?考慮了A/B列管線間的自動隔離，但不能完全避免這種情況。方案③?“壓力阱”有RIS361～363VP和RIS364VP兩重隔離，滿足單一故障準則的要求。?考慮了A/B列管線間的自動隔離。?方案最復雜，聯鎖邏輯多，A/B列之間的多個信號需要耦合。?由于RIS361～363VP的聯鎖邏輯多，可能會影響“壓力阱”的使用以及管線的充水和排氣。

4 新增“壓力阱”A/B列管線間自動隔離的必要性分析

考慮大亞灣核電站事故情況下的整個安注流程。

在安注系統啟動后，首先進行高壓安注，操縱員需要對相關閥門的位置進行核實，此時RIS020VP、RIS029VP、RIS021VP和RIS023VP均處于關閉狀態，這時的高壓安注有2條注入管線，一是通過濃硼酸注入箱RIS04BA的管線，二是在第一條管線故障后啟用的硼注入箱旁路管線，“壓力阱”對第一條安注管線沒有影響。僅分析“壓力阱”對第二條管線的影響。第一條管線有兩個并聯的隔離閥，其故障模式為兩個閥門均不能打開。第二條管線需手動打開RIS020VP，如此時RIS361～363VP沒有關閉，將對安注功能產生影響。但在安注開始時，按規程運行人員應核實相關閥門的位置是否正確；從第一條管線不可用至切換到第二條管線時，按相應的運行規程，在運行人員打開第二條管線前，須要核實相關閥門的位置是否正確。

在安注后期冷、熱段同時安注階段，需要打開RIS020VP、RIS029VP、RIS021VP，但按照事故規程，冷、熱段同時安注階段是在安注啟動至少7 h后，期間有充分的時間供運行人員核實相關信息。

綜上，安注系統啟動前期，啟動第二條安注管線的概率不大，且在第二條安注管線啟動前，已經對相關閥門的位置是否正確檢查了兩次；在安注后期的冷、熱段同時安注階段，按規程運行人員同樣須核實相關閥門的位置是否正確，同時有充分的時間供運行人員找出位置不正確的閥門。

5 人因失效概率計算

方案一和方案二的人因失效模式有以下兩種：

1) 第一條管線不可用，且操縱員經過兩次確認后，均未發現存在一個或多個閥門未關閉。

2) 第一條管線可用，安注后期操縱員經過至少3次確認后，均未發現存在一個或多個閥門未關閉。

按相關運行規程，主控室至少有兩人，一人負責操作，另一人負責監護。為取保守值，計算不考慮報警系統對操縱員的影響，本次失效模式的計算公式如下：

p(f)=p(v)2·

[1-[p(h)·p(s)]3]i

其中：p(v)——閥門失效概率p(h)——操作人員失效概率p(s)——監督人員失效概率

p(v)參考文獻[5]取0.005，p(h)參考文獻[6]取0.008，p(s) 參考文獻[6]取0.003。

經計算p(f)<4.36×10-12，遠小于堆熔概率，控制方案均無需考慮A/B列管線間的自動隔離。

在其他條件均相同的情況下，最簡單的系統最可靠。方案1可以到達與方案2和方案3相同的功能要求，且方案1最簡單。最終的控制方案選擇方案1。

6 總結

通過對FARLEY-TIHANGE現象產生的根本原因及“壓力阱”的功能進行全面分析，對比了3個不同的設計方案，在事故工況下，對3個方案進行了充分的論證和計算，得出了最優的設計方案。法國的CPY機組已全部完成了此項改進，后經多次檢測，相關位置沒有發現裂紋。

[1] 國家核安全局. HAF003核電廠質量保證安全規定.1991

[2] 國家核安全局.HAD003/06核電廠設計中的質量保證.1986

[3] 趙志凡. 核電工程設計中的自動化技術的進展和展望.核科學與工程，2010，S1：5-28

[4] 汪德偉. 大亞灣核電站執照運行事件原因趨勢分析. 核科學與工程，2005，03:265-270.

[5] 王宇翔，張冬林，李曉鐘. 核級安全閥可靠性參數指標研究. 閥門，2012，01.

[6] 張力，黃曙東，王以群，高文宇，張錦. 反應堆系統人因事件分析與預防方法及應用. 中國核科技報告，2003，01.

Assessment for the Influence of the Pressure Well Control Strategy on the Safety Injection System——Modification for Anti-Thermal Fatigue Phenomenon in Safety Injection Pipes of the First Loop in Daya Bay NPP

PANG Song-tao, XIONG Guo-hua, ZHOU Zhou

(1. China Nuclear Power Technology Research Institute, Shenzheng, Guangdong Prov. 518124, China)

The “pressure well” function preventing the thermal fatigue phenomenon of the primary loop safety injection pipeline and its effect on the safety injection are analyzed comprehensively. Three modification schemes have been put forward. After referring to lots of data and literature, The advantages and disadvantages of three different schemes under accident condition are compared, and the optimal system design scheme is determined. This demonstration method could provide reference for relevant improvement of the engineered safety features of nuclear power plant.

FARLEY-TIHANGE phenomenon; Engineered safety features; “Pressure well”; Control system

2016-10-29

龐松濤(1971—)，男，研究員級高級工程師，碩士，主要從事核電廠儀控系統設計工作

TL48

A

0258-0918(2017)02-0271-05