“華龍一號”嚴重事故用儀表設(shè)計

劉 莉，張 雷

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

“華龍一號”作為我國自主研發(fā)設(shè)計的第三代核電技術(shù)，采用了能動加非能動的安全設(shè)計理念，設(shè)置了能動和非能動相結(jié)合的安全系統(tǒng)，在嚴重事故預(yù)防和緩解方面采取了很多針對性措施。嚴重事故儀表和監(jiān)控系統(tǒng)設(shè)計及鑒定服務(wù)于核電廠中應(yīng)對嚴重事故的工藝設(shè)備和工藝系統(tǒng)運行。為保證嚴重事故管理導(dǎo)則（SAMG）能夠有效地在實際的嚴重事故工況發(fā)揮作用，嚴重事故需要使用的設(shè)備和儀表的設(shè)計和質(zhì)量鑒定必須保證其在嚴重事故下的可用性。

本文介紹了“華龍一號”示范項目福清核電5、6號機組的嚴重事故儀表設(shè)計，針對華龍“走出去”戰(zhàn)略進行的嚴重事故相關(guān)儀表國產(chǎn)化研發(fā)以及適應(yīng)新的法規(guī)標準要求、提高電站安全性和經(jīng)濟性進行的持續(xù)嚴重事故儀表設(shè)計優(yōu)化等一系列技術(shù)內(nèi)容，并對嚴重事故相關(guān)儀表設(shè)計工作中發(fā)現(xiàn)的問題和后續(xù)項目需要關(guān)注可進行研究和持續(xù)改進的內(nèi)容進行了探討。

1 嚴重事故用儀表相關(guān)法規(guī)標準及現(xiàn)狀

1.1 法國標準

我國引入法國的 RCC系列標準 RCC-E 1993版中，對于嚴重事故儀表并無環(huán)境試驗鑒定等要求，嚴重事故儀表設(shè)計也并未引起重視。RCC-E 2005版在B卷規(guī)定了嚴重事故質(zhì)量鑒定程序，明確采用型式試驗、分析或是兩者結(jié)合的方法均可。此外，備注中說明作為通用原則，包含有機部件的設(shè)備推薦使用試驗方法進行質(zhì)量鑒定。其要求在設(shè)備的技術(shù)規(guī)格書中應(yīng)說明嚴重事故下的功能要求、持續(xù)運行時間、需要執(zhí)行的功能及偏差。

此外，由于安全殼外某些區(qū)域的環(huán)境條件可能因反應(yīng)堆嚴重事故而嚴重惡化，RCC-E 2005版D2223要求“安裝在安全殼外但嚴重事故期間需要運行的設(shè)備必須能夠在規(guī)定的條件和時間段內(nèi)完成其功能”[1]。

1.2 美國法規(guī)標準

美國聯(lián)邦法規(guī) 10 CFR50中規(guī)定了嚴重事故儀表屬于非安全相關(guān)設(shè)備。此外，還規(guī)定了堆內(nèi)嚴重事故下要求工作的電氣儀表設(shè)備。例如要求儀表能測量安全殼壓力、水位、氫氣濃度等。美國核管會明確用于嚴重事故的設(shè)備需要進行事故環(huán)境條件下合理可信的分析。

導(dǎo)則 RG1.97—2006中明確嚴重事故監(jiān)測參數(shù)屬于C類變量，且多為3級變量，僅要求使用成熟可靠的產(chǎn)品，并無特殊鑒定要求。IEEE497—2016中說明 C類變量的設(shè)計抗震鑒定滿足IEEE344—2013，質(zhì)量鑒定滿足 IEEE323—2003，較RG的要求高[2]。

IEC61226—2009中明確嚴重事故儀表和控制系統(tǒng)屬于C類分級，一般可以遵循商業(yè)標準，但需要滿足嚴重事故可用的功能需求。

1.3 IAEA

IAEA TECDOC 1818中明確在嚴重事故下進行功能操作所需要的電氣儀控設(shè)備必須受到保護，免受惡劣環(huán)境條件的影響。如果現(xiàn)有的核電站無法實現(xiàn)足夠的保護或不可行，則必須評估設(shè)備在嚴重事故條件下可靠運行的能力。此外，還給出了評估設(shè)備在嚴重事故下可靠運行的一般流程。

1.4 國內(nèi)法規(guī)標準

我國的核安全法規(guī)HAF 102—2016《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》5.5節(jié)“設(shè)備鑒定”中提出“在可能的范圍內(nèi)，應(yīng)該以合理的可信度表明在嚴重事故中必須運行的設(shè)備（如某些儀表）能夠達到設(shè)計要求”，6.4.1.2節(jié)中，要求“儀表和記錄裝置必須足以為嚴重事故期間確定核動力廠狀態(tài)和為事故管理期間作出決策提供盡可能實際的信息”。

在HAD 102/17—2006《核動力廠安全評價與驗證》3.15節(jié)“設(shè)備鑒定”中提出“在可能的條件下，預(yù)計在嚴重事故中運行的設(shè)備應(yīng)該通過試驗、實驗或工程分析，以合理的可信度表明能夠在嚴重事故下實現(xiàn)設(shè)計意圖”。

《福島核事故后核電廠改進行動通用技術(shù)要求（試行）》中第4項“乏燃料池監(jiān)測的技術(shù)要求”和第 5項“氫氣監(jiān)測與控制系統(tǒng)改進的技術(shù)要求”中對于測點的設(shè)置、設(shè)備要求和功能要求給出了規(guī)定。

《“十二五”期間新建核電廠安全要求（征求意見稿）》中也要求將氫氣濃度監(jiān)測和控制措施納入嚴重事故管理導(dǎo)則或相關(guān)規(guī)程以及應(yīng)設(shè)置監(jiān)測乏燃料水池溫度、水位的手段及補水措施，以控制乏燃料水池溫度、水位，保證乏燃料安全。

2 “華龍一號”嚴重事故儀表設(shè)計及優(yōu)化

“華龍一號”將嚴重事故下的設(shè)備儀表分為了“必須使用”和“可能用到”的兩大類。嚴重事故下“必須使用”的儀表為執(zhí)行嚴重事故管理導(dǎo)則的關(guān)鍵參數(shù)（導(dǎo)則的入口參數(shù)以及顯示電廠狀態(tài)的關(guān)鍵參數(shù)等）以及對表征核電廠設(shè)計中應(yīng)對嚴重事故的專設(shè)系統(tǒng)是否正常運行的參數(shù)的監(jiān)測、測量；“可能用到”的儀表為根據(jù)嚴重事故管理“能用則用”的原則，在嚴重事故工況下可能會用到的監(jiān)測、測量儀表。

2.1 “華龍一號”嚴重事故儀表設(shè)計

從儀表可用性評估的角度考慮，設(shè)計應(yīng)該在法規(guī)標準、技術(shù)文件要求的基礎(chǔ)上，考慮下列因素：

2.1.1儀表本體

不同類型的儀表工作原理各不相同，具有不同的關(guān)鍵部件及失效機理，在嚴重事故惡劣的環(huán)境條件下會呈現(xiàn)不同的失效特性。按照嚴重事故必須監(jiān)測的參數(shù)，對清單進行初步篩選整理。

通常對于某一關(guān)鍵參數(shù)的監(jiān)測有不同數(shù)量、安全等級和儀表類型的儀表進行測量，經(jīng)調(diào)研國內(nèi)外大量試驗數(shù)據(jù)，智能儀表耐輻照性能薄弱，因此對于需要經(jīng)過嚴重事故鑒定的儀表優(yōu)先選擇模擬儀表。因此對于“必須使用”的儀表篩選考慮盡可能地減少儀表類型、數(shù)量，以減少設(shè)備鑒定的風險及節(jié)約不必要的成本投入。

2.1.2儀表安裝布置情況

嚴重事故時安全殼內(nèi)各位置的環(huán)境條件不盡相同，并且部分儀表安裝位置還存在水淹的潛在風險。因此在嚴重事故儀表設(shè)計時，應(yīng)充分考慮儀表的實際安裝位置的環(huán)境條件，綜合水淹、防火、防爆、電磁兼容等環(huán)境要求，在設(shè)計中選擇合適的儀表，并且考慮后期運行維護方便，盡量將儀表安裝在易于運行維護的位置。

2.1.3時間窗口

嚴重事故不同階段的現(xiàn)象和環(huán)境將直接影響在該階段需要使用的儀表需要承受的環(huán)境條件。儀表在嚴重事故中需要執(zhí)行功能的時間稱為儀表可用的時間窗口。儀表設(shè)計及鑒定要求應(yīng)結(jié)合要求其可用的時間窗口及窗口內(nèi)的實際事故環(huán)境條件進行。

“華龍一號”嚴重事故下設(shè)備儀表的鑒定時間分為三類鑒定時間。

（1） 鑒定時間1

用于鑒定完成進入嚴重事故管理任務(wù)的相關(guān)設(shè)備儀表。鑒定時間為3 h。

（2） 鑒定時間2

用于鑒定完成進入嚴重事故管理到壓力容器破裂或者堆腔注水成功實現(xiàn)壓力容器內(nèi)熔融物滯留期間所需的相關(guān)設(shè)備儀表。具鑒定時間為24 h。

（3） 鑒定時間3

用于鑒定完成整個事故期間任務(wù)的相關(guān)設(shè)備和儀表。鑒定時間為15天。

2.1.4儀表質(zhì)量鑒定

“華龍一號”核電廠的嚴重事故儀表鑒定要求在《ACP1000鑒定條件》要求的環(huán)境條件基礎(chǔ)上，按照儀表執(zhí)行的功能和時間窗口，細化不同儀表的環(huán)境條件要求。

HPR1000嚴重事故下溫度壓力鑒定條件分為安全殼內(nèi)設(shè)備儀表的鑒定條件以及安全殼密封相關(guān)設(shè)備儀表鑒定條件兩種。嚴重事故下安全殼內(nèi)設(shè)備儀表的溫度壓力鑒定曲線分別如圖1和圖2所示。

HPR1000嚴重事故下輻射鑒定條件考慮在輻射環(huán)境條件的基礎(chǔ)上考慮加 10%的裕量，各個設(shè)備儀表的具體的輻射鑒定條件由其對應(yīng)的鑒定時間確定。HPR1000嚴重事故下安全殼內(nèi)設(shè)備儀表的輻射鑒定條件如下所示。

圖1 HPR1000安全殼內(nèi)設(shè)備儀表壓力鑒定曲線Fig.1 Qualification pressure curve of equipment and instruments in HPR1000 containment

圖2 HPR1000安全殼內(nèi)設(shè)備儀表溫度鑒定曲線Fig.2 Qualification temperature curve of equipment and instruments in HPR1000 containment

（1） 滿足鑒定時間1的輻射鑒定條件

鑒定的最大γ吸收劑量率為2.12 × 107mGy/h，最大β吸收劑量率為5.63 × 107mGy/h；鑒定的累積 γ劑量為 4.31 × 104Gy，累積β劑量為1.28 ×105Gy（鑒定時間1為3 h）。

（2） 滿足鑒定時間2的輻射鑒定條件

鑒定的最大γ吸收劑量率為2.12 × 107mGy/h，最大β吸收劑量率為5.63 × 107mGy/h；鑒定的累積 γ劑量為 1.08 × 105Gy，累積β劑量為3.71 ×105Gy（鑒定時間2為24 h）。

（3） 滿足鑒定時間3的輻射鑒定條件

鑒定的最大γ吸收劑量率為2.12 × 107mGy/h，最大β吸收劑量率為5.63 × 107mGy/h；鑒定的累積 γ劑量為 1.40 × 105Gy，累積 β劑量為 8.85 ×105Gy（鑒定時間3為15天）。

為保證“華龍一號”示范工程福清核電 5、6號機組的進度，部分嚴重事故必須使用的儀表選用了已按照AP1000，EPR三代電廠環(huán)境條件要求鑒定過的進口儀表，但與“華龍一號”鑒定要求略有差別，因此需要進行補充計算、分析，必要時需要補充試驗，以證明其可以完全滿足“華龍一號”鑒定條件。示范工程設(shè)計的同時，按照嚴重事故儀表的鑒定要求進行了用于華龍海外項目的儀表國產(chǎn)化研發(fā)。

2.1.5相關(guān)支持設(shè)備

為保障儀表測量通道在嚴重事故下可用，確保提供真實有效的測量參數(shù)。在正常及事故工況下的供電是否可靠也直接影響嚴重事故下監(jiān)測信息的可用性，因此要求嚴重事故可用的整個儀表通道視儀表使用的工況，應(yīng)該是由安全級電源和/或嚴重事故專用電源供電。儀表輸出信號的連接電纜、電纜需要經(jīng)過的電氣貫穿件，均應(yīng)考慮耐受嚴重事故環(huán)境條件，確保事故后將儀表的信號準確地傳輸和處理，給操作員提供正確的信息。

2.2 嚴重事故儀表設(shè)計實例

以堆腔注水系統(tǒng)的注水流量測量CIS003 MD為例進行說明，該測量參數(shù)在鑒定條件中要求鑒定時間為時間窗口3（15天）。

福清核電5、6號核電工程該儀表采用羅斯蒙特3155系列電容式差壓變送器，該儀表的檢測方案設(shè)計如圖3所示。

圖3 堆腔注水系統(tǒng)流量測量通道Fig.3 Flow measurement channel for CIS

儀表安裝在R215房間，信號由經(jīng)嚴重事故鑒定的電纜和電氣貫穿件傳輸，送至A列嚴重事故監(jiān)測和控制系統(tǒng)機柜（SA機柜）采集、處理后送至操縱員工作站、后備盤以及應(yīng)急指揮中心指示。

將儀表的鑒定試驗曲線與“華龍一號”鑒定要求比較如圖4所示，鑒定試驗曲線并不能完全包括鑒定要求。

圖4 3155K與“華龍一號”鑒定要求對比Fig.4 HPR1000 severe accident qualification requirement vs. 3155K

3155N系列根據(jù) AP1000電站要求進行了嚴重事故鑒定，3155K系列根據(jù)EPR電站的要求進行了嚴重事故鑒定和TLOCC（Total Loss of Coolant Chain）鑒定?？紤]設(shè)計、結(jié)構(gòu)的一致性以及蒸汽環(huán)境鑒定試驗程序的相似性，采用3155K系列的SA + TLOCC曲線與“華龍一號”嚴重事故鑒定要求進行覆蓋性分析。將其鑒定試驗溫度、壓力曲線與該項目嚴重事故環(huán)境條件包絡(luò)線進行對比如下，對于不能鑒定曲線不能完全覆蓋“華龍一號”嚴重事故鑒定包絡(luò)曲線的部分，應(yīng)根據(jù)具體儀表在事故后需要執(zhí)行功能的時間及該時間段內(nèi)的具體環(huán)境條件進行判斷，并補充相應(yīng)試驗，以滿足該段時間內(nèi)的環(huán)境條件要求。

圖 5顯示儀表鑒定試驗 120 h后的保溫保壓階段壓力值低于要求，但該類型的壓力變送器有不銹鋼外殼保護，對環(huán)境壓力不敏感，且根據(jù)試驗期間儀表的精度可以證明，因此認為該儀表的可用性可以滿足要求。

圖 6顯示儀表的鑒定試驗時間沒有滿足嚴重事故要求，但試驗的熱沖擊峰值高于嚴重事故鑒定要求，因其試驗溫度沒有超過儀表材料的極限溫度耐受值，根據(jù) NB/T 20149《核電廠安全重要壓力變送器鑒定規(guī)程》規(guī)定，在設(shè)備老化的熱當量分析上，使用阿倫紐斯方程式進行高溫短時的加速老化試驗來模擬設(shè)備在較低溫度和較長時間影響下的老化性能的折算分析。

圖5 3155K變送器鑒定壓力曲線與“華龍一號”鑒定要求對比Fig.5 HPR1000 severe accident qualification pressure requirement vs. 3155K

圖6 3155K變送器鑒定溫度曲線與“華龍一號”鑒定要求對比Fig.6 HPR1000 severe accident qualification temperature requirement vs. 3155K

通過阿倫紐斯公式進行熱當量換算后，仍有一部分溫度鑒定時間不能滿足（計算中活化能選取元器件中活化能最低的薄膜電阻，計算值偏于保守）。得到的覆蓋曲線時長為310.6 h，相比于嚴重事故鑒定曲線15天的時間，仍缺少49.4 h。通過對同一樣機補充該時長下的溫度時間，誤差在樣本給出的精度范圍之內(nèi)，故儀表在嚴重事故鑒定時間3范圍內(nèi)的溫度試驗可以滿足要求。

針對輻照試驗，堆腔注水流量的鑒定時間窗口3的輻照條件為γ累積劑量為1.40 × 105Gy，β累積劑量為 8.85 × 105Gy，保守考慮將 β等效折算后，累積劑量為 1.025 × 106Gy，3155變送器的鑒定試驗輻照累積劑量為1.65 × 106Gy，可以滿足HPR1000鑒定條件要求。

堆腔注水系統(tǒng)流量的信號采集與處理在 A列 SA機柜進行，可以滿足嚴重事故供電及環(huán)境條件要求。

綜上分析，堆腔注水系統(tǒng)流量測量儀表設(shè)計在嚴重事故下規(guī)定的執(zhí)行功能時間窗口內(nèi)是可以滿足使用要求的。

2.3 設(shè)計優(yōu)化

后續(xù)可考慮進行相關(guān)設(shè)計優(yōu)化，對于環(huán)境條件極其惡劣的位置，進行儀表測量方式的設(shè)計優(yōu)化，將儀表的電子部件進行分體式設(shè)計，采用遠傳的隔離容器貫穿安全殼，儀表安裝在殼外環(huán)境較為和緩的位置，亦可將傳感部件及轉(zhuǎn)換部件分別安裝在殼內(nèi)和殼外，以減少嚴重事故惡劣的環(huán)境條件對儀表中電子部件的影響，提高儀表耐受嚴重事故環(huán)境條件的能力?？梢詼p少嚴重事故鑒定的儀表使用，從而減少儀表的投資，改善儀表的日常維護環(huán)境。

3 結(jié)論

嚴重事故儀表設(shè)計及鑒定在國內(nèi)處于起步階段，需要綜合考慮儀表設(shè)計準則、安裝位置、嚴重事故環(huán)境條件，借鑒先進的研究方法，國外的相關(guān)工程經(jīng)驗和大量的儀表運行數(shù)據(jù)不斷的進行探索和完善。本文為嚴重事故儀表可用性評估工作提供了技術(shù)支持，促進了“華龍一號”示范工程的順利建設(shè)。結(jié)合示范工程中遇到的問題，對嚴重事故相關(guān)儀表進行設(shè)計優(yōu)化，并對后續(xù)項目的工作提出了思考和建議，也對其他先進的核電技術(shù)研究設(shè)計中的嚴重事故儀表設(shè)計工作具有一定的推廣和借鑒意義。