核電廠一回路邊界逆止閥泄漏的安全分析

張捷 陳培鋒 李紅林

摘 要：核電廠一回路邊界作為核電廠與環(huán)境間放射性物質(zhì)屏蔽的第二道屏障起著保障核安全的重要作用，一回路邊界上的逆止閥若發(fā)生泄漏則直接威脅到第二道屏障的安全運(yùn)行。本文結(jié)合實(shí)際曾發(fā)生過的某核電廠一回路邊界逆止閥泄漏故障，利用傳統(tǒng)的確定論安全分析方法和目前廣泛開展的概率安全分析方法，對核電廠一回路邊界逆止閥泄漏故障進(jìn)行安全評價(jià)，探討該故障的具體風(fēng)險(xiǎn)，提出核電廠運(yùn)行中針對此種故障需采取的應(yīng)對措施及風(fēng)險(xiǎn)防范建議。

關(guān)鍵詞：核電廠一回路邊界;逆止閥泄漏;風(fēng)險(xiǎn)評價(jià);概率安全分析

中圖分類號：TL33文獻(xiàn)標(biāo)識碼：A文章編號：1003-5168（2018）28-0130-05

Abstract： As the second barrier between the nuclear power plant and the environment， the primary loop boundary of the nuclear power plant plays an important role in ensuring nuclear safety. If the check valve on the primary loop boundary leaks， it directly threatens the safe operation of the second barrier. Based on the leakage fault of boundary check valve in primary circuit of a nuclear power plant， this paper evaluated the leakage fault of boundary check valve in primary circuit of nuclear power plant by using the traditional deterministic safety analysis method and the probabilistic safety analysis method widely developed at present， discussed the specific risk of the failure， and put forward the operation of nuclear power plant. The countermeasures and precautions against risks for such failures were put forward.

Keywords： primary loop boundary of nuclear power plant;check valve leakage;risk assessment; probabilistic safety analysis

核電廠的反應(yīng)堆是一個(gè)放射性裂變產(chǎn)物釋放源。為了保護(hù)環(huán)境及使公眾免受放射性侵害并控制放射性產(chǎn)物的排放，必須在放射源（核燃料）與環(huán)境之間設(shè)置屏障。對于在全世界應(yīng)用廣泛的壓水堆核電廠來說，主要的屏障包括：燃料元件包殼、一回路壓力邊界、反應(yīng)堆廠房（安全殼）。其中，第二道屏障一回路壓力邊界由反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)構(gòu)成，包括其與輔助系統(tǒng)連接的隔離裝置，正常運(yùn)行在15.5MPa壓力下。

2000年，某些核電廠頻繁出現(xiàn)安全注入系統(tǒng)與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)連接管線上的逆止閥（RCP120VP、RCP220VP、RCP320VP）泄漏率不合格事件，其中與3環(huán)路相連的逆止閥（RCP320VP）泄漏率不合格現(xiàn)象尤其頻繁。法國核電廠就曾經(jīng)出現(xiàn)過因該類逆止閥關(guān)閉不嚴(yán)而導(dǎo)致機(jī)組被迫停運(yùn)檢修的案例。該缺陷的存在，嚴(yán)重影響了核電廠第二道屏障一回路壓力邊界的安全運(yùn)行，為反應(yīng)堆安全帶來隱患[1]。

本文以RCP320VP為例，對核電廠一回路邊界逆止閥泄漏問題進(jìn)行故障后果、安全影響分析及評價(jià)，研究了針對該故障的應(yīng)對措施，并提出建議的處理方案。

1 故障基本情況

在核電廠換料大修期間，會對RCP120VP、RCP220VP、RCP320VP等逆止閥進(jìn)行密封性試驗(yàn)，以閥門充壓后的壓降速率來反映閥門泄漏率的大小，若超過相應(yīng)標(biāo)準(zhǔn)，則需要對逆止閥進(jìn)行解體檢修。

相關(guān)核電廠RCP120VP、RCP220VP、RCP320VP歷次大修閥門密封性試驗(yàn)數(shù)據(jù)顯示，逆止閥泄漏率不合格的情況主要發(fā)生在RCP320VP上，另兩個(gè)閥門泄漏率不合格相對較少。所有泄漏中，最大泄漏率均不超過閥門定期試驗(yàn)中允許泄漏率的14倍。當(dāng)發(fā)現(xiàn)閥門泄漏進(jìn)行檢修處理后，在大修后的下一個(gè)運(yùn)行循環(huán)內(nèi)，閥門的密封性基本能滿足要求。

2 一回路邊界逆止閥的安全功能及要求

一回路邊界逆止閥（RCP320VP）為3環(huán)路熱段安全注入管線上的逆止閥，用于在安全注入系統(tǒng)啟動時(shí)將一回路補(bǔ)給水注入反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的3環(huán)路熱段，是一回路壓力邊界上的閥門。RCP320VP所處位置如圖1所示。

2.1 安全功能

RCP320VP逆止閥在放射性邊界和安全注入兩方面承擔(dān)著安全功能。

2.1.1 放射性邊界。根據(jù)《核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計(jì)手冊》[2]，RCP320VP作為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)備及管道的組成部分，構(gòu)成一回路壓力邊界，成為第二道放射性屏障。當(dāng)燃料包殼破損導(dǎo)致放射性物質(zhì)泄漏時(shí)，壓力邊界可以有效阻止放射性物質(zhì)向安全殼內(nèi)泄漏。

2.1.2 安全注入。RCP320VP作為安全注入系統(tǒng)注入管線上的組成部分，構(gòu)成了安全注入向一回路熱段注入的管道，也因此承擔(dān)著安全注入系統(tǒng)的安全功能。

2.2 設(shè)計(jì)要求

作為核電廠一回路壓力邊界上的重要閥門，RCP320VP需要滿足的要求有：核安全及抗震等級要求;單一故障準(zhǔn)則要求;一回路及其邊界完整性要求;密封性要求;可用性要求。

2.2.1 核安全及抗震等級要求。該閥門的核安全等級為RCCP-1級，需滿足《法國900MWe壓水堆核電站系統(tǒng)設(shè)計(jì)和建造規(guī)則》（RCC-P）中對核安全一級機(jī)械承壓設(shè)備在設(shè)計(jì)、制造、運(yùn)行等各方面的安全要求。

該閥門的抗震等級為1A級，屬于抗震1類設(shè)備，要求在安全停堆地震（SSE）下應(yīng)保持其完整性，在地震中和地震后仍可執(zhí)行其功能。

2.2.2 單一故障準(zhǔn)則要求。單一故障準(zhǔn)則是核電廠設(shè)計(jì)中最重要的準(zhǔn)則之一。其要求在核電廠系統(tǒng)設(shè)計(jì)階段應(yīng)采取各種措施，保證在發(fā)生故障時(shí)能實(shí)現(xiàn)安全停堆和專設(shè)安全設(shè)施的功能。反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的隔離必須符合單一故障準(zhǔn)則。為此，RCP320VP與安全注入系統(tǒng)的另兩個(gè)逆止閥（RIS048VP、RIS069VP）一同確保低壓安注A列熱段注入管線、高壓安注B列熱段注入管線與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的隔離，此雙重隔離滿足單一故障準(zhǔn)則要求。

2.2.3 一回路及其邊界完整性要求。在《核電廠運(yùn)行技術(shù)規(guī)范》[3]中，對于RCP320VP等逆止閥的運(yùn)行泄漏率沒有明確的要求。但是，RCP320VP作為一回路壓力邊界的組成部分，應(yīng)共同確保一回路及其邊界的完整性。因此，包括RCP320VP等閥門在內(nèi)的一回路及其邊界的泄漏率應(yīng)滿足運(yùn)行技術(shù)規(guī)范的要求：一回路關(guān)閉狀態(tài)下，一回路及其邊界不可直接測量的泄漏率必須小于230L/h，總泄漏率必須小于2 300L/h。

2.2.4 密封性要求。為了保證RCP320VP的放射性屏障功能，需要確保RCP320VP的密封性。根據(jù)《核電廠安全相關(guān)系統(tǒng)與設(shè)備定期試驗(yàn)監(jiān)督大綱》[4]，在機(jī)組壽期內(nèi)逆止閥開啟、關(guān)閉后（特別是在不適宜的安注后）及每次停堆換料后升功率前，需要對其密封性進(jìn)行試驗(yàn)，驗(yàn)證安全注入系統(tǒng)與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)連接管線上逆止閥的密封性是否滿足要求。試驗(yàn)驗(yàn)收準(zhǔn)則為逆止閥充壓后降壓速率≤1.1MPa/h。

2.2.5 可用性要求。為了確保RCP320VP承擔(dān)的安全注入功能，應(yīng)保證閥門可自由開啟，使安全注入流量滿足要求。根據(jù)《核電廠安全相關(guān)系統(tǒng)與設(shè)備定期試驗(yàn)監(jiān)督大綱》[4]，每個(gè)換料周期需要對RCP320VP等逆止閥進(jìn)行可用性試驗(yàn)。如果安注流量可以滿足要求，則認(rèn)為逆止閥可用性可以得到保證。

3 安全影響分析

分析故障的安全影響，首先需要清楚閥門內(nèi)漏原因，從而確定可能的故障模式。在此基礎(chǔ)上，分析相應(yīng)故障模式對逆止閥安全功能、機(jī)組事故工況、機(jī)組瞬態(tài)及事故響應(yīng)的影響，同時(shí)輔以概率安全分析進(jìn)行定量風(fēng)險(xiǎn)評價(jià)。

3.1 RCP320VP泄漏率不合格的原因

當(dāng)逆止閥所在管線內(nèi)存在空氣時(shí)，氣液兩相介質(zhì)分界處的管道、閥門將產(chǎn)生氧化腐蝕作用，對逆止閥的密封面會產(chǎn)生不良影響，導(dǎo)致閥門出現(xiàn)內(nèi)漏，使逆止閥的泄漏率不滿足要求。經(jīng)閥門解體檢查發(fā)現(xiàn)，逆止閥的閥瓣和閥座密封面有點(diǎn)狀腐蝕，如圖2所示。

在機(jī)組正常運(yùn)行期間，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)與安全注入系統(tǒng)逆止閥之間的水宏觀靜止，此段管道為“死管段”。由于一回路溫度超過300℃，此段管道內(nèi)的水會被一回路冷卻劑加熱升溫，反應(yīng)堆冷卻劑側(cè)逆止閥就成為此段管道的熱源。由于“死管段”邊界閥門的泄漏，其內(nèi)部壓力將緩慢下降。升溫的同時(shí)壓力下降，導(dǎo)致管道內(nèi)的水逐漸接近飽和狀態(tài)。當(dāng)壓力低于逆止閥處水溫度對應(yīng)的飽和壓力時(shí)，閥瓣壁面的水就會沸騰，引起水中的有害離子向閥瓣壁面集中，加速閥瓣表面的腐蝕，最終影響閥門的密封性。死管段示意圖如圖3所示。當(dāng)“死管段”對外微泄漏維持的時(shí)間較長時(shí)，“死管段”中的水將會進(jìn)一步減少，從而造成兩相空間擴(kuò)大，最終導(dǎo)致腐蝕范圍擴(kuò)大。

3.2 RCP320VP可能的故障模式

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)與安全注入系統(tǒng)間管線上逆止閥的腐蝕可能引起以下故障模式。

3.2.1 閥門內(nèi)漏。逆止閥長期受氧化腐蝕，會出現(xiàn)輕微內(nèi)漏，將導(dǎo)致閥門泄漏率不滿足定期試驗(yàn)驗(yàn)收準(zhǔn)則。

3.2.2 閥門卡澀或拒開。閥門長期氧化腐蝕，腐蝕產(chǎn)物的積累可能導(dǎo)致逆止閥卡澀或拒開。但是，根據(jù)相關(guān)核電廠1997年至2016年的運(yùn)行數(shù)據(jù)，相關(guān)逆止閥還未曾出現(xiàn)過拒開的失效情況。因此，可以認(rèn)為目前存在的缺陷導(dǎo)致RCP320VP拒開的可能性很低。

3.2.3 管道破裂。逆止閥內(nèi)漏導(dǎo)致其上游管道承受一回路高壓，有破裂風(fēng)險(xiǎn)。RCP120VP、RCP220VP、RCP320VP設(shè)計(jì)壓力為20.2MPa，設(shè)計(jì)溫度為345℃。機(jī)組啟動升壓過程中，逆止閥閥瓣與閥座間隙將隨著反應(yīng)堆冷卻劑壓力的升高逐漸減小，最終消失以保持逆止閥的密封性。正常運(yùn)行時(shí)，一回路反應(yīng)堆冷卻劑壓力為15.5MPa，溫度為310℃，穩(wěn)態(tài)下死管段內(nèi)壓力、溫度將低于此值，遠(yuǎn)小于設(shè)計(jì)值，初步分析死管段可保持結(jié)構(gòu)完整性。但是，根據(jù)經(jīng)驗(yàn)反饋及現(xiàn)場解體檢查，逆止閥所在死管段內(nèi)存在局部熱分層。在不同溫度流體共存的混合區(qū)域，可能引起熱波動、分層或熱渦流效應(yīng)，頻繁加載的二次應(yīng)力可能引起疲勞破壞，導(dǎo)致管道破裂。但目前，由于缺少疲勞分析，死管段破裂的可能性還無法預(yù)估。

綜上所述，RCP320VP故障模式主要是閥門內(nèi)漏，而“閥門卡澀或拒開”出現(xiàn)的可能性很低，管道破裂的可能性無法預(yù)估。因此，主要對閥門內(nèi)漏導(dǎo)致的泄漏率不合格進(jìn)行核安全影響分析。

3.3 安全功能影響

由于RCP320VP逆止閥主要在放射性邊界和安全注入兩方面承擔(dān)安全功能，閥門泄漏對安全功能的影響如下。

3.3.1 放射性邊界完整性。RCP320VP泄漏率不合格可能導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)第一道隔離失效，如果故障不消除會造成反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)隔離的單一故障準(zhǔn)則無法滿足。在燃料包殼破損事故時(shí)，如果安全注入系統(tǒng)側(cè)逆止閥也發(fā)生故障，將無法實(shí)現(xiàn)放射性第二道屏障的包容功能。

基于目前的定期試驗(yàn)結(jié)果，RCP320VP多次出現(xiàn)泄漏率超出定期試驗(yàn)驗(yàn)收準(zhǔn)則的情況，不滿足閥門密封性的要求。根據(jù)近5年相關(guān)核電廠一回路泄漏率的運(yùn)行數(shù)據(jù)，假設(shè)在一回路最大的泄漏率下疊加RCP120VP、RCP220VP、RCP320VP逆止閥均出現(xiàn)15倍允許泄漏率的情況，據(jù)估算，一回路泄漏率將達(dá)到166L/h，也能滿足小于230L/h的規(guī)范要求。因此，一回路及其邊界完整性可以得到保證。

3.3.2 安全注入功能。閥門內(nèi)漏導(dǎo)致的泄漏率不合格不影響注入管線上逆止閥的自由開啟，因此不影響安全注入功能。

3.4 對機(jī)組事故工況的影響

RCP320VP泄漏率不合格并不會導(dǎo)致機(jī)組瞬態(tài)、自動停堆，一回路及其邊界完整性可以得到保證。但是，RCP320VP出現(xiàn)腐蝕內(nèi)漏，如果不及時(shí)處理，會逐步損害閥門隔離功能。如果閥門隔離失效，將導(dǎo)致安全注入系統(tǒng)“界面破口失水事故”發(fā)生的頻率增加，機(jī)組核安全風(fēng)險(xiǎn)也將增加。

“界面破口失水事故”是指安全殼外相關(guān)系統(tǒng)的管道發(fā)生破口而導(dǎo)致安全殼被旁通的一回路失水事故。此事故不僅導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)完整性的喪失，還會使一回路冷卻劑旁通安全殼直接排放到外界環(huán)境。

由于安全注入系統(tǒng)側(cè)逆止閥上游管道的設(shè)計(jì)等級較低，機(jī)組在余熱排出系統(tǒng)接入前，如果發(fā)生反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)與低壓安注系統(tǒng)之間連接管線的隔離閥門失效，可能會出現(xiàn)安全注入系統(tǒng)側(cè)上游管道破口的情況。如果破口發(fā)生在安全殼外，則安全殼將被旁通，機(jī)組將發(fā)生安全注入系統(tǒng)“界面破口失水事故”。從當(dāng)前相關(guān)機(jī)組的運(yùn)行數(shù)據(jù)來看，安全注入系統(tǒng)側(cè)的逆止閥確實(shí)存在泄漏率不合格的情況，因此上述情況確實(shí)存在發(fā)生的可能性。

3.5 對機(jī)組瞬態(tài)及事故響應(yīng)的影響

逆止閥內(nèi)漏故障對機(jī)組瞬態(tài)及事故響應(yīng)的影響主要體現(xiàn)在人員響應(yīng)和系統(tǒng)響應(yīng)兩方面。

3.5.1 人員響應(yīng)。RCP320VP泄漏率不合格不影響機(jī)組瞬態(tài)及事故工況下機(jī)組控制所需的人機(jī)接口信息和控制手段，因此RCP320VP泄漏率不合格不影響機(jī)組瞬態(tài)及事故后的人員響應(yīng)。

3.5.2 系統(tǒng)響應(yīng)。目前，RCP320VP閥門泄漏率不合格不影響放射性屏障和安全注入功能的可用性，不影響機(jī)組瞬態(tài)下的控制或事故緩解。但如果不及時(shí)處理，可能導(dǎo)致閥門隔離失效，由此導(dǎo)致第二道放射性屏障降級。當(dāng)燃料包殼破損時(shí)，不能有效阻止放射性物質(zhì)泄漏。

3.6 核安全風(fēng)險(xiǎn)定量分析與評價(jià)

利用概率安全分析（PSA）方法可評價(jià)閥門泄漏的定量影響。在定量分析時(shí)，保守假設(shè)RCP320VP閥門泄漏率不合格就會導(dǎo)致閥門隔離功能失效。

3.6.1 模型及評價(jià)范圍。機(jī)組在余熱排出系統(tǒng)連接之前一回路壓力較高，如果反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)與低壓安注系統(tǒng)之間連接管線的逆止閥隔離失效，可能導(dǎo)致低壓管道破裂，一回路冷卻劑流失并影響事故工況下安全注入系統(tǒng)的功能。由于蒸汽發(fā)生器冷卻正常停堆模式下低壓安注系統(tǒng)連接管線出現(xiàn)破口的事故處理手段與功率運(yùn)行工況類似，且該模式的平均運(yùn)行時(shí)間與功率運(yùn)行工況時(shí)間相比較短，因此，目前在停堆工況PSA模型下不對安全注入系統(tǒng)低壓管道破裂導(dǎo)致的界面破口進(jìn)行分析，而是將其歸并到功率工況PSA模型中進(jìn)行建模分析。因此，對于RCP320VP內(nèi)漏導(dǎo)致閥門隔離失效的情況，將選用相關(guān)核電廠功率運(yùn)行工況PSA模型進(jìn)行評價(jià)。

3.6.2 定量評價(jià)結(jié)果。通過PSA計(jì)算，在RCP320VP內(nèi)漏缺陷導(dǎo)致閥門隔離失效的情況下，機(jī)組整體風(fēng)險(xiǎn)較基準(zhǔn)風(fēng)險(xiǎn)增加約160%，總體風(fēng)險(xiǎn)增加明顯。也就是說，RCP320VP閥門內(nèi)漏失效對機(jī)組堆芯安全影響明顯。同時(shí)，安全注入系統(tǒng)低壓管道發(fā)生界面破口失水事故的頻率大幅增加。

4 基于PSA風(fēng)險(xiǎn)分析結(jié)果的補(bǔ)充措施

基于目前的維修及運(yùn)行情況，經(jīng)過檢修后閥門在下一個(gè)循環(huán)的密封性試驗(yàn)結(jié)果能夠合格，說明閥門在一個(gè)循環(huán)內(nèi)的腐蝕量不多，基本能夠保證閥門的密封性。因此，為了保證在下一個(gè)循環(huán)內(nèi)閥門的腐蝕不會造成閥門泄漏率超標(biāo)，在閥門密封性試驗(yàn)結(jié)果合格的情況下也應(yīng)考慮對閥門進(jìn)行檢修。

根據(jù)前述定量分析結(jié)果，RCP320VP內(nèi)漏失效會明顯增加反應(yīng)堆堆芯損傷風(fēng)險(xiǎn)。因此，從風(fēng)險(xiǎn)管控的角度，電廠可優(yōu)先關(guān)注閥門內(nèi)漏失效模式引發(fā)的風(fēng)險(xiǎn)。由于RCP320VP內(nèi)漏后，最嚴(yán)重的情況是疊加其上游的安全注入系統(tǒng)逆止閥RIS069VP內(nèi)漏，導(dǎo)致發(fā)生安全注入系統(tǒng)界面破口失水事故，因此需要關(guān)注RIS069VP設(shè)備可靠性，在閥門密封性試驗(yàn)中關(guān)注其性能。

對于安全注入系統(tǒng)界面破口失水事故來說，PSA計(jì)算顯示反應(yīng)堆堆芯損壞概率為1.56%。同時(shí)PSA計(jì)算得到導(dǎo)致此堆芯損壞的各種事故的概率及分布占比如表1所示。

以上各種事故對安全注入系統(tǒng)界面破口失水事故導(dǎo)致堆芯損壞的風(fēng)險(xiǎn)貢獻(xiàn)如圖4所示。

由此可以看出，機(jī)組在安全注入界面破口失水事故的緩解上主要依賴于余熱排出系統(tǒng)的成功運(yùn)行。因此，在RCP320VP閥門缺陷處理前，需加強(qiáng)對余熱排出系統(tǒng)運(yùn)行情況的監(jiān)測。

通過PSA進(jìn)一步計(jì)算得到引起余熱排出系統(tǒng)失效的主要故障的風(fēng)險(xiǎn)貢獻(xiàn)如圖5所示。

余熱排出系統(tǒng)失效的風(fēng)險(xiǎn)主要來自于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的一回路壓力測量傳感器RCP037MP和RCP039MP故障、化學(xué)和容積控制系統(tǒng)低壓下泄控制閥RCV310VP故障、手動投運(yùn)余熱排出系統(tǒng)失效。其中，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的一回路壓力測量傳感器RCP037MP和RCP039MP的失效占比高達(dá)84%。因此，需要重點(diǎn)關(guān)注反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的一回路壓力測量傳感器RCP037MP和RCP039MP定期檢查工作的結(jié)果，出現(xiàn)異常時(shí)，應(yīng)盡快確認(rèn)其可用性并確保故障能得到及時(shí)處理[5]。

5 結(jié)論及建議

根據(jù)以上分析，可得出如下結(jié)論。

①根據(jù)目前的運(yùn)行數(shù)據(jù)，RCP320VP泄漏率不合格雖然不滿足定期試驗(yàn)的驗(yàn)收準(zhǔn)則，但總體上滿足運(yùn)行技術(shù)規(guī)范一回路泄漏率的限值要求，一回路及其邊界的完整性可以得到保證。

②RCP320VP泄漏率不合格故障若不及時(shí)處理可能會導(dǎo)致閥門隔離失效，導(dǎo)致一回路放射性屏障降級，使機(jī)組發(fā)生安全注入系統(tǒng)“界面破口失水事故”的頻率增加。

③RCP320VP泄漏率不合格不會導(dǎo)致機(jī)組瞬態(tài)、自動停堆的發(fā)生，也不影響機(jī)組瞬態(tài)、事故下的響應(yīng)。

鑒于RCP320VP閥門泄漏率不合格對機(jī)組引入的風(fēng)險(xiǎn)還處于可接受的范圍，電廠在短期內(nèi)如果仍然維持當(dāng)前的維修處理方法，機(jī)組的核安全風(fēng)險(xiǎn)可控。如果RCP320VP閥門狀況持續(xù)惡化導(dǎo)致發(fā)生“內(nèi)漏”會產(chǎn)生較為明顯的核安全風(fēng)險(xiǎn)，建議電廠重視該問題，并徹底解決RCP320VP閥門泄漏率不合格問題，維持機(jī)組核安全水平。該問題得到有效解決前，在事故防范上，為了保證閥門泄漏率不超標(biāo)，建議即使在閥門密封性結(jié)果合格的情況下也考慮機(jī)組大修時(shí)對閥門進(jìn)行檢修。另外，為有效應(yīng)對安全注入系統(tǒng)界面破口失水事故的風(fēng)險(xiǎn)，建議操縱員加強(qiáng)相關(guān)規(guī)程的演練，同時(shí)關(guān)注余熱排出系統(tǒng)的性能，特別是當(dāng)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的一回路壓力測量傳感器RCP037MP、RCP039MP出現(xiàn)異常時(shí)應(yīng)盡快確認(rèn)其可用性并確保其出現(xiàn)故障時(shí)能夠得到及時(shí)處理。

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[2]核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計(jì)手冊[Z].

[3]核電廠運(yùn)行技術(shù)規(guī)范[Z].

[4]核電廠安全相關(guān)系統(tǒng)與設(shè)備定期試驗(yàn)監(jiān)督大綱[Z].

[5]核電廠最終安全分析報(bào)告[Z].