浅谈CPR1000新建机组安全壳日常泄漏率异常频发原因及预防措施

2016-07-12 11:29梁斌王雷韩正
科技视界 2016年6期
关键词:安全壳

梁斌 王雷 韩正

【摘 要】安全壳作为核电站第三道安全屏障,其密封性在事故工况和日常运行期间都必须得到保证,以包容放射性物质,达到保护公众和环境的目的。近年来国内新建CPR1000机组在首次临界后发生了几起安全壳日常泄漏率超过或接近第一安全限值的异常情况,本文主要分析CPR1000新建机组安全壳日常泄漏率异常频发的原因及预防措施。

【关键词】安全壳;泄漏率;CPR1000新建机

0 背景

CPR1000机组的安全壳是一个外径38.8m,高56.68m,壁厚约0.9m,自由体积49400m3内附钢内衬的圆柱形预应力钢筋混凝土构筑物,其筒体上开有几百个供流体、信号、电源传输的贯穿件,机组建设期间通过安全壳试验(CTT),验证安全壳在LOCA工况下能够包容放射性物质。机组启动后,通过安全壳日常泄漏率在线监测系统,每日监测安全壳的泄漏率,保证运行期间放射性物质对环境的释放在允许范围内。

1)安全壳日常泄漏率监测原理

CPR1000机组正常运行期间安全壳内部压力在-40-+60mbar.g之间循环,安全壳日常泄漏率是监测安全壳在60mbar.a时对环境的释放泄漏率。因安全壳内的压力是一个循环过程,所以通过监测安全壳每日对应压差△P下的泄漏率QId,然后换算到60mbar.a的泄漏率QI60。

2)泄漏限值要求

核电站运行技术规范对安全壳日常泄漏率有两个限制,第一限值为5Nm3/h,第二限值为10Nm3/h,具体的要求为:

QI60≤5Nm3/h,正常运行;

5Nm3/h

QI60≥10Nm3/h时,后撤时间只有3天。

1 影响安全壳日常泄漏率的因素

1.1 机械贯穿件隔离阀的密封性

CPR1000机组约有84组机械贯穿件隔离阀需进行密封性试验,试验结果直接影响安全壳的日常泄漏率。

1.2 B类贯穿件的密封性

B类贯穿件主要包括电气贯穿件、人员闸门、设备闸门、燃料传输通道。这部分设备的等效直径大,且通过软质密封圈密封,经常开关导致密封圈磨损后会发生泄漏。

1.3 正常运行期间常开隔离阀所在系统功能完整性

机组正常运行期间贯穿件隔离阀为开状态的系统在安全壳内大气和壳外大气的隔离功能是否完整,对安全壳的泄漏率有影响。

2 新建机组存在的问题

2.1 建设周期长

新建机组贯穿件隔离阀密封性调试试验从冷试前开始到CTT前完成,持续5个月左右,第1个贯穿件试验完成到机组装料间隔约10个月时间,期间隔离阀所在系统并非一直处于运行状态,阀门密封性能会发生改变(图1)。

2.2 施工环境差

工程建设期间,RX厂房内存在大量打磨切割作业,产生大量的烟尘,建设期间遗留的建筑灰尘,虽在CTT前进行工业清洁,但仍遗留少量灰尘,CTT排气阶段以及机组建设后期RX厂房通风投运后,灰尘会随空气进入通风系统,对通风系统的贯穿件隔离阀密封面产生影响。

目前,国内核电站基本建在沿海,湿度大,尤其在RX厂房通风不可用阶段,极易导致部分碳钢管道腐蚀生锈,影响隔离阀门密封性。

2.3 设备缺陷多

阀门检修:在CTT后到机组装料的4个月时间内,陆续有隔离阀进行解体检修,如不进行密封性再鉴定,将存在泄漏率超标的较大隐患。

系统故障:部分运行期间安全壳隔离阀为开的系统,由于个别阀门或系统连接件的密封性能下降,导致RX厂房内气体与环境相通。

3 预防措施

通过对近年新建机组安全壳日常泄漏率异常事件的原因分析,总结出几项预防措施,并在2台新建机组上实施,效果良好,可供同行从业人员参考执行。

3.1 安全壳隔离阀密封性再鉴定

3.1.1 检修安全壳隔离阀密封性再鉴定

工程建设期间,CTT后由于安全壳隔离阀故障等原因,导致阀门检修,准确梳理隔离阀检修清单,及时评价密封性试验必要性及实施密封性再鉴定试验尤为重要。

建议在CTT后可召集工程调试、安装、计划以及电厂维修、计划进行讨论,确定CTT后阀门维修信息的通报规则,由电厂维修、技术专业评价阀门密封性再鉴定的必要性,在装料前按照调试验收准则完成所有需密封性试验的隔离阀再鉴定工作。

3.1.2 大管径贯穿件隔离阀密封性再验证

可在装料前针对是管径较大的通风系统贯穿件,以及阀门结构特殊对介质(如灰尘)的敏感度较高的隔离阀进行密封性再鉴定试验。通过在两台新机组的几次试验,均发现部分阀门存在泄漏率超标情况。

3.2 装料后B类贯穿件密封性试验

由于机组装料会打开燃料传输通道运输燃料,以及打开设备舱门运输大型设备,在燃料传输通道和设备舱最终关闭后需重新进行密封性试验。

因装料到机组临界,0/8米人员闸门都处于经常动作的状态,其密封圈可能会受到磨损,在机组离开MCS(冷停堆维修模式)前,应完成0/8米人员闸门的密封性试验。

3.3 泄漏率监测与预判,发现问题及时处理

3.3.1 安全壳内的压力监测

新建机组首次临界后启动安全壳日常泄漏率监测系统,因泄漏率监测系统需至少5日进行初始化后才能计算出第1个安全壳泄漏率值,故需要每日监测安全壳压力上涨情况。

如安全壳压力连续2日不上升,则需立即进行泄漏查找。

若安全壳压力上升,根据理想气态方程和质量守恒,将进入RX厂房的压缩空气流量QSAR,换算成安全壳内部压力变化数值,与对应时间内的安全壳内实际压力变化进行比较,同时也可结合当日QId,进行综合判断。

计算过程如下:

对QSAR使用理想气态方程P0V0=mRT0

对安全壳内的气体变化使用理想气态方程?驻PLVL=?驻mRTL

假设安全壳不泄漏,QSAR进入RX厂房的气体质量与安全壳内气体质量变化相等,即m=?驻m,令V0=QSAR·t,则上述两式联解:

其中:

PL为安全壳内由于SAR进入导致的压力上升;

P0为SAR气体对应的压力101325Pa;

T0为SAR气体对应的温度273K;

TL为t对应的安全壳内的平均温度;

VL为安全壳内部自由体积;

t为时间。

3.3.2 泄漏率预判

通过分析安全壳日常泄漏率在线监测系统在机组临界后前3-4日的半小时数据,对数据进行筛选,剔除异常数据,根据每日的(QId,△P)初步计算QI60,如已大于5Nm3/h,应做进一步详细分析确认。

【参考文献】

[1]RCC-G 86版[Z].

[2]内部文件:机组运行技术规范[S].

[责任编辑:王楠]

猜你喜欢
安全壳
三代核电厂过滤排放系统功能定位分析
CAP1000严重事故下安全壳超压缓解策略研究
安全壳内水池气泡破碎后夹带液滴的粒径分布
CANDU6核电厂无过滤安全壳通风模式的研究
CAP1400钢制安全壳现场组装焊接质量控制
大型干式安全壳严重事故下超压失效概率研究
非能动核电站安全壳外壁下降水膜的稳定性分析
核电站安全壳用SA738Gr.B钢板焊接性能研究
核电厂直接安全壳加热事故的数值模拟与分析
非能动安全壳严重威胁状态下的氢气风险分析