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(yōu)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充壓和降壓速率優(yōu)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(guān)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(jīng)濟性，基于法規(guī)和標準的要求，結(jié)合同類型機組的經(jīng)驗反饋對安全殼整體泄漏率試驗進行優(yōu)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(jīng)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(jù)《核電站設(shè)計與建造規(guī)程-法國壓水堆核島土建設(shè)計與建造規(guī)程》[1]和福清核電廠1、2號機組《安全相關(guān)系統(tǒng)和設(shè)備定期試驗監(jiān)督要求》[2]的規(guī)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(yīng)進行安全殼整體泄漏率試驗。試驗?zāi)康氖悄M事故工況下安全殼內(nèi)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(yīng)變、鋼束力等參數(shù)，從而對安全殼的整體結(jié)構(gòu)和性能進行評價。換料大修的持續(xù)時間直接關(guān)系到機組的可利用率和經(jīng)濟性，而安全殼整體泄漏率試驗是占用大修關(guān)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(jù)以往的工程經(jīng)驗，在安全殼整體泄漏率試驗中，為避免內(nèi)部構(gòu)件吸氣現(xiàn)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(jīng)濟性，本文基于法規(guī)標準的要求，結(jié)合同類型機組的經(jīng)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(guī)和標準

法規(guī)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(guān)規(guī)定，在試驗執(zhí)行時必須予以遵守。

1.1 設(shè)計標準

《核電站設(shè)計與建造規(guī)程-法國壓水堆核島土建設(shè)計與建造規(guī)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(guī)定。

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

1.2 行業(yè)標準

《壓水堆核電廠安全殼結(jié)構(gòu)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(shù)要求和試驗驗收條件等內(nèi)容進行了規(guī)定。其中第5.3節(jié)壓力加減速率中規(guī)定：壓力的加減速率每小時不應(yīng)大于最高試驗壓力的20%；每一級壓力到達后，恒壓時間不應(yīng)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(nèi)容進行了規(guī)定[5]。

2 同類型機組的經(jīng)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(diào)試期間仍以工程經(jīng)驗值為標準執(zhí)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(jié)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(jīng)驗，進行速率優(yōu)化后不會影響安全殼泄漏率計算結(jié)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(yōu)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(shè)計限值分析

本節(jié)結(jié)合核電機組的相關(guān)設(shè)計參數(shù)，通過分析計算得出符合法規(guī)標準的充壓和降壓數(shù)值，同時結(jié)合充壓和降壓試驗時相關(guān)支持系統(tǒng)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(shè)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(jù)法規(guī)標準的規(guī)定，則每小時充壓和降壓速率不應(yīng)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(jīng)驗中所采用的升壓速率不得超過12kPa/h；降壓速率應(yīng)不得超過10kPa/h是遠小于法規(guī)標準的規(guī)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(guī)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(tǒng)的移動空壓機，其設(shè)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(jīng)驗的充壓速率時，供氣閥門只是處于半開狀態(tài)，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(jiān)測系統(tǒng)的管線吸氣，并經(jīng)由安全殼環(huán)廊房間通風系統(tǒng)和輔助廠房通風系統(tǒng)的管線最終由煙囪排向大氣。

根據(jù)《安全殼環(huán)廊房間通風系統(tǒng)手冊》的設(shè)計要求，最大設(shè)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(diào)節(jié)平衡閥，使環(huán)廊房間的排風量從12000m3/h降低至6000m3/h，系統(tǒng)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(tǒng)過濾器超壓，在管線上設(shè)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(yōu)化前為10kPa/h，試驗通過系統(tǒng)排放的降壓峰值流量約為4000m3/h；優(yōu)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(tǒng)最大允許流量限值，因此安全殼環(huán)廊通風系統(tǒng)降壓負載能力滿足速率優(yōu)化后的需求。

3.4 設(shè)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(yīng)將安全殼內(nèi)不耐壓設(shè)備進行對空處理或移出安全殼，因此充壓階段對設(shè)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(shè)備的承壓極限造成影響。

充壓階段安全殼內(nèi)部構(gòu)件存在吸氣現(xiàn)象，會造成泄漏率測量值偏大，故測量必須在氣流穩(wěn)定后進行。提升充壓速率，勢必加劇內(nèi)部構(gòu)件吸氣現(xiàn)象，故需嚴格控制氣流穩(wěn)定時間，避免泄漏率測量偏差。為了避免內(nèi)部構(gòu)件吸氣現(xiàn)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(nèi)氣體的穩(wěn)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(yīng)有段時間讓安全殼內(nèi)空氣質(zhì)量穩(wěn)定下來。這個穩(wěn)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(nèi)空氣質(zhì)量是穩(wěn)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(nèi)空氣質(zhì)量數(shù)據(jù)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(nèi)空氣質(zhì)量數(shù)據(jù)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(nèi)同類型電站充壓速率提升后十余年的實踐經(jīng)驗，在較低范圍內(nèi)提升充壓速率(從12kPa/h提升至15kPa/h)，殼內(nèi)構(gòu)件吸氣現(xiàn)象變化不顯著，在滿足以上準則的情況下對泄漏率測量結(jié)果不會造成偏差。

3.4.2 降壓階段

降壓階段對設(shè)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(shè)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(yīng)，因此需嚴格控制降壓速率，避免鋼襯里與安全殼結(jié)構(gòu)發(fā)生不可逆的脫離，影響其密封性能。通過國內(nèi)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(yōu)化后的降壓速率未產(chǎn)生不可逆變化，具備進一步優(yōu)化空間。但仍然建議在安全殼降壓結(jié)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(jié)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(guī)標準對安全殼充降壓速率的要求。工藝管線的設(shè)計也能夠承載相應(yīng)的負荷。為了防止內(nèi)部構(gòu)件吸氣現(xiàn)象對安全殼整體泄漏率測量結(jié)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(nèi)氣體的穩(wěn)定性。同類型電站對升壓速率的提升經(jīng)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。基于同類型電站提升降壓速率的經(jīng)驗反饋，不會產(chǎn)生對安全殼(涂層、油漆)損壞。在這種條件下，綜合考慮法規(guī)標準的要求和運行經(jīng)驗反饋的結(jié)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(shè)備間通風系統(tǒng)能夠接受反應(yīng)堆廠房經(jīng)安全殼大氣監(jiān)測系統(tǒng)高壓排放子系統(tǒng)排出的6500m3/h的風量進行過濾排放，該風量用調(diào)節(jié)閥調(diào)整，并用對應(yīng)的流量計監(jiān)測。排放過程中，調(diào)節(jié)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(guī)標準、系統(tǒng)功能分析和計算、同類型機組經(jīng)驗反饋等多個方面對安全殼泄漏率試驗充降壓速率的優(yōu)化進行了分析，作為換料大修的關(guān)鍵路徑，安全殼泄漏率試驗充降壓速率的優(yōu)化對減少換料大修時間，提高機組的可利用率和經(jīng)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(yè)標準化研究所. RCC-G 核電站設(shè)計與建造規(guī)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(guān)系統(tǒng)和設(shè)備定期試驗監(jiān)督要求[S].

[3] 核工業(yè)標準化研究所. ASME 核設(shè)施部件建造規(guī)則第二冊混凝土安全殼規(guī)范[S]. 北京: 中國標準出版社, 1998.

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

[5] 核工業(yè)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(huán)廊房間通風系統(tǒng)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(xiàn)主要從事核電站運行策略以及調(diào)試相關(guān)工作

TL38+2

A

0258-0918(2017)01-0199-04