核电厂反应堆冷却剂压力边界完整性监测要求的探讨

王骄亚 周新建 陈冬雷 凌 君 孙 瑜 刘洪涛

(深圳中广核工程设计有限公司，广东 深圳 518172)

0 引言

在核电厂的正常运行过程中，由于正常运行的损耗、机械损伤、腐蚀、疲劳等因素会导致电厂设备的性能下降，从而可能导致设备失效，进而引起冷却剂泄漏。运行经验和研究已经表明，由于一回路硼酸腐蚀、盈利腐蚀等原因导致反应堆冷却剂压力边界发生很小的泄漏，这类泄漏可能会进一步扩展升级为失水事故的风险。

根据美国核电厂标准审查大纲3.6.3 的要求，破前漏(leakage before break，LBB )技术的应用前提是设置泄漏监测系统。因此，根据RG 1.45 -2008［1］的要求，必须为核电厂设计泄漏监测系统。本文首先分析了RG 1.45 -2008 的要求，然后对比它与RG 1.45 -1973［2］的差异，最后对国内核电厂泄漏监测系统采用的方法进行探讨。

1 RG 1.45 -2008 主要监测要求

1.1 泄漏定义

根据RG 1.45 -2008，泄漏可以分为两类，即可识别泄漏和不可识别泄漏。

可识别泄漏是指可收集、可衡量或从已知的泄漏源头发生的泄漏。不可识别泄漏是指可识别泄漏以外的其他泄漏，主要指反应堆冷却剂压力边界的泄漏。

泄漏监测系统监测的对象是针对不可识别泄漏。

1.2 主要监测要求

RG 1.45 -2008 从监测泄漏和确定其泄漏源的方法、监测方法性能要求、抗震鉴定要求、泄漏管理要求等四个方面介绍了对泄漏监测系统设计的要求。

(1)监测泄漏和确定其泄漏源的方法

RG 1.45 -2008 推荐了下列方法确定不可识别泄漏的泄漏率:

①疏水坑(罐)液位或流量监测;

②气载粒子放射性监测;

③气载气体放射性监测;

④安全壳大气湿度监测;

⑤安全壳大气压力和温度监测;

⑥空气冷却器冷凝水流量监测。

此外，为了确定不可识别泄漏的泄漏源，RG 1.45 -2008推荐了下列方法:

①特定设备表面安装湿度探测器的方法;

②特定设备表面安装声发射探测器的方法;

③通过安装在安全壳内的耐辐照摄像机进行在线监测。

(2)监测系统性能

①探测器响应时间要求。除了一些特殊情况，例如在机组刚启动运行最初的几周之内，所有的监测方法应该能够在1 h 或者更短的时间内监测到泄漏率为3.8 L/min 的不可识别泄漏。

②信号关系和校准。测量的信号应转换为泄漏率，并实时地送到主控室显示。此外，为了确保监测信号的可靠性，可以对测量方法进行测试和校验。

(3)抗震鉴定

因为核电厂可能在地震期间和地震后仍然继续运行，泄漏监测系统在地震期间和地震后仍然需要保持其功能。当电厂发生安全停堆地震后，对于操纵员而言评估安全壳内的状态是非常重要的。因此，对于泄漏监测系统而言，至少有一种监测方法在安全停堆地震之后仍然能够评估安全壳内的泄漏状态。

(4)泄漏监测管理

①反应堆冷却剂系统中有重大风险区域的泄漏监测:电厂应监测反应堆冷却剂压力边界的关键设备的泄漏。对于现在运行的反应堆而言，关键的反应堆冷却剂压力边界设备包括但不限于反应堆压力容器上封头、控制棒贯穿管嘴、稳压器管嘴和不同类型金属的焊接区域。

②监测仪表的能力、可运行性能和可用性:泄漏监测系统对于探测潜在的恶化状况非常重要。

系统应能够及时地探测到泄漏，并确定泄漏的位置以确保泄漏没有使得安全状况恶化。泄漏监测系统的性能包含总体响应时间(包含传输延误时间和探测器响应时间)、探测器灵敏度和精度、确定泄漏位置的能力以及操纵员对泄漏的响应。

泄漏监测系统应该使用多种、多样化、冗余的探测器，确保从泄漏源到探测器的泄漏传输延迟时间最终能产生一个可接受的总体响应时间。如果电厂运用了LBB 技术，泄漏监测系统的总体响应时间应满足LBB技术分析程序的需要。

③泄漏数据的趋势分析:电厂应定期分析可识别泄漏和不可识别泄漏的趋势。对泄漏率变化(特别是泄漏率变大)的分析，对于判断电厂能否继续运行在安全限值以内非常重要。此外，增加的泄漏率可能意味着潜在的恶化状况。因此，操纵员应该能够分析可识别泄漏率和不可识别泄漏率的趋势，以便能够及时响应电厂的恶化趋势。

④泄漏响应:为了及时响应泄漏，电厂应建立一套泄漏管理程序去响应泄漏，该程序根据泄漏率的大小逐步确定行动水平，并逐步确定泄漏源。这套泄漏管理程序应包括分析监测数据、确定存在泄漏，确定可能的泄漏源，增加确认和量化泄漏率的频率，执行趋势分析，在安全壳外进行巡检、计划进入安全壳、确定泄漏源(通过进入安全壳或者远程监视的方法)等内容。

综上，RG 1.45 -2008 对泄漏监测系统的要求小结如下。

①泄漏监测系统执行非安全功能。

②泄漏监测系统能够监测1 GPM(1 加仑每分钟，即3.8 L/min)的泄漏率，响应时间不超过1 h;如果不考虑响应时间，泄漏监测系统能够监测到的最小泄漏应该为0.05 GPM(0.19 L/min)。

③应至少采用两种独立的、多样化的监测方式量化泄漏率，并能确定泄漏源。

④至少一种监测方式满足安全停堆地震期间和地震后可用。

⑤需要将监测信号转换为泄漏率并送到主控室供操纵员使用。

⑥可对泄漏监测方法进行定期测试和校验。

2 RG 1.45 1973 版与2008 版的差异对比

(1)监测方法

1973 版导则要求至少采用3 种监测方法，其中有2 种监测方法要求使用疏水坑(罐)液位或流量监测和气载粒子放射性监测;第三种监测方法在导则所推荐的方法中进行选择，包括空气冷凝器冷凝水流量监测，气载气体放射性监测，安全壳大气湿度、温度、压力等监测方式［2］。

2008 版导则推荐了可量化和可定位的泄漏监测方法，其并未强制要求选择哪种方法，只要求至少采用2 种独立的、多样化的监测方法。

(2)泄漏定位

1973 版导则对不可识别漏泄的定位无强制要求，2008 版导则要求定位可能的不可识别泄漏区域。

(3)抗震要求

两个版本的导则都要求至少有一种方法在安全停堆地震期间及地震后可用，但1973 版导则明确要求气载粒子放射性监测方法可以在地震后可用;而2008 版导则说明只要有一种监测方式满足在安全停堆地震期间和地震后可用即可，并未强制地对某一种具体的监测方法提出抗震要求。

(4)泄漏监测管理

2008 版导则对泄漏监测管理提出了明确的要求，这些要求包括对反应堆冷却剂压力边界关键设备的监测要求，如对反应堆压力容器上封头、控制棒贯穿管嘴、稳压器管嘴和不同类型金属的焊接区域;对不确定泄漏率和确定泄漏率的趋势分析，确保及时对任何不利趋势做出响应;对泄漏的响应方法，要求建立一套带行动水平的逐步的响应方法，该方法可以逐步确定泄漏的存在并定位泄漏源。1973 版导则对泄漏监测管理无明确要求。

3 泄漏监测方法的应用

国内的核电厂都设置了泄漏监测系统，主要使用了下列方法。

①疏水坑(也称为地坑)液位监测;

②气载粒子/气体放射性监测;

③温湿度监测;

④声发射监测;

⑤空气冷却器冷凝水流量监测;

⑥总装量平衡试验等方法。

(1)疏水坑(也称为地坑)液位监测

疏水坑液位监测是一种常用的监测方法，被应用于目前国内各主要技术路线的核电厂。

该方法的主要原理:当反应堆冷却剂压力边界发生不可识别泄漏时，泄漏的冷却剂将以两种形式存在，一种以液态的形式存在，另一种以气态(闪蒸)的形式存在。对于液态形式存在的泄漏，在相应的设备房间设置地漏，并将其收集到专用的疏水坑中;对于以气态形式存在的泄漏，通过反应堆厂房暖通系统冷却为冷凝水，再将冷凝水引到同一个专用的疏水坑中，疏水坑液位的变化率即为不可识别泄漏率。

该监测方法可以满足安全停堆在地震时和地震后可用的要求，但无法定位泄漏的位置。

(2)气载粒子放射性监测

气载粒子/气体放射性监测的方法也普遍应用于各种技术路线，但这种监测方法随监测对象不同，监测性能受到一定的限制。该监测方法配合其他监测方法(例如疏水坑液位监测、空气冷却器冷凝液监测)可以识别泄漏是来自于一回路还是二回路(在反应堆厂房内的主蒸汽管道)。

当监测对象是裂变产物时(例如惰性气体)，由于裂变产物在燃料元件包壳中，在反应堆刚启动的一段时间以及燃料元件包壳破损率很小时，进入冷却剂的裂变产物很少，随不可识别泄漏进入安全壳大气的裂变产物也很少，因此很难量化不可识别泄漏。通过对CPR1000 堆型实际运行的裂变产物源项进行分析，假设发生1 GPM 的泄漏，裂变产物进入到安全壳，在通风系统作用下混合均匀后，安全壳大气中惰性气体的活度浓度可达103 Bq/m3数量级。这个量与现在市面放射性监测仪表的测量下限相同，因此放射性监测仪表很难准确测量。

RG 1.45 -1973 版之所以强制推荐这种方法，是因为当时燃料元件制造工艺比现在落后，反应堆正常运行时燃料元件包壳破损率较高，通过这种方法可以很灵敏地监测到不可识别泄漏。但随着燃料元件制造工艺的进步，实际运行过程中燃料元件包壳破损率远小于包壳破损率假设，因此在RG 1.45 -2008 版中虽然推荐了这种方法，并未强制要求使用该方法。

当监测对象是活化产物时，活化产物的活度浓度与燃料元件包壳破损率大小无关，只与反应堆功率水平相关［3］，此时可使用监测活化产物的量来监测不可识别泄漏。国内某堆型核电厂使用了这种监测方法。冷却剂中的16O 被活化为18F，18F 的半衰期为109.74 min，且大部分的18F 同位素(约为97%)是可溶性的。当发生不可识别泄漏时，18F 以气溶胶的形式进入安全壳大气，此时使用18F 探测器，在反应堆功率大于20%时，可监测并量化不可识别泄漏。

气载粒子/气体的监测方法满足抗震要求，但无法判断泄漏源。

(3)温湿度监测

温湿度监测方法目前也被用于国内的三代技术路线的核电厂。

例如田湾核电厂使用了温湿度监测方法。该方法是将温湿度探测器布置在管线保温层连接处，用于测量保温层与管道之间空隙的温湿度。当发生不可识别泄漏时，反应堆冷却剂首先进入该空隙，然后很快在空隙中扩散，最终从保温层连接处扩散到安全壳大气中。此时，温湿度探测器可以灵敏地响应。

台山核电厂采用的湿度监测方式被命名为FLUS［4］，被监测对象上布置了压缩空气管道和灵敏收集蒸汽的收集器，干燥的压缩空气定期从一个方向吹向湿度探测器。经过蒸汽收集器，当发生不可识别泄漏时，湿蒸汽被干燥的压缩空气吹至湿度探测器，通过对湿度的测量确定泄漏率。该方法可以监测到0.015 kg/s的泄漏率。

由于温湿度探测器布置在保温层上，因此该监测方法很难满足抗震要求，但该方法可以判断泄漏的大致位置。

(4)声发射监测

目前国内的在运电厂只有田湾核电厂使用了声发射监测方法。该监测方法的原理［5］是当发生不可识别泄漏时，由于泄漏的原因会在泄漏处发生连续的机械波，所产生的声发射波的频带范围分布随泄漏孔大小、泄漏大小和介质不同从几个赫兹到几百千赫兹。利用适合的声发射传感器测量声发射波，然后将机械波转变成电信号，经过分析处理可以确定泄漏率并判断泄漏位置。一般而言，泄漏量越大，激发的声发射信号幅度也越高。

该监测方法不仅能够确定泄漏率，还可以判断泄漏的位置，但该监测方法不满足抗震要求。

(5)空气冷却器冷凝水流量监测

该监测方法应用于国内的台山核电厂，中广核集团的华龙一号也计划使用该监测方法。

以气态形式存在的不可识别泄漏，在暖通系统的作用下将被冷却为冷凝水。对冷凝水的流量进行监测也可反映不可识别的泄漏率。在台山项目在EPR 技术路线，该方法可以监测0.05 kg/s 的泄漏率。

该监测方法不能定位泄漏源，也不满足抗震要求。

(6)总装量平衡试验

压水堆核电厂一般都设置了化学和容积控制系统。该系统配置了容积控制箱，容积控制箱作为反应堆冷却剂系统的缓冲箱，可以容纳稳压器不能吸收的部分的冷却剂。当容积控制箱的水位较高时(高于高水位)，多余的冷却剂将被排放到硼回收系统(以CPR1000 堆型为例);当水位较低时(低于低水位)，由硼和水补给系统补水，通过测量化学与容积控制系统内总水量的变化情况就可以精确地计算反应堆冷却剂系统的泄漏［6］。该试验基于下列条件。

①机组必须处于稳态工况;

②最短试验时间为2 h，时间越长，计算精度越高;

③在本试验执行过程中不进行加硼或稀释操作;

④试验周期为每日一次。

总装量平衡试验虽然不能实时监测不可识别泄漏，但其测量灵敏度较高，最小可测量到75 L/h 的泄漏率。该方法可以结合其他监测方法，共同确定反应堆冷却剂压力边界的不可识别泄漏。

4 结束语

为了及时发现核电厂运行过程中潜在的微小泄漏的风险，避免该风险进而演变为失水事故，必需为压水堆核电厂设置泄漏监测系统。RG 1.45-2008 提供了多种监测方法，可以监测不可识别泄漏的泄漏率，定位泄漏源的位置，并对电厂泄漏监测的管理提出建议。压水堆核电厂可根据本电厂的实际情况，选择两种或多种多样性原理的监测方法对不可识别泄漏进行监测，并判断泄漏源的位置，以确保电厂能够安全的运行。

［1］ Regulatory Guide 1.45 Guidance on monitoring and responding to reactor coolant system leakage［S］.2008.

［2］ Regulatory Guide 1.45 Reactor coolant pressure boundary leakage detection systems［S］. 1973.

［3］ 三门核电一期工程1＆2 号机组 最终安全分析报告 第5 章 反应堆冷却剂系统及其连接系统［R］.2011.

［4］ Wilhelm L. 台山核电厂Leak Detection System Flus KIL System Design Manual，2011.

［5］ 梁伟.声发射检测技术在管道泄漏信号识别中的应用［J］.科学技术与工程，2007，7(8):1596 -1601.

［6］ 刘竞.Yangjiang Nuclear Power Project Periodic Test Rule Reactor Coolant Leak Rate Measurement PTR RCP 1［R］.2013.